Прежде, чем продолжить описание замкнутого ядерного топливного цикла, как меня убедили, стоит значительно подробнее рассказать о процессе переработки ОЯТ – отработанного ядерного топлива. И я вынужден согласиться: ведь большая часть радиофобии, подогреваемой всевозможными противниками атомной энергетики, основана именно на мифе о жуткой вредности ОЯТ, которая просто валит с ног невероятной радиоактивностью и со дня на день уничтожит всю планету и нас, «нищасных», вместе с ней. Так что, хоть я сначала и не планировал, а придется написать цикл внутри цикла – о хранении и о переработке ОЯТ.

Часть 3.

С переработкой ведь не всегда было все гладко. До того момента, как стали внедрять запатентованный в 1947 году американцем Леанердом Аспреем (Larned Brown Asprey) пьюрекс-процесс, и на Западе, и у нас применялся висмут-фосфатный процесс, разработанный в тех же США в 1943 году. Висмут-фосфатный процесс использовался, в первую очередь, для наработки оружейного плутония из ОЯТ, поступавшего с реакторов-бридеров, «заточенных» под создание конкретно плутония-239. Благодаря ему Нагасаки «порадовал» именно плутониевый заряд, и тот же висмут-фосфатный процесс использовался в СССР для создания наших бомб. И американцы, и мы торопились ковать ядерный щит и меч, поэтому руки до освоения придумки Аспрея дошли позже, чем надо было.

Память о себе висмут-фосфатный процесс нам оставил очень недобрую: с 1957 года от Озерска до Пионерска, более, чем на 300 км, протянулся Восточно-уральский радиоактивный след, накрывший собой 23 тысячи квадратных километров и 272 тысячи человек, проживавших на этой территории. Атеисты говорят о розе ветров, верующие – о том, что кто-то или что-то хранит Россию, спорить нет смысла: Восточно-уральский след не коснулся Свердловска и Челябинска, городов-миллионников. Но ядерное оружие собрало свою кровавую жатву – в первые же 10 дней погибло от радиации не менее 200 человек, а общее число пострадавших оценивается в 250 тысяч человек. Об этом нельзя не рассказать подробно – надо хорошо понимать, как такое стало возможно и все ли сделано, чтобы такое никогда не повторилось впредь. Так что рассказ об этой аварии на заводе «Маяк», конечно же, будет. Вот только давайте не сразу – сначала попробуем понять подробнее, что же такое ОЯТ, как с ним обращаются у нас и за рубежами России. Так что начнем с изучения того, как ОЯТ хранится, а потом уже вернемся к способам его переработки.

Просматривая сайты «Гринписа» и прочих борцов за экологию, я иногда натыкался на расшифровку аббревиатуры ОЯТ как «отходов» ядерного топлива.

«Отходы»?.. Давайте еще раз напомню, что мы видим в условной тонне ОЯТ. 924 кг урана-238. Ничего себе, «отход»! Его ведь добыли из природной руды, в которой частенько 99% и даже больше – пустая порода. Вытаскивали из шахт/карьеров, очищали механически, химически, перевозили из отдаленных уголков, прокручивали в центрифугах – и вот после всего этого кто-то хочет называть это «отходами»? Блин, никакой совести… Дальше – около 8-9 кг урана-235, на котором, собственно говоря, и работает вся наша атомная энергетика. От 10 до 12 кг – изотопы плутония, которого в природе просто не существует ни в каком виде, он может «вырасти» только в самом реакторе. 945 килограмм в тонне – однозначно полезные вещества, добытые человеком за счет огромного труда и немалых денег. Еще 21 кг – это трансурановые элементы.

«Трансурановые» – это те, которые тяжелее урана, которые в природе тоже не встречаются, которые тоже вот только в атомном реакторе и «выращиваются». Среди них, к примеру, изотоп нептуния-237 – прекрасный исходный материал для получения плутония-238. А плутоний-238 – это основа РИТЭГов, радиоактивных источников электроэнергии: плутоний-238, распадаясь, производит тепло, а термоэлектрогенератор превращает ее в электричество. На РИТЭГах работает аппаратура космических аппаратов, летящих туда, где солнечные батареи уже бесполезны. К примеру, РИТЭГ обеспечивает электричеством марсоход «Кьюорисити» – сейчас РИТЭГ дает 125 ватт электрической мощности, через 14 лет будет выдавать 100 ватт. На РИТЭГах работала и все еще работает аппаратура «Вояджеров», аппаратура стартовавшего к Плутону «Нью Хоризонта». А еще РИТЭГи – аппаратура навигационного оборудования вдоль Северного морского пути, работающая годами на берегах морей с удивительно ласковой погодой. РИТЭГи – это работа метеостанций в такого же рода местах: выставили один раз, и до следующего захода – лет 20-30 в запасе. «Отход»?..

Америций-241 – основа измерительных приборов, нужных в самой разной промышленности. Только этот элемент делает возможным, например, непрерывно измерять толщину металлических лент, листового стекла. При помощи америция-241 снимают электростатику с пластмасс, синтетических пленок, бумаги при их производстве, он стоит в некоторых детекторах дыма. Еще перспективнее америций-243 – на нем возможна цепная реакция при критической массе всего 3,78 кг. Нет, не для бомб, успокойтесь не волнуйтесь. 3,78 кило – это сверхкомпактный реактор, который спокойно поднимается на орбиту, откуда и может состояться старт корабля в дальний космос на совсем других скоростях, нежели сегодняшние космические аппараты. Нет, я тут не фантастический рассказ сочиняю: в тонне ОЯТ – около килограмма америция-241, из которого и можно произвести почти килограмм америция-243.

Про трансурановые атомы, про их изотопы можно рассказывать и рассказывать – многие из них интересны уже сейчас, многие открывают самые заманчивые перспективы. Так что человека, который обзывает ОЯТ «отходами» хочется понять и простить. Хочется – но не можется.

Вся радиоактивная опасность – оставшиеся 30 -35 кг так называемых «продуктов деления». Цепная реакция – это ведь не только «один нейтрон выбил два нейтрона, а те, в свою очередь, еще четыре». Нейтроны нейтронами, а что происходит с атомом, в который оный нейтрон изволил врезаться? От удара атом урана-235 разваливается на части, то же самое делает атом плутония. Да, есть еще один «секрет» атомной энергетики, заслуживающий пары слов.

