Екологични проблеми от трансурановите елементи

Натрупване на ТУЕ в различните видове ЯГЦ

Наличието на трансуранови елементи (ТУЕ) рязко усложнява проблема с тяхното съхранение от гледна точка на тяхната радиационна безопасност. След изтичане на 500-600a от спирането на реактора радиоактивността на останалите компоненти в ОЯГ се понижава до равнището на естествената радиоактивност, каквато имат много природни минерали. Радиационната опасност на ОЯГ след този срок се обуславя изцяло от ТУЕ (Pu, Am, Cm). Те имат освен големи периоди на полуразпадане също и много висока радиотоксичност. Това е причина за необходимостта от надеждната изолация на ОЯГ от околната среда за срок от десетки и дори стотици хиляди години.

На следващата фигура са представени основните схеми на натрупване на ТУЕ вследствие на ядрените реакции в реактора.

Сеченията на реакциите за радиационно залавяне, респ. делене са в [bn]. В скоби са дадени стойностите на тези сечения за топлинни неутрони (0.025eV), а сеченията пред скобите са усреднени по спектъра на неутроните от делене на леководен реактор.

В долната таблица са представени данни за ТУЕ, отделяни ежегодно от един представителен реактор (1GW.a) за три вида ЯГЦ - отворен (гориво от ²³⁵U с обогатяване 3-4%), затворен (гориво ²³⁵U+²³⁹Pu) и на реактори с бързи неутрони (РБН) (гориво ²³⁵U+²³⁹Pu). Тъй като радиотоксичността на ТУЕ е по-представителна за тяхното въздействие от тяхната радиоактивност, данните са само за масите на произвежданите РАО.

Нуклид	T1/2	РТН, гориво U	РТН, гориво U+Pu	РБН, гориво U+Pu
	[a]	РАО [kg/a]	РАО [kg/a]	РАО [kg/a]
^238Pu	88	5.9	42.7	1.4
^239Pu	2.4.10^4	143.7	369	1475
^240Pu	6.5.10^3	59	276	517
^241Pu	15	27.8	185	49.4
^242Pu	3.8.10^5	9.6	120	15.6
^241Am	433	1.32	15.7	4.05
^242mAm	152	0.01	0.2	0.07
^243Am	8.10^3	2.48	61.8	1.92
^242Cm	0.45	0.13	1.92	0.11
^243Cm	29	0.002	0.02	0.006
^244Cm	18	0.91	46.2	0.127
^245Cm	8.5.10^3	0.06	5.22	0.004

Вижда се, че в съответствие с периодите на полуразпадане основна радиационна опасност представляват (последователно, с течение на времето) Cm, след това Am  и накрая Pu. Другата характерна особеност на посочените ЯГЦ е, че при използуването на уран-плутониево гориво за леководни реактори (Pu се извлича радиохимично и се връща в регенерираното гориво при затворен ЯГЦ), съдържанието на ТУЕ в ОЯГ се увеличава над 4 пъти. При използуване на РБН това количество става още по-голямо (около 8 пъти).

Всички изотопи на Pu са a-емитери, които са безопасни за външно облъчване (пробегът им е около 40mm в биологичните тъкани и те се поглъщат напълно още в повърхностните участъци на кожата, покрити с мъртви епителни клетки). В случай на вдишване разтворимите съединения на Pu  се отлагат в костните тъкани, в черния дроб и в други органи. При дълговременно облъчване на клетките те могат да предизвикат злокачествени образувания (рак). При вдишване на неразтворими съединения на Pu е възможно предизвикване на рак на белите дробове. Поради това нормите за радиационна безопасност установяват извънредно ниски допустими стойности на съдържанието на Pu. Това прави проблема с успешното решаване на изолацията на ТУЕ от околната среда много трудно разрешим.

Ако в ОЯГ не би имало ТУЕ, то задачата за погребването на ОЯГ не би била особено трудна. Така например възможно е разреждането на продуктите на делене 10⁴ пъти, което е технически осъществимо, и след това погребването им в стабилни геоложки формации. При това специфичната активност на a-емитерите не би превишила няколкостотин Bq/g , което е сравнимо с активността на ²²⁶Ra в някои почви или скали. Поради присъствието на Am и Cm обаче степента на такова разреждане трябва да се увеличи още 100 пъти (т.е. общо 10⁶), което вече е практически невъзможно. Поради това, като една възможна алтернатива се предлага отделянето на сравнително краткоживеещите ТУЕ (Am и Cm) от ОЯГ. Те могат да бъдат използувани и за полезни цели, напр. в радиоизотопни термоелектрични генератори, за научни цели, в промишлеността и в медицината. Все още обаче перспективите за практически пълно отделяне на ТУЕ от високоактивните отпадъци (ВАО) не са особено ясни.

Трансмутация

Ядрената трансмутация представлява метод за изкуствено превръщане (посредством предизвикване на ядрени реакции) на a-активните нуклиди в други с по-кратък период на полуразпадане. Очевидно е, че за превръщането на големи количества (десетки и стотици kg) вещество са необходими твърде големи потоци от частици за осъществяване на съответните ядрени реакции. Поради това в повечето изследвания се разглежда вътрешнореакторно "изгаряне" на ТУЕ (алтернативата е използуване на заредени частици с високи енергии от ускорители, която не е икономически конкурентноспособна). Изяснено е, че основни фактори, които влияят на процеса на трансмутация са отношенията на сеченията на делене и на залавяне на неутроните от конкретната горивна смес, продължителността на облъчването, плътността на потока неутрони и техния спектър по енергии. За предпочитане е използуването на РБН за трансмутация, тъй като при тях неутронният поток е с два порядъка по-висок. Освен това при поглъщане на бърз неутрон вероятността за образуване на нов ТУЕ е няколко пъти по-малка отколкото при радиационно залавяне на топлинен неутрон от U или ТУЕ.

Особено перспективни за изгаряне на ТУЕ са термоядрените реактори (ТЯР), тъй като при тях неутронният поток е още по-голям. Предполага се, че смес от Am и Li може да бъде поставена в близост до реактора под формата на пръти, обкръжени от графитни забавители. Очаква се активността на тази смес да намалее с 90% за 500d. ТЯР могат да бъдат използувани ефективно и за намаляване активността на дългоживеещите продукти на делене. Например, количеството ¹²⁹I може да бъде намалено 10⁴ пъти за 6 месеца (в смес с Be).

Такава рециркулация на ТУЕ е възможна и в обикновените леководни реактори при условие, че степента на обогатяване на U в тях се повиши с 1.2% (за намаляване на отрицателната реактивност, внасяна от самите ТУЕ). Недостатък на подобна трансмутация е увеличаването на неутронния поток за сметка на спонтанното делене на ТУЕ и на (a,n) реакциите. Това предполага увеличаване на биологичната защита на персонала при производство на ТОЕ, работа на реакторите, транспорт и радиохимична преработка на ОЯГ.  Някои от тези мерки са толкова сериозни (напр. увеличаване дебелината на биологичната защита с 1m), че не са съвместими с действуващите към момента конструкции на леководни реактори.