ОЯТ (Spent Nuclear Fuel, SNF)
Ядерное топливо, извлеченное из ядерного реактора после использования и для этой цели в имеющейся форме более непригодноe.
Технологически ОЯТ представляет собой облученные тепловыделяющие сборки (ТВС, см. Тепловыделяющая сборка), обладающие огромной радиоактивностью – до ≈1019 Бк/тТМ – сразу после извлечения из активной зоны реактора. В этой связи после выгрузки из реакторов основной объем ОЯТ 3–10 лет выдерживается в пристанционных хранилищах АЭС, а затем вывозится либо на радиохимическую переработку, либо на длительное хранение. Через год после выгрузки из ядерного реактора активность ОЯТ уменьшается примерно в 100 раз, через 30 лет – примерно в 1000 раз.
К 2008 г. в мире накоплено более 300 тыс. т ОЯТ, в России – свыше 20 тыс. т. Ежегодный мировой прирост ОЯТ составляет 11– 12 тыс. т, в России – ок. 1 тыс. т. Именно ОЯТ определяет системные радиационные риски ядерных технологий – в нем накоплено ок. 98% общей радиоактивности материалов, вовлеченных в сферу человеческой деятельности. При этом ОЯТ содержит и долгоживущие радионуклиды, представляющие потенциальную экологическую опасность для последующих поколений. Это во многом обуславливает концептуальную нерешенность конечных стадий ядерного топливного цикла (ЯТЦ).
В составе ОЯТ присутствуют четыре компоненты:
1) невыгоревшее ядерное топливо. Оно содержит лишь немного уменьшившееся количество 238U и часть невыгоревшего 235U. В легководных энергетических реакторах в процессе облучения ядерного топлива выгорает ок. 80% 235U. Невыгоревшую часть можно использовать при производстве ядерного топлива на основе регенерированного урана;
2) вторичные актиниды, образующиеся при захвате нейтронов ядрами 235U и 238U и последующих радиоактивных превращениях. Среди них наиболее важную роль играют 236U, 237Np, 238–242Pu, 241Am, 243Am, изотопы кюрия (Cm). Изотопы плутония (Pu) накапливаются в количестве нескольких килограммов на 1 тТМ, 237Np – сотен граммов, 241Am и изотопы кюрия – десятков граммов;
3) продукты деления. Для реакторов типа ВВЭР – ок. 40 кг на 1 тТМ. Именно они определяют огромную интенсивность полей ионизирующего излучения ОЯТ и, соответственно, радиационные риски на ранних технологических стадиях обращения с ним. Некоторые получаемые при радиохимическом разделении ОЯТ продукты деления находят практическое применение (например, 90Sr и 137Cs), однако основная их часть представляет собой радиоактивные отходы (РАО);
4) конструкционные материалы ТВС и систем управления реактора: 10В, сплавы циркония (Zr) и ниобия (Nb), специальные стали. После выделения, выдержки и очистки их можно снова использовать при производстве таких же устройств.
В России промышленная переработка ОЯТ некоторых реакторов (ВВЭР-440, БН-600, судовые и исследовательские реакторы) осуществляется на заводе РТ-1 (Производственное объединение «Маяк», Озерск, Челябинская обл.), а длительное хранение ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 – на заводе РТ-2 (Железногорск, Красноярский край). ОЯТ реакторов РБМК1000 к настоящему времени не вывозилось из пристанционных хранилищ АЭС.
Промышленная переработка ОЯТ в настоящее время осуществляется в Великобритании (проектная мощность – до ≈ 2400 тТМ/год), Франции (≈ 1200), России (≈ 400), Индии (≈ 300), Японии (≈ 800). В США законодательно запрещена переработка ОЯТ. Всего в мире перерабатывается менее 40% ежегодно нарабатываемого количества ОЯТ. Увеличение этой доли, при господстве в мировой ядерной энергетике открытого ЯТЦ, маловероятно.
В научной литературе и СМИ принято использовать также понятия «отработанное ядерное топливо» и «отработавшее ядерное топливо». Однако представляется, что понятие «облученное ядерное топливо» полнее характеризует физическую сущность предмета обсуждения и соответствующие технологии.
См. также: Объединенная конвенция о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами; Энергетический плутоний.
Лит.: Матвеев Л.В., Рудик А.П. Почти все о ядерном реакторе. М.: Энергоатомиздат, 1990. С. 194–196; Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Ядерные технологии. М.: МИФИ, 2001. С. 83–110;
Коровин Ю.А., Мурогов В.М. Современные проблемы ядерной энергетики. Обнинск: «Эндемик», 2006. С. 122–124;
Давиденко Н.Н., Куценко К.В., Тихомиров Г.В., Лаврухин А.А. Обращение с отработавшим ядерным топливом и радиоактивными отходами в атомной энергетике. М.: МИФИ, 2007. С. 8, 11–88.
А.Б. Колдобский