Помните, как образуется плутоний в реакторе? Время от времени «балласт» в виде урана-238 принимает в себя нейтрон и, после двух бета-распадов, превращается в плутоний-239. А плутоний в цепную реакцию вступает еще охотнее, чем уран-235, и он это делает сразу, как только образуется. Плутоний «горит», добавляя мощности всем нашим реакторам – и это хорошо и полезно. 1% плутония, который, в среднем, содержится в ОЯТ – это тот плутоний, который не успел «сгореть», а вырабатывается его за время нахождения твэлов в реакторе раза в два больше.

Так вот, вся вредность ОЯТ – это осколки, образующиеся после ударов нейтронов в ядра урана-235 и в ядра плутония. Три – три с половиной кило редчайшей гадости и мерзости в каждой тонне. Часть этих элементов начинает активно «поедать» нейтроны, замедляя реакцию. Часть этих элементов ухудшают прочность топливной таблетки, делая ее хрупкой, а часть – это вообще газы, которые заставляют «распухать» топливные таблетки. И все продукты деления (дальше – просто ПД. Нет, просто П и Д, не надо добавлять лишние буквы, хоть они и просятся!) – радиоактивны до неприличия. Так что, когда мы говорим о переработке ОЯТ – мы рассуждаем о том, как сделать максимально безопасными вот эти самые 3 – 3,5% ПД, как использовать повторно невыгоревшие уран-235 и реакторный плутоний. На всякий случай повторю, что такое «реакторный плутоний»: смесь из изотопов плутония с номерами 239, 240 и 241. Плутоний-240 – то, из-за чего плутоний реакторный никогда не станет плутонием оружейным, то есть то, что делает ОЯТ безопасным с точки зрения распространения ядерного оружия.

Не хочется теоретизировать, давайте просто посмотрим на судьбу твэлов после того, как их вытащили из реактора. Сборки «фонят» и греются изнутри, поскольку в ПД продолжаются ядерные реакции. Куда деть такое «счастье»? Ну, не транспортировать же! Вода, самая простая вода очень неплохо тормозит нейтроны – вот потому твэлы с ОЯТ и укладывают в специальные пристанционные бассейны. После того, как радиоактивность и температура упадут до значений, которые позволяют их транспортировать, стержни извлекают, помещают в специальную толстостенную тару и везут в специальные «сухие хранилища». «После» в случае водно-водных реакторов – это через три года, меньше нельзя. Транспортировка – это совсем не тривиальная операция. Засунуть сборки твэлов во что-нибудь чугунно-свинцовое – так ведь вес! Потому контейнеры просто стальные, но зато заполнены инертными газами – они и нейтроны поглощают, и охлаждают одновременно. А вот уже сами контейнеры – в транспортно-упаковочные комплексы, где снова сталь, но уже в комплекте с бетоном. Вытащили из бассейна, уложили в контейнеры, в контейнеры вкачали газ, контейнеры упаковали-закрепили в комплексы и только после этого – повезли. Только так и никак иначе.

Куда везут? Сухие хранилища ОЯТ реализованы в России, США, Канаде, Швейцарии, Германии, Испании, Бельгии, Франции, Англии, Швеции, Японии, Армении, Словакии, Чехии, Румынии, Болгарии, Аргентине, Румынии, Украине. Все остальные страны вынуждены каким-то образом договариваться с ними. Впрочем, чего это я? «Каким-то образом» – да понятно, каким! Деньги. Вариантов нет.

Технология хранения ОЯТ в хранилищах контейнерного типа с использованием контейнеров двухцелевого назначения (для хранения и транспортирования), Фото: atomic-energy.ru

Сухие хранилища – тоже большая тема. Дело тут не столько в качестве, сколько в количестве. 400 с лишним коммерческих реакторов по миру, сотни опытных, экспериментальных, исследовательских, реакторов подлодок прочих авианосцев… Ага. 378,5 тысяч тонн ОЯТ – на сегодня, на лето-2016. И 10,5 тысяч тонн ежегодно. И 3-3,5% в них – ПД. Я не просто так говорил, что в эту аббревиатуру настырно просятся дополнительные буквы… Много. Очень много. Потому и хранилищ надо немало, объемы им большие требуются. Прочие требования понятны: радиационная безопасность, защита от любых проникновений, максимально возможная удаленность от крупных городов. ПД и после трех лет под водой продолжают активничать – значит, еще и система охлаждения в комплекте с системой радиационной безопасности. В общем, хлопотно, дорого, но вариантов нет.

Давайте чуть подробнее о том, как это организовано в России, поскольку наше сухое хранилище ОЯТ (с вашего позволения – далее СХ ОЯТ) введено в строй совсем недавно, и на нем впервые применены технологические новинки, делающие его на сегодня уникальным. И эти слова – не ура-патриотизм с шапко-закидательством, а констатация факта со стороны МАГАТЭ.

Строить СХ ОЯТ в Железногорске, на Горнохимическом комбинате (далее – просто ГХК) начали в далеком 2002, но до активной работы прошло шесть лет: все резко изменилось после того, как в 2008 году Россия приняла свою первую федеральную целевую программу «Обеспечение ядерной и радиационной безопасности на период с 2008 по 2015 годы». После этого была решена проблема финансирования, и генеральный директор ГХК Петр Гаврилов показал, что и в наши времена работать, засучив рукава, выдавая на-горА результат четко по графику и без набивших оскомину финансовых махинаций – тоже можно. В декабре 2011 СХ ОЯТ на ГХК (ух ты, какой поток аббревиатуры получился) был сдан в эксплуатацию. Успели! Уложились ровно в смету – 16 миллиардов рублей, и давайте-ка мы эту цифру зафиксируем поточнее, чтобы было удобнее сравнивать с затратами в странах, которые теперь принято изящно называть «западными партнерами». Курс рубля к доллару в 2011 – в среднем 31, так что в СХ инвестировано 516 миллионов долларов. Объем первой очереди СХ на ГХК – 8,129 тысяч тонн, то есть арифметика у нас в России – 6 миллионов 350 тысяч долларов на хранение 1 тысячи тонн ОЯТ (разумеется, это только первоначальные затраты).

