Во Франции один завод мощностью 400 тонн в год по переработке металлического топлива от реакторов с газовым охлаждением работает в Марселе. В Ла Гааге с 1976 года производится переработка оксидного топлива, и в настоящее время здесь эксплуатируется два завода мощностью по 800 тонн в год. Индия имеет завод по переработке оксидного топлива с производительностью 100 тонн в год в Тарапуре, а также аналогичные заводы в Кальпакаме и Тромбе. Япония строит большой завод в Рокакошо, хотя большая часть исчерпанного топлива, повторно обрабатывается в Европе (что составляет всего 100 тонн в год). Россия имеет завод по переработке оксидного топлива в Челябинске мощностью 400 тонн в год.

После переработки восстановленный уран дообогащается и отправляется на предприятие по изготовлению свежего реакторного топлива. Плутоний же должен пройти технологический цикл по изготовлению смешанного оксидного топлива (MOX-топлива) на специальном заводе, который часто интегрируется с перерабатывающим предприятием. Во Франции, например, для того чтобы избежать создания неиспользуемых запасов плутония, выход продукции перерабатывающего предприятия строго скоординирован с загрузкой мощностей завода по изготовлению MOX-топлива. Если плутоний хранится в течение нескольких лет, то увеличивающийся в нем уровень содержания изотопа Америция-241 (используемого в бытовых датчиках задымления помещений), создаст трудности при производстве MOX-топлива из-за повышения уровня гамма излучения.

Таблица 11

Объем производства смешанного оксидного топлива (т/год)

Новые заводы, предусмотренные к вводу в строй к 2005 году, находятся в стадии строительства. По прогнозам МАГАТЭ их мощность к 2005 году составит от 430 до 610 тонн в год.

3. Высокоуровневые отходы после переработки

Несмотря на малые количества (см. 5.1), высокоуровневая отходы, возникающие после переработки отработанного ядерного топлива, требуют большой осторожности в обращении, размещении и хранении, так как они содержат продукты деления и некоторые трансурановые элементы, активно испускающие альфа, бета и гамма-излучение, а также выделяющие много теплоты. Теплота выделяется, главным образом, от продуктов деления. Такие материалы обычно называют как "ядерные отходы".

Если учесть, что потребляемая мощность электроэнергии, произведенной на атомных электростанциях, в расчете на одного человека составляет, примерно, один киловатт (для жителей Западной Европы), то на каждого из нас ежегодно приходится, примерно, по 20 мл высокоуровневых отходов от переработки. После остекловывания или битумирования это количество занимает объем не более одного кубического сантиметра (см. также Рисунки 6 и15).

Следует отметить, что отходы от военных программ продолжают доминировать в таких странах как США и Россия на протяжении многих десятилетий, независимо от темпов развития гражданской ядерной энергетики. Это "наследство", возникшее с начала 1940-ых годов и приведшее к загрязнению поверхностных слоев земли, утечек из резервуаров для хранения и дорогостоящим мерам по реабилитации загрязненных территорий, создало проблемы тем странам, которые его и произвели.

Жидкие отходы, произведенные на перерабатывающих заводах, временно хранятся в охлаждаемых, многостенных резервуарах из нержавеющей стали, внутри железобетонных защитных корпусов. Их необходимо затем преобразовать в компактные, химически инертные твердые частицы перед окончательным захоронением.

Достигается это с помощью процедуры, которая называется остекловывание. Использование, так называемого, Австралийского "синтетического камня" (синрок) является наилучшим способом для изоляции отходов, но это, однако, пока не получило широкого применения в гражданской ядерной энергетике.

Технологии на гражданских заводах по остекловыванию основаны на "кальцинировании" отходов (выпаривании до получения сухого порошка) с последующим перемешиванием в боросиликате. Расплавленная стеклянная масса, смешанная с сухими отходами, помещается в большие резервуары, изготовленные из нержавеющей стали и вмещающие до 400 кг продукта. Крышка резервуара надежно приваривается. Ежегодные отходы от эксплуатации одного реактора мощностью 1000 МВт содержатся в 5 тоннах такой стеклянной массы (это приблизительно двенадцать резервуаров высотой 1.3 метра каждый и диаметром 0.4 метра). В Великобритании, например, они хранятся в бункерах глубоко под землей в вертикальном положении.

Описанные процессы были разработаны и проверены на опытных заводах в 1960-ых годах. К 1966 году несколько тонн высокоуровневых отходов от повторно обработанного топлива были остеклованы в Великобритании в Хоруилле, однако исследования были тогда приостановлены как неприоритетные из-за недостаточного количества высокоуровневых отходов. Высокотемпературные испытания остеклованной массы показали, что она остается нерастворимой даже в случае физического разрушения стекла. Подобные результаты были получены и на Французских предприятиях по остекловыванию отходов между 1969 и 1972 годами.

Остекловывание высокоуровневых радиоактивных отходов впервые получило индустриальные масштабы во Франции с 1978 года. Сегодня такие работы проводятся на пяти предприятиях в Бельгии, Франции и Великобритании с производительностью до 1000 тонн остеклованных отходов в год.

В 1996 году два подобных завода были открыты в США. Один, в Вест Уилле (штат Нью-Йорк), должен обрабатывать 2.2 миллиона литров высокоуровневых отходов от гражданских ядерных реакторов, накопившихся от переработанного ядерного топлива за 25 лет их работы, а другой - в Саванна Ривер, предназначен для остекловывывания большого количества военных ядерных отходов.

Остеклованные отходы хранят в течение некоторого времени перед окончательным долговременным размещением, позволяя уменьшиться радиоактивности и выделяемой теплоте. Вообще говоря, чем дольше такой материал будет выдержан перед захоронением, тем меньше проблем с ним будет потом. В зависимости от используемых методов размещения, интервал между выгрузкой топлива из реактора и окончательным захоронением остеклованных отходов может составлять 50 лет.

Обработка таких материалов требует обязательного использования специальных мер, гарантирующих безопасность персонала. Как и во всех производствах, где присутствует гамма-излучение, самый простой и дешевый способ предохранения - это дистанция (увеличение расстояния до источника излучения в десять раз уменьшает экспозиционную дозу до одного процента).