Войти
Хэнфордская площадка представляет 7-9 процентов высокоактивных радиоактивных отходов Америки по объему. Ядерные реакторы выстроены на берегу реки у Хэнфордской площадки вдоль реки Колумбия в январе 1960 года. Высокоактивные отходы (ВАО ) - это тип ядерных отходов, образующихся при переработке отработавшего ядерного топлива. Он существует в двух основных формы:
Жидкие высокоактивные отходы т Обычно временно хранится в подземных резервуарах до остекловывания. Большая часть высокоактивных отходов, создаваемых Манхэттенским проектом и программами вооружений холодной войны, существует в этой форме, потому что финансирование дальнейшей переработки обычно не было частью исходных программ вооружений.. Как отработавшее ядерное топливо, так и остеклованные отходы считаются подходящими формами для долгосрочного захоронения после периода временного хранения в случае отработавшего ядерного топлива.
ВАО содержат многие из продуктов деления и трансурановых элементов, образующихся в активной зоне реактора, и относятся к типу ядерных отходов с наивысшей активностью.. На ВАО приходится более 95% всей радиоактивности, производимой в процессе ядерной энергетики. Другими словами, хотя большинство ядерных отходов представляют собой отходы низкого и среднего уровня активности, такие как защитная одежда и оборудование, которые были загрязнены радиацией, большая часть радиоактивности, образующейся в процессе производства ядерной энергии, происходит из высокоактивных отходов.
В США ВАО от переработки отработавшего топлива электростанций составляют менее 1% от общего объема ВАО США; остальное связано с обороной. Некоторые другие страны, в частности Франция, перерабатывают коммерческое отработавшее топливо.
Высокоактивные отходы очень радиоактивны и, следовательно, требуют специальной защиты во время обращения и транспортировки. Первоначально он также нуждается в охлаждении, потому что выделяет много тепла. Большая часть тепла, по крайней мере после распада короткоживущих нуклидов, исходит от средноживущих продуктов деления цезий-137 и стронций-90, которые имеют период полураспада порядка 30 лет.
Типичный большой ядерный реактор мощностью 1000 МВт производит 25–30 тонн отработавшего топлива в год. Если бы топливо было переработано и остекловано, объем отходов был бы всего около трех кубических метров в год, но остаточная теплота распада была бы почти такой же.
Принято считать, что окончательные отходы будут захоронены в глубоком геологическом хранилище, и многие страны разработали планы для такой площадки, в том числе Финляндия, Франция, Япония, США и Швеция.
| Нуклиды | t⁄2 | Выход | Распад. энергия | Режим затухания. |
|---|---|---|---|---|
| (Ma ) | (%) | (кэВ ) | ||
| Tc | 0,211 | 6,1385 | 294 | β |
| Sn | 0,230 | 0,1084 | 4050 | βγ |
| Se | 0,327 | 0,0447 | 151 | β |
| Zr | 1,53 | 5,4575 | 91 | βγ |
| Cs | 2,3 | 6,9110 | 269 | β |
| Pd | 6,5 | 1,2499 | 33 | β |
| I | 15,7 | 0,8410 | 194 | βγ |
| Prop:. Единица: | t½. (a ) | Выход. (%) | Q *. (кэВ ) | βγ * |
|---|---|---|---|---|
| Eu | 4,76 | 0,0803 | 252 | βγ |
| Kr | 10,76 | 0,2180 | 687 | βγ |
| Cd | 14,1 | 0,0008 | 316 | β |
| Sr | 28,9 | 4,505 | 2826 | β |
| Cs | 30,23 | 6,337 | 1176 | βγ |
| Sn | 43,9 | 0,00005 | 390 | βγ |
| Sm | 88,8 | 0,5314 | 77 | β |
Высокоактивные отходы - это высокорадиоактивные отходы, образующиеся в результате переработки отработавшего ядерного топлива, включая образующиеся жидкие отходы непосредственно в процессе переработки и любой твердый материал, полученный из таких жидких отходов, который содержит продукты деления в достаточных концентрациях; и другой высокорадиоактивный материал, который в соответствии с действующим законодательством определен как требующий постоянной изоляции.
Отработанное (использованное) топливо реактора.
Отходы после переработки.
.....
бассейн отработавшего топлива высокоактивные радиоактивные отходы хранятся в течение 10 или 20 лет в бассейнах отработавшего топлива, а затем может быть помещен в хранилище сухих контейнеров.
В 1997 году в 20 странах, на которые приходится большая часть мировой ядерной энергетики, емкость хранилищ отработавшего топлива на реакторах составляла 148 000 тонн, из которых 59% было загружено. Емкость внереакторного хранилища составила 78 000 тонн, при этом загружено 44%. При ежегодном добавлении около 12 000 тонн вопросы окончательной утилизации не являются актуальными.