И слово «успели» с восклицательным знаком – тоже не просто так. Проблема была в том, что на производственном объединении «Маяк» не перерабатывалось ОЯТ с реакторов типа РБМК – только с реакторов ВВЭР. Соответственно, «мокрые» хранилища под топливо с РБМК заполнялись, заполнялись и заполнялись. От переполнения пристанционных площадок спасало большое «мокрое» хранилище на том же ГХК, но и оно в 2011 было забито под завязку. На российских АЭС за год вырабатывается 650 тонн ОЯТ, и половина из них – ОЯТ именно с РБМК, хотя количественно их значительно меньше, чем ВВЭР: технология реакторов такова, что на РБМК топливо выгорает куда меньше, чем на ВВЭР. Обстановка в 2011 году из-за этого была весьма напряженной. К примеру, «мокрое» хранилище Ленинградской АЭС к этому моменту было заполнено на 95%: еще одна выгрузка топлива, и АЭС бы пришлось просто останавливать. Первый состав с ОЯТ из Питера прибыл уже в феврале 2012 – проблему удалось решить, «просто» выдержав график работ с точностью до часов. Ау, космодром Восточный!.. Ищите телефон Петра Гаврилова, напрашивайтесь на лекцию о том, как надо работать. С декабря 2011 года решена проблема ОЯТ для Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС. В сухое хранилище перегружают ОЯТ из «мокрого» хранилища самого ГХК, а в него перегружается ОЯТ этих трех АЭС, вылежавшее больше срока, после которого возможна транспортировка.

Почему именно ГХК выбран в качестве места для центрального, главного хранилища? Ну, прежде всего – из-за большого опыта, наработанного за время работы «мокрого» хранилища и потому, что на ГХК запланировано и строится завод по переработке ОЯТ мощностью 1 500 тонн в год. Снова прошу обратить внимание на цифры: ежегодно российские АЭС выдают 650 тонн ОЯТ в год, «Маяк» перерабатывает 600 из них, завод на ГХК будет перерабатывать еще 1 500. Темп переработки запланирован в три раза больший, чем поступление ОЯТ. Зачем? Россия сможет принимать на переработку ОЯТ с реакторов советского дизайна, а они стоят на территории Украины, в Армении, Болгарии, Чехии, Финляндии, не говоря уже про новые АЭС, которые Росатом строит по миру. Идея очевидна: зарабатывать деньги не только на строительстве реакторов, обеспечении их топливом, но и на, так скажем, постэксплуатационном участке.

Но есть и другие причины, по которым и под хранение, и под перереботку ОЯТ был выбран именно город Железногорск (который некогда был Красноярском-26). Режим охраны этого объекта выстроен давным-давно и работает без малейших отклонений. Сейсмическая опасность для таких объектов – очень важный момент, а Железногорск находится в одной из самых безопасных в этом отношении зон нашей планеты. Разумеется, и при строительстве про землетрясения никто не забывал: здание СХ способно выдержать удары до 9,7 баллов. Правда, в истории Земли таких встрясок в Сибири не было, но если уж делать – так с запасом. И, вполне традиционно для российских атомных объектов, падение самолета на крышу СХ – тоже учтено.

Как беспокоились о безопасности радиационной? Было аккуратно разобрано незавершенное здание завода РТ-2, и на его фундаменте, после тщательных расчетов, построили совершенно новое. Новое здание – это, на минуточку, 80 тысяч кубометров монолитного железобетона. Но эти стены только, что называется, внешний периметр – важный, но не главный. ОЯТ приходит с АЭС в специальных контейнерах, заполненных инертным газом и в которых «сборки» жестко зафиксированы. На ГХК их укладывают в специальные пеналы – опять же заполненные инертным газом. «Сборки» продолжают греться, поэтому охлаждения не может быть много. Кроме того, инертные газы полностью исключают коррозию, что тоже, согласитесь, немаловажно. Пеналы размещают на стеллажах, причем ставят на дистанции друг от друга, чтобы не мешать конвекции воздуха. Все эти меры рассчитаны на то, чтобы СХ продолжал спокойно функционировать в случае полного отсутствия электричества и персонала – хотя я не очень представляю, что должно произойти, чтобы такой случай произошел. Ну, разве что короткое замыкание масштаба «Красноярский край» утром 1 января… Одним словом, НИКИМТ-Атомстрой, который все это спроектировал, постарался на славу. И не надо шарахаться от аббревиатуры – Росатом аккуратно сохраняет названия, появившиеся на заре атомного проекта! НИКИМТ – это Начно-Исследовательский и Конструкторский Институт Монтажной Технологии. Уффф!

На ГХК бывали не только люди из МАГАТЭ. Приезжали, к примеру, японцы – и текли у них слезы умиления от сейсмической безопасности. Спросили про гарантийный срок хранения и отказались верить, что он всего 50 лет – уверенны, что это шутка какая-то, поскольку по их нормативам меньше 100 лет быть не может. Приезжали люди с калькуляторами из США – эти ржали над нашим мизерным ВВП: хранение ОЯТ в Железногорске обходится в 5,5 раз дешевле, чем у них. Несколько раз прибывали всевозможные борцы за экологию и журналисты, бегали со счетчиками всюду – не фонит, как ни старайся. На общественные слушания приглашали так, как оно и предписано всевозможными инструкциями – через СМИ, телевидение, интернет. Общественники не ленились – приезжали, осматривали. Есть в Сибири Общественная экологическая палата гражданской ассамблеи Красноярского края (нет, ну вот кто сочиняет такие коротенькие названия-то…), которая и подвела итоги общественных слушаний: «Оснований для полемики вокруг всех видов безопасности на СХ ОЯТ в Железногорске не осталось».

Ну, а пока все бегали и зубом цыкали, Петр Гаврилов и начальник управления капитального строительства комбината Алексей Векенцев продолжали работать – ведь в декабре 2011 была закончена только первая очередь СХ. Отработав вместе со специалистами из НИКИМТ всю технологическую цепочку по перегрузке в пеналы, по обеспечению герметичности всех швов на них и так далее, ГХК с чистой совестью продолжал работу по расширению СХ. В декабре 2015 Госкомиссия подписала акт приема в эксплуатацию СХ «в полном развитии» тихое, незаметно прошедшее событие, уверенно и надежно не замеченное нашими большими СМИ. Что такое какие-то там десятки тысяч кубов бетона, когда настала пора пересчитывать стразы в плюмаже Киркорова?.. Ну, а для тех, кому интересна такая скукотень, – коротенькая фраза: «На ГХК завершено строительство объектов полного развития первого и пока единственного в мире комплекса централизованного сухого хранения ОЯТ». И снова – четко по графику. И снова – без коррупционных скандалов.

