ГЛИБОКА ПЕРЕРОБКА ВІДПРАЦЬОВАНОГО ЯДЕРНОГО ПАЛИВА ЯК КЛЮЧОВИЙ КРОК ДО СТАЛОГО РОЗВИТКУ АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ
Ключові слова:
ядерно-паливний цикл, відпрацьоване ядерне паливо, переробка, вилучення α-вмісних радіонуклідів, радіотоксичність.Анотація
В статті розглянуто можливі послідовні кроки, з точки зору розвитку ядерного паливного циклу, які дозволять досягти у майбутньому сталого розвитку атомної енергетики. Виділений і перероблений плутоній з відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) легководних реакторів може ще один раз повторно використаний у MOX-паливі для легководних реакторів. Разом з утилізацією переробленого урану це вже на сьогодні дозволить зберегти приблизно 17 % природного ресурсу урану і обмежитись кінцевими ядерними відходами, що практично не містять U і Pu, в стійкій формі. Наступна мульти-переробка плутонію вимагає введення в експлуатацію швидких реакторів для ефективного використання U-238, який доступний у природному і збідненому стані з утилізованих уранових запасів. Паралельно мають бути розроблені або удосконалені процеси переробки і утилізації UOX-палива ВЯП легководних реакторів і МОХ-палива. У довгостроковій перспективі виділення молодших актинідів і довгоіснуючих продуктів поділу у процесі переробки ВЯП дозволить значно підвищити ефективність використання природного ресурсу (а згодом можливо і відмовитись) і зменшити негативний вплив ядерних відходів на майбутні покоління завдяки зниженню залишкового тепловиділення і радіотоксичності, що дозволить збільшити щільність розміщення ядерних відходів у сховищі і час та ефективність його експлуатації. Покрокова реалізація таких різних процесів визначає шлях до стійкого розвитку атомної енергетики.
Посилання
Бергельсон Б.Р. Радиотоксичность и остаточное энерговыделение актиноидов и продуктов деления отработавшего ядерного топлива ВВЭР при длительном хранении отработавшего топлива ВВЭР с повышенным выгоранием / Бергельсон Б.Р., Герасимов А.С., Зарицкая Т.С. [и др.] // Атомная энергия. – 2007. – Т. 102. – Вып. 5. – С. 292–296.
Давиденко В.Д. Возможность радиационно-эквивалентного захоронения отходов при переработке / Давиденко В.Д., Пономарев-Степной Н.Н., Цибульский В.Ф // Атомная энергия. – 2014. – т.116.– в. №1. – С. 55-56.
Исаев А.Н. Проблемы обращения с отработавшим топливом / Исаев А.Н. // Атомная техника за рубежом. – 2008. – № 4. – С. 14–19.
Кузнецов В.М. Ядерная опасность. Основные проблемы и современное состояние безопасности предприятий ядерного топливного цикла Российской Федерации / Кузнецов В.М. – [ 2-е изд.]. – М.: ЭПИцентр, 2003. – 462 с.
Россман Г.И. Хранение и захоронение радиоактивных отходов (системный обзор) / Россман Г.И., Быховский Л.З., Самсонов Б.Г. – М.: ВИМС, 2004. – 240 с.
Соколова И.Д. Усовершенствованные, перспективные и альтернативные технологии ядерного топливного цикла / Соколова И.Д., Шульга Н.А. // Атомная техника за рубежом. – 2004. – № 10. – С. 3–15
СОУ-Н ЯЭК 1.027:2010. Методика расчета количества высокоактивных отходов, возвращаемых Украине после технологического хранения и переработки партии ОТВС ВВЭР-440: Отраслевой стандарт Минэнергоугля Украины.
Уотс Дж. Стратегические аргументы в пользу ядерной энергетики, основанные на необходимости сохранения окружающей среды / Уотс Дж. // Атомная техника за рубежом. – 1995. – № 11. – С. 27–32.
Ядерная энергетика. Обращение с отработанным ядерным топливом и радиоактивными отходами. / [Ажажа В.М., Белоус В.А., Габелков С.В и др.]; под редакцией И.М. Неклюдова. – К.: Наукова думка, 2006 – 253 с.
Ямана Х. Проблемы ядерного топливного цикла / Ямана Х.// Атомная техника за рубежом. – 2007. – №2. – С.17-20.
Rahman A. Nuclear waste management in France // Nuclear Energy. – 2001.- v.40.-№6.- P.391-395.
Poinssot C. Recycling the actinides, the cornerstone of any sustainable nuclear fuel cycles / Poinssot C., Rostaing C., Grandjean S., Boullis B.// Procedia Chemistry. 2012. – №7. – С.349 - 357
Poinssot C. Actinide recycling within the closed fuel cycles / Poinssot C., Boullis B // Nuclear Engineering International, Jan. – 2012. – №12, С. 17-21.