«Пока единственный в мире» – это теперь уже с акцентом на слово «пока». Потому, что за 2012 и по наше время решения о строительстве таких же централизованных сухих хранилищ уже приняли Япония, Испания и Южная Корея. Подчеркиваю – таких же. Дважды приезжал в гости и заместитель министра энергетики США, но тут сомнений нет – «такого же» там не появится. Они крылечко приделают, и это мгновенно станет эпохальным ноу-хау. Впрочем, ситуация с ОЯТ в Америке заслуживает отдельной заметки – уж очень там все драматично, хотя местами и вполне комично. Какая-то такая американская «атомная традиция» – делать серьезные проекты так, что смотреть на это без улыбки часто не получается, центрифугой клянусь!

Ну, а что значит для самой России завершение строительства полного объема СХ в Железногорске? Теперь места хватает не только для ОЯТ с реакторов РБМК – его хватит и для ОЯТ с ВВЭР, причем уже не только с АЭС в самой России. ГХК готов принимать на хранение ОЯТ с территории Украины, Болгарии, Чехии, готовится к частичной разгрузке «мокрое» хранилище ОЯТ Армянской АЭС. Но конечная цель – не хранение ОЯТ само по себе, конечная цель – то самое замыкания ядерного топливного цикла: на ГХК планово идут работы по строительству опытно-демонстрационного центра переработки ОЯТ. Вот к переработке ОЯТ я обязательно вернусь, но после того, как бегло «осмотрим», что происходит с хранением ОЯТ в разных интересных странах.

МОСКВА, 21 июн — РИА Новости. Предприятие госкорпорации "Росатом" "Производственное объединение "Маяк" (Озерск, Челябинская область) планирует к 2020 году стать первым в мире предприятием, овладевшим технологиями переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) любого типа, сообщил РИА Новости на форуме "Атомэкспо-2017" заместитель генерального директора "Маяка" по стратегическому развитию Дмитрий Колупаев.

Организатор "Атомэкспо-2017" — госкорпорация "Росатом". Генеральный информационный партнер форума — агентство РИА Новости (флагманский ресурс МИА "Россия сегодня").

Переработка отработавшего ядерного топлива — высокотехнологичный процесс, направленный на минимизирование радиационной опасности ОЯТ, безопасную утилизацию неиспользуемых компонентов, выделение полезных веществ и обеспечение их дальнейшего использования. Промышленная переработка ОЯТ ведется в трех странах — в России, Франции, Великобритании.

"Маяк" выполняет проект по расширению номенклатуры перерабатываемого у себя ОЯТ. В частности, освоена технология переработки ОЯТ российских реакторов ВВЭР-1000. Этот проект даст возможность предприятию в ближайшие полтора-два года стать единственным в мире предприятием, которое может перерабатывать любые виды отработавшего ядерного топлива, в том числе ОЯТ зарубежного дизайна, а также дефектных топливных сборок. Это даст Росатому дополнительные конкурентные преимущества на мировых рынках.

"Маяк" — первый промышленный объект отечественной атомной отрасли. Он был создан для наработки оружейного плутония, необходимого для создания советского атомного оружия. Приоритетные направления работы "Маяка" в настоящее время — переработка отработавшего ядерного топлива, производство изотопов и средств радиационного контроля, выполнение государственного оборонного заказа.

"Всеядный" комплекс

"За последние годы "Маяк" значительно продвинулся вперед в плане переработки отработавшего ядерного топлива исследовательских реакторов. Освоена переработка нескольких топливных композиций, но ключевым, пожалуй, станет проект по переработке уран-циркониевого топлива. Производственные мощности для этого должны быть готовы в нынешнем году", — сказал Колупаев.

Он пояснил, что это будет опытная установка, которая позволит сначала отработать необходимые технологии, а затем и фактически станет производственной установкой.

"Такого топлива относительно немного, и это, прежде всего, отработавшее топливо наших атомных ледоколов. Оно находится в сухом контейнерном хранилище на Севере, но сколь угодно долго оно эксплуатироваться не может. Поэтому задача переработки этого вида ОЯТ должна быть решена, и для этого не требуются большие производственные мощности", — отметил собеседник агентства.

Опытная переработка уран-циркониевого ОЯТ должна быть реализована к 2018 году, добавил Колупаев. "Это фактически сделает "Маяк" абсолютным технологическим лидером с точки зрения номенклатуры топливных композиций, которое наше предприятие сможет перерабатывать, потому что после освоения данной технологии у нас сможет быть переработана любая топливная композиция", — сказал он.

"И финальной точкой станет, пожалуй, освоение переработки отработавшего топлива реакторов АМБ первой очереди Белоярской АЭС. Там проблема уже не столько в самих топливных композициях (на первом и втором блоках станции использовались несколько десятков видов топлива), а в геометрических размерах отработавших тепловыделяющих сборок", — сообщил Колупаев.

Эти сборки достигают в длину 14 метров, и для того чтобы их разделывать, необходима специальная установка, пояснил он.

"Ее планируется создать к 2020 году. И вот тогда на "Маяке" будет полностью создан "всеядный" перерабатывающий комплекс - как по разным типам ОЯТ, так и по размерам отработавших тепловыделяющих сборок", — отметил заместитель гендиректора "Маяка".

Переработка радиоактивных отходов

Помимо переработки ОЯТ, "Маяк" активно занимается развитием технологии переработки радиоактивных отходов, напомнил Колупаев.

"В ближайшее время на предприятии планируется начать эксплуатацию установки по отверждению долгоживущих среднеактивных отходов, главным образом плутонийсодержащих, для которых цементирование, как, допустим, это делают наши коллеги в Великобритании, не является оптимальным. Наш подход базируется на применении керамоподобной матрицы, которая обладает большой долговечностью и хорошей емкостью по отходам", — сказал он.

Прошлый год был для "Маяка" своего рода "пусковым" с точки зрения реализации проекта по переработке источников ионизирующего излучения, отметил Колупаев.

"Мы полностью выполнили свои обязательства по объему возврата источников. В этом году объемы возвращаемых на утилизацию источников будут существенно больше. Мы оптимизируем технологию утилизации источников, чтобы удешевить ее и сделать более привлекательной для клиентов. Это очень важное направление, которое позволит нашим партнерам получить законченный цикл услуг - с момента поставки источников до их полной утилизации", — добавил он.

Хранение облученного ядерного топлива - сложный процесс, требующий повышенных мер безопасности. На Горно-химическом комбинате в г. Железногорск (Красноярский край) действуют водоохлаждаемое и сухое хранилища ОЯТ. Комбинат развивает технологии переработки отработавшего топлива, что поможет Росатому двигаться в сторону замыкания ядерного топливного цикла.

Отходы или ценное сырье?

Судьба ОЯТ может складываться по-разному. В большинстве стран ядерное топливо, отработавшее положенный срок в реакторе АЭС, считают радиоактивными отходами и отправляют в могильники или вывозят за рубеж. Сторонники такого подхода (среди них, например, США, Канада, Финляндия) придерживаются мнения, что на планете достаточно запасов урановой руды, чтобы осваивать дорогостоящий, сложный и потенциально опасный процесс переработки ОЯТ. Россия и еще несколько ядерных держав (в том числе Франция, Англия, Индия) развивают технологии переработки облученного топлива и стремятся к тому, чтобы в перспективе полностью замкнуть топливный цикл.

Замкнутый цикл предполагает, что полученное из урановой руды и отработавшее в реакторе топливо будет снова и снова перерабатываться и использоваться на АЭС. В результате ядерная энергетика фактически превратиться в возобновляемый ресурс, снизится количество радиоактивных отходов, а человечество будет обеспечено относительно дешевой энергией на тысячи лет.

Привлекательность переработки ОЯТ объясняется малой глубиной выгорания ядерного топлива в ходе одной кампании: на наиболее распространенных водо-водяных реакторах (ВВЭР) она не превышает 3-5%, на устаревших канальных реакторах большой мощности (РБМК) - всего 2 %, и только на реакторах на быстрых нейтронах (БН) может достигать 20 %, но таких реакторов промышленного масштаба пока всего два в мире (оба в России, на Белоярской АЭС). Таким образом, ОЯТ представляет собой источник ценных компонентов, в том числе изотопов урана и плутония.

Путь ОЯТ: от реактора до места хранения

Напомним, что на АЭС ядерное топливо поступает в виде тепловыделяющих сборок (ТВС), состоящих из герметичных стержней (тепловыделяющих элементов - ТВЭЛов), наполненных таблетками гексафторида урана.

Тепловыделяющая сборка для ВВЭР состоит из 312 ТВЭЛов, закрепленных на шестигранном каркасе (фото ПАО «НЗХК»)

Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) атомных электростанций требует особого обращения. Находясь в реакторе, ТВЭЛы накапливают большое количество продуктов деления, и даже спустя годы после извлечения из активной зоны выделяют тепло: на воздухе стержни разогревается до нескольких сотен градусов. Поэтому по окончании топливной кампании облученные сборки помещают в пристанционные бассейны выдержки. Вода отводит избыточное тепло и защищает персонал АЭС от повышенного уровня радиации.

Спустя три-пять лет ТВС все еще выделяют тепло, но временное отсутствие охлаждения уже не опасно. Атомщики пользуются этим, чтобы вывезти ОЯТ с электростанции в специализированные хранилища. В России отработавшее топливо отправляют на ПО «Маяк» (Челябинская область) и Изотопно-химический завод Горно-химического комбината (Красноярский край). ГХК специализируется на хранении топлива реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000. На предприятии действуют «мокрое» (водоохлаждаемое) хранилище, построенное в 1985 году, и сухое, поэтапно запущенное в 2011-2015 гг.

«Для транспортировки ОЯТ ВВЭР по железной дороге топливные сборки помещают в ТУК (транспортный упаковочный комплект), сертифицированный по стандартам МАГАТЭ, - рассказывает Игорь Сеелев, директор Изотопно-химического завода ГХК. - Каждый ТУК вмещает 12 сборок. Такой контейнер из нержавеющей стали обеспечивает полную защиту персонала и населения от излучения. Целостность упаковки не нарушится даже в случае тяжелой железнодорожной аварии. Состав с ОЯТ сопровождает сотрудник нашего комбината и вооруженная охрана».

В пути ОЯТ успевает разогреться до 50-80 °С, поэтому прибывший на комбинат ТУК отправляют в узел расхолаживания, где к нему по трубопроводам подается вода со скоростью 1 см/мин - резко менять температуру топлива нельзя. Через 3-5 часов контейнер охлаждается до 30°С. Воду сливают, и переносят ТУК в бассейн глубиной 8 м - для перегрузки. Крышку контейнера открывают прямо под водой. И под водой же переносят каждый ТВС в 20-местный чехол для хранения. Конечно, никаких водолазов на ГХК нет, все операции выполняют с помощью особого крана. Этот же кран перемещает чехол со сборками в отсек хранения.

Освободившийся ТУК отправляют на дезактивацию, после которой его можно без дополнительных предосторожностей перевозить по железной дороге. В год ГХК выполняет более 20 рейсов на атомные станции, по несколько контейнеров в каждом эшелоне.

«Мокрое» хранилище

«Мокрое» хранилище можно было бы принять за гигантский школьный спортзал, если бы не металлические листы на полу. Если приглядеться, можно заметить, что желтые разделительные полосы - это узкие люки. Когда нужно поставить чехол в тот или иной отсек, кран движется по этим полосам как по направляющим, перемещая груз под водой.
Над сборками надежный барьер для излучения - двухметровый слой обессоленной воды. В зале хранилища нормальная радиационная обстановка. Гости даже могут пройтись по крышкам люков и заглянуть в них.

Хранилище спроектировано с учетом проектных и запроектных аварий, то есть устойчиво к невероятным по силе землетрясениям и другим малореальным происшествиям. Для безопасности бассейн хранилища разделен на 20 отсеков. В случае гипотетической течи каждый из этих бетонных модулей можно изолировать от остальных и перенести сборки в неповрежденный отсек. Продуманы пассивные средства поддержания уровня воды для надежного отвода тепла.

В 2011 году, еще до событий на Фукусиме, хранилище расширили и усилили меры безопасности. По итогам реконструкции в 2015 году было получено разрешение на эксплуатацию до 2045 года. Сегодня «мокрое» хранилище принимает тепловыделяющие сборки типа ВВЭР-1000 российского и зарубежного производства. Бассейны позволяют разместить более 15 тысяч ТВС. Вся информация о размещенном ОЯТ фиксируется в электронной базе данных.

Сухое хранилище

«Мы стремимся к тому, чтобы водоохлаждаемое хранилище было лишь промежуточным этапом перед сухим хранением или переработкой. В этом смысле стратегия ГХК и Росатома соответствует общемировому вектору развития, - поясняет Игорь Сеелев. - В 2011 году мы сдали в эксплуатацию первую очередь сухого хранилища ОЯТ РБМК-1000, а в декабре 2015 - завершили строительство всего комплекса. В том же 2015-м на ГХК было запущено производство МОКС-топлива из переработанного ОЯТ. В декабре 2016 года была выполнена первая перегрузка топлива ВВЭР-1000 из «мокрого» хранилища в сухое».

В зале хранения размещаются бетонные модули, а в них - герметичные пеналы с ОЯТ, заполненные азотно-гелиевой смесью. Охлаждает сборки наружный воздух, который самотеком поступает по воздуховодам. При этом не требуется принудительной вентиляции: воздух движется из-за определенного расположение каналов, а отвод тепла происходит за счет конвективного теплообмена. Принцип тот же, что у тяги в камине.

Хранить ОЯТ сухим способом значительно безопаснее и дешевле. В отличие от «мокрого» хранилища здесь нет расходов на водоснабжение и водоподготовку, не нужно организовывать циркуляцию воды. Объект не пострадает при потере электропитания, да и от персонала не требуется никаких действий, кроме собственно загрузки топлива. В этом смысле создание сухой технологии - огромный шаг вперед. Однако полностью отказаться от водоохлаждаемого хранилища нельзя. Из-за повышенного тепловыделения сборки ВВЭР-1000 должны находиться в воде первые 10-15 лет. Только после этого их можно перемещать в сухой зал или отправлять на переработку.
«Принцип организации сухого хранилища очень прост, - говорит Игорь Сеелев, - однако его никто не предложил раньше. Сейчас патент на технологию принадлежит группе российских ученых. И это подходящая тема для экспансии Росатома на международный рынок, потому что технологией сухого хранения интересуются во многих странах. К нам уже приезжали японцы, французы и американцы. Ведутся переговоры о том, чтобы на ГХК привозили ОЯТ с тех АЭС, которые российские атомщики строят за рубежом».

Запуск сухого хранилища был особенно важным для станций с реакторами РБМК. До его создания был риск остановки мощностей Ленинградской, Курской и Смоленской АЭС из-за переполнения пристанционных хранилищ. Нынешней емкости сухого хранилища ГХК достаточно, чтобы разместить отработанные сборки РБМК всех российских станций. Благодаря меньшему тепловыделению, их сразу направляют в сухом хранилище, минуя «мокрое». Здесь ОЯТ могут находиться на протяжении 100 лет. Возможно, за это время будут созданы экономически привлекательные технологии для его переработки.

Переработка ОЯТ

Планируется, что строящийся в Железногорске Опытно-демонстрационный центр (ОДЦ) по переработке отработавшего ядерного топлива будет сдан к 2020 году. Первый пусковой комплекс по производству МОКС-топлива (смешанное оксидное уран-плутониевое) выпускает всего 10 сборок в год, поскольку технологии пока отрабатываются и совершенствуются. В будущем мощность завода существенно вырастет. Сегодня на переработку можно отправлять сборки из обоих хранилищ Изотопно-химического завода, но очевидно, что с экономической точки зрения выгоднее начинать с переработки ОЯТ, накопившегося в «мокром» хранилище. Планируется, что в дальнейшем помимо сборок ВВЭР-1000 предприятие сможет перерабатывать ТВС реакторов на быстрых нейтронах, ТВС высокообогащенного урана (ВОУ) и ТВС зарубежного дизайна. На производстве будут получать порошок закиси-окиси урана, смесь оксидов урана, плутония, актинидов и отверждённые продукты деления.

ОДЦ позиционируется как самый современный в мире радиохимический завод поколения 3+ (заводы французской компании Areva имеют поколение 2+). Главная особенность внедряемых на ГХК технологий - отсутствие жидких и меньшее количество твердых радиоактивных отходов при переработке ОЯТ.

МОКС-топливо поставляется на реакторы типа БН Белоярской АЭС. Также Росатом работает над созданием РЕМИКС-топлива, которое после 2030 года, возможно, будет использоваться на реакторах типа ВВЭР. В отличие от МОКС-топлива, где плутоний смешивается с обедненным ураном, РЕМИКС-топливо планируется изготавливать из смеси плутония с обогащенным ураном.

При условии, что в стране будет достаточное количество АЭС с разными типами реакторов, работающих на смешанном топливе, Росатому удастся приблизиться к замыканию ядерного топливного цикла.

Горно-химический комбинат , Федеральное государственное унитарное предприятие, Федеральная ядерная организация (ФГУП ФЯО «ГХК»), предприятие Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом», дивизион ЗСЖЦ. Расположено в ЗАТО Железногорск Красноярского края. ФГУП ФЯО «ГХК» является ключевым предприятием Росатома по созданию технологического комплекса замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) на основе инновационных технологий нового поколения.

Ядерное топливо - материал, используемый в ядерных реакторах для проведения управляемой цепной реакции. Оно чрезвычайно энергоемко и небезопасно для человека, что накладывает ряд ограничений на его использование. Сегодня мы с вами узнаем, что собой представляет топливо ядерного реактора, как оно классифицируется и производится, где применяется.

Ход цепной реакции

Во время цепной ядерной реакции, ядро делится на две части, которые называют осколками деления. Одновременно с этим выделяется несколько (2-3) нейтронов, которые впоследствии вызывают деление следующих ядер. Процесс происходит при попадании нейтрона в ядро исходного вещества. Осколки деления имеют большую кинетическую энергию. Их торможение в веществе сопровождается выделением огромного количества тепла.

Осколки деления, вместе с продуктами их распада, называют продуктами деления. Ядра, которые делятся нейтронами любой энергии, называют ядерным горючим. Как правило, они представляют собой вещества с нечетным количеством атомов. Некоторые ядра делятся сугубо нейтронами, энергия которых выше определенного порогового значения. Это преимущественно элементы с четным числом атомов. Такие ядра называют сырьевым материалом, так как в момент захвата нейтрона пороговым ядром образуются ядра горючего. Комбинация горючего и сырьевого материала называется тем самым ядерным топливом.

Классификация

Ядерное топливо делится на два класса:

1. Природное урановое. Оно содержит делящиеся ядра урана-235 и сырье урана-238, которое способно образовывать плутоний-239 при захвате нейтрона.
2. Вторичное топливо, не встречающееся в природе. К нему, кроме всего прочего, относится плутоний-239, который получается из топлива первого вида, а также уран-233, образующийся при захвате нейтронов ядрами тория-232.

С точки зрения химического состава, бывают такие виды ядерного топлива:

1. Металлическое (в том числе сплавы);
2. Оксидное (к примеру, UO 2);
3. Карбидное (к примеру PuC 1-x);
4. Смешанное;
5. Нитридное.

ТВЭЛ и ТВС

Топливо для ядерных реакторов используется в виде таблеток небольшого размера. Они помещаются в герметично-закрытые тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), которые, в свою очередь, по несколько сотен объединяются в тепловыделяющие сборки (ТВС). К ядерному топливу предъявляются высокие требования по совместимости с оболочками ТВЭЛов. Оно должно иметь достаточную температуру плавления и испарения, хорошую теплопроводность и не сильно увеличиваться в объеме при нейтронном облучении. Также во внимание берется технологичность производства.

Применение

На атомные электростанции и другие ядерные установки топливо приходит в виде ТВС. Они могут загружаться в реактор как во время его работы (на место выгоревших ТВС), так и во время ремонтной кампании. В последнем случае тепловыделяющие сборки меняют крупными группами. При этом лишь третья часть топлива заменяется полностью. Наиболее выгоревшие сборки выгружаются из центральной части реактора, а на их место ставятся частично выгоревшие сборки, которые ранее находились в менее активных областях. Следовательно, на место последних устанавливаются новые ТВС. Эта нехитрая схема перестановки считается традиционной и имеет ряд преимуществ, главным из которых является обеспечение равномерного энерговыделения. Конечно же, это условная схема, которая дает лишь общие представления о процессе.

Выдержка

После изъятия отработанного ядерного топлива из активной зоны реактора, его отправляют в бассейн выдержки, который, как правило, находится неподалеку. Дело в том, что в отработанных ТВС содержится огромное количество осколков деления урана. После выгрузки из реактора каждый ТВЭЛ содержит порядка 300 тысяч Кюри радиоактивных веществ, выделяющих 100 кВт/час энергии. За счет нее топливо саморазогревается и становится высокорадиоактивным.

Температура недавно выгруженного топлива может достигать 300°С. Поэтому его выдерживают на протяжении 3-4 лет под слоем воды, температура которой поддерживается в установленном диапазоне. По мере хранения под водой, радиоактивность топлива и мощность его остаточных выделений падает. Примерно через три года саморазогрев ТВС доходит уже до 50-60°С. Тогда топливо извлекают из бассейнов и отправляют на переработку или захоронение.

Металлический уран

Металлический уран используется в качестве топлива для ядерных реакторов относительно редко. Когда вещество достигает температуры 660°С, происходит фазовый переход, сопровождающийся изменением его структуры. Попросту говоря, уран увеличивается в объеме, что может привести к разрушению ТВЭЛа. В случае длительного облучения при температуре 200-500°С вещество подвергается радиационному росту. Суть этого явления заключается в удлинении облученного уранового стержня в 2-3 раза.

Применение металлического урана при температуре более 500°С затрудняется из-за его распухания. После деления ядра образуется два осколка, суммарный объем которых превышает объем того самого ядра. Часть осколков деления представлена атомами газов (ксенон, криптон и др.). Газ накапливается в порах урана и формирует внутреннее давление, которое растет по мере увеличения температуры. За счет увеличения объема атомов и повышения давления газов ядерное топливо начинает распухать. Таким образом, под этим подразумевается относительное изменение объема, связанное с делением ядер.

Сила распухания зависит от температуры ТВЭЛов и выгорания. С увеличением выгорания, возрастает количество осколков деления, а с увеличение температуры и выгорания - внутреннее давление газов. Если топливо обладает более высокими механическими качествами, то оно менее подвержено распуханию. Металлический уран к таким материалам не относится. Поэтому его применение в качестве топлива для ядерных реакторов ограничивает глубину выгорания, являющуюся одной из главных характеристик такого топлива.

Механические свойства урана и его радиационная стойкость улучшаются путем легирования материала. Это процесс предполагает добавление к нему алюминия, молибдена и других металлов. Благодаря легирующим добавкам, число нейтронов деления, необходимое на один захват, снижается. Поэтому для этих целей используются материалы, которые слабо поглощают нейтроны.

Тугоплавкие соединения

Хорошим ядерным топливом считаются некоторые тугоплавкие соединения урана: карбиды, окислы и интерметаллические соединения. Наиболее распространенным из них является диоксид урана (керамика). Его температура плавления составляет 2800°С, а плотность - 10,2 г/см 3 .

Так как у этого материала нет фазовых переходов, он менее подвержен распуханию, нежели сплавы урана. Благодаря этой особенности температуру выгорания можно повысить на несколько процентов. На высоких температурах керамика не взаимодействует с ниобием, цирконием, нержавеющей сталью и прочими материалами. Ее главный недостаток заключается в низкой теплопроводности - 4,5 кДж (м*К), ограничивающей удельную мощность реактора. Кроме того, горячая керамика склонна к растрескиванию.

Плутоний

Плутоний считается низкоплавким металлом. Он плавится при температуре 640°С. Из-за плохих пластических свойств он практически не поддается механической обработке. Токсичность вещества усложняет технологию изготовления ТВЭЛов. В атомной промышленности неоднократно предпринимались попытки использования плутония и его соединений, однако они не увенчались успехом. Использовать топливо для атомных электростанций, содержащее плутоний, нецелесообразно из-за примерно 2-кратного уменьшения периода разгона, на что не рассчитаны стандартные системы управления реакторами.

Для изготовления ядерного топлива, как правило, используют диоксид плутония, сплавы плутония с минералами, а также смесь карбидов плутония с карбидами урана. Высокими механическими свойствами и теплопроводностью обладают дисперсионные топлива, в которые частицы соединений урана и плутония размещаются в металлической матрице из молибдена, алюминия, нержавеющей стали и прочих металлов. От материала матрицы зависит радиационная стойкость и теплопроводность дисперсионного топлива. К примеру, на первой АЭС дисперсионное топливо состояло из частиц уранового сплава с 9% молибдена, которые были залиты молибденом.

Что касается ториевого топлива, то оно на сегодня не используется в силу трудностей производства и переработки ТВЭЛов.

Добыча

Значительные объемы основного сырья для ядерного топлива - урана сконцентрированы в нескольких странах: Россия, США, Франция, Канада и ЮАР. Его залежи, как правило, находятся около золота и меди, поэтому все эти материалы добывают одновременно.

Здоровье людей, работающих на разработках, подвержено большой опасности. Дело в том, что уран является токсичным материалом, и газы, выделяющиеся в процессе его добычи, могут вызывать рак. И это притом, что в руде содержится не более 1% этого вещества.

Получение

Производство ядерного топлива из урановой руды включает в себя такие стадии, как:

1. Гидрометаллургическая переработка. Включает в себя выщелачивание, дробление и экстракционное или сорбционное извлечение. Результатом гидрометаллургической переработки является очищенная взвесь закиси оксиурана, диураната натрия или диураната аммония.
2. Перевод вещества из оксида в тетрафторид или гексафторид, используемый для обогащения урана-235.
3. Обогащение вещества путем центрифугирования или газовой термодиффузии.
4. Перевод обогащенного материала в диоксид, из которого производят «таблетки» ТВЭЛов.

Регенерация

Во время работы ядерного реактора топливо не может полностью выгорать, поэтому воспроизводятся свободные изотопы. В этой связи отработанные ТВЭЛЫ подлежат регенерации с целью повторного использования.

На сегодня эту задачу решают путем пьюрекс-процесса, состоящего из таких этапов, как:

1. Разрезание ТВЭЛов на две части и растворение их в азотной кислоте;
2. Очистка раствора от продуктов деления и частей оболочки;
3. Выделение чистых соединений урана и плутония.

После этого полученный диоксид плутония идет на производство новых сердечников, а уран - на обогащение или также изготовление сердечников. Переработка ядерного топлива является сложным и дорогостоящим процессом. Ее стоимость оказывает существенное влияние на экономическую целесообразность использования атомных электростанций. То же самое можно сказать и про захоронение отходов ядерного топлива, не пригодных к регенерации.

Атомная энергетика состоит из большого количества предприятий разного назначения. Сырье для этой индустрии добывается на урановых рудниках. После оно доставляется на предприятия по изготовлению топлива.

Далее топливо транспортируют на атомные станции, где оно попадает в активную зону реактора. Когда ядерное топливо отрабатывает свой срок, его подлежат захоронению. Стоит отметить, что опасные отходы появляются не только после переработки топлива, но и на любом этапе - от добычи урана до работы в реакторе.

Ядерное топливо

Топливо бывает двух видов. Первое - это уран, добытый в шахтах, соответственно, природного происхождения. Он содержит сырье, которое способно образовать плутоний. Второе - это топливо, которое создано искусственно (вторичное).

Также ядерное топливо делится по химическому составу: металлическое, оксидное, карбидное, нитридное и смешанное.

Добыча урана и производство топлива

Большая доля добычи урана приходится всего лишь на несколько стран: Россию, Францию, Австралию, США, Канаду и ЮАР.

Уран - это основной элемент для топлива на атомных электростанциях. Чтобы попасть в реактор, он проходит несколько стадий обработки. Чаще всего залежи урана находятся рядом с золотом и медью, поэтому его добычу осуществляют с добычей драгоценных металлов.

На разработках здоровье людей подвергается большой опасности, потому что уран - токсичный материал, и газы, которые появляются в процессе его добычи, вызывают разнообразные формы рака. Хотя в самой руде содержится очень малое количество урана - от 0,1 до 1 процента. Также большому риску подвергается население, которое проживает рядом с урановыми шахтами.

Обогащенный уран - главное топливо для атомных станций, но после его использования остается огромное количество радиоактивных отходов. Несмотря на всю его опасность, обогащение урана является неотъемлемым процессом создания ядерного топлива.

В природном виде уран практически нельзя нигде применить. Для того чтобы использовать, его нужно обогатить. Для обогащения используются газовые центрифуги.

Обогащенный уран используют не только в атомной энергетике, но и в производстве оружия.

Транспортировка

На любом этапе топливного цикла есть транспортировка. Она осуществляется всеми доступными способами: по земле, морем, воздухом. Это большой риск и большая опасность не только для экологии, но и для человека.

Во время перевозки ядерного топлива или его элементов происходит немало аварий, следствием которых является выброс радиоактивных элементов. Это одна из многих причин, по которой считают небезопасной.

Вывод из строя реакторов

Ни один из реакторов не демонтирован. Даже печально известная Чернобыльская Все дело в том, что по подсчетам экспертов цена демонтажа равняется, а то и превосходит цену постройки нового реактора. Но точно никто не может сказать, сколько понадобится средств: стоимость рассчитывалась на опыте демонтажа небольших станций для исследования. Специалисты предлагают два варианта:

1. Помещать реакторы и отработанное ядерное топливо в могильники.
2. Строить над вышедшими из эксплуатации реакторами саркофаги.

В ближайшие десять лет около 350 реакторов по всему миру выработают свой ресурс и должны быть выведены из строя. Но так как наиболее подходящего по безопасности и цене способа не придумали, это вопрос еще решается.

Сейчас по всему миру работают 436 реакторов. Безусловно, это большой вклад в энергосистему, но он очень небезопасен. Исследования показывают, что через 15-20 лет АЭС смогут заменить станциями, которые работают на энергии ветра и солнечных батареях.

Ядерные отходы

Огромное количество ядерных отходов образуется в результате деятельности АЭС. Переработка ядерного топлива также оставляет после себя опасные отходы. При этом ни одна из стран не нашла решения проблемы.

Сегодня ядерные отходы содержатся во временных хранилищах, в бассейнах с водой или захороняются неглубоко под землей.

Наиболее безопасный способ - это хранение в специальных хранилищах, но тут тоже возможна утечка радиации, как и при других способах.

На самом деле ядерные отходы имеют некоторую ценность, но требуют строго соблюдения правил их хранения. И это наиболее острая проблема.

Важным фактором является время, в течение которого отходы опасны. У каждого свой срок распада, в течение которого оно токсично.

Виды ядерных отходов

При эксплуатации любой атомной электростанции ее отходы попадают в окружающую среду. Это вода для охлаждения турбин и газообразные отходы.

Ядерные отходы делят на три категории:

1. Низкого уровня - одежда сотрудников АЭС, лабораторное оборудование. Такие отходы могут поступать и из медицинских учреждений, научных лабораторий. Они не представляют большой опасности, но требуют соблюдения мер безопасности.
2. Промежуточного уровня - металлические емкости, в которых перевозят топливо. Уровень радиации их достаточно высок, и те, кто находится от них недалеко, должны быть защищены.
3. Высокого уровня - это отработанное ядерное топливо и продукты его переработки. Уровень радиоактивности быстро уменьшается. Отходов высокого уровня очень мало, около 3 процентов, но они содержат 95 процентов всей радиоактивности.