أصحاب براءة الاختراع RU 2560119:

يتعلق الاختراع بوسائل معالجة الوقود النووي المستهلك (SNF). في الطريقة المطالب بها ، تتعرض كريات الوقود النووي المستنفد من الأكسيد التي يتم تدميرها أثناء قطع قضبان الوقود للذوبان عن طريق التسخين في محلول مائي من نترات الحديد (III) بنسبة مولارية من الحديد إلى اليورانيوم في الوقود تساوي 1.5-2.0: 1 ، يتم فصل الراسب الناتج من الملح الأساسي للحديد مع نواتج الانشطار غير المنحل للوقود النووي عن طريق الترشيح ، ويتم ترسيب بيروكسيد اليورانيل من المحلول الحمضي الضعيف الناتج عن طريق التغذية المتتالية لملح ثنائي الصوديوم من حمض إيثيلين أمينيتتراسيتيك في المحلول مع التحريك. بعد ذلك ، يتم الاحتفاظ بالنظام غير المتجانس الناتج لمدة 30 دقيقة على الأقل ، وبعد الفصل والغسيل بالحامض والماء ، يتعرض راسب بيروكسيد اليورانيل لتقليل المرحلة الصلبة عند تسخينه عن طريق معالجته أفضل ضاحية للمهنيين واحدهيدرات الهيدرازين في الماء عند زيادة 2-3 أضعاف المولي من الهيدرازين بالنسبة لليورانيوم ، متبوعًا بفصل ثاني أكسيد اليورانيوم المائي الذي تم الحصول عليه UO 2 2H 2 O ، وغسله بمحلول HNO 3 بتركيز 0.1 مول / لتر والماء والتجفيف. في هذه الحالة ، يتم إرسال ترسب أملاح الحديد الأساسية مع نواتج الانشطار ، والسوائل الأم لمرحلة ترسيب البيروكسيد مع بقايا نواتج الانشطار ، ونفايات المحاليل القلوية والغسيل إلى مجمع النفايات لمعالجتها لاحقًا. النتيجة الفنية هي الزيادة سلامة البيئةوتقليل كمية النفايات. 8 w.p. يطير.

يتعلق الاختراع بمجال الطاقة النووية ، ولا سيما إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك (SNF) ، ويمكن استخدامه في المخطط التكنولوجي لإعادة المعالجة ، بما في ذلك وقود موكس ، منذ استخراج الكميات المتبقية من اليورانيوم والبلوتونيوم من SNF لإعداد وقود جديد هي المهمة الرئيسية لدورة الوقود النووي المغلقة ، والتي تتجه إليها صناعة الطاقة النووية في البلاد. في الوقت الحالي ، من المناسب إنشاء وتحسين تقنيات جديدة منخفضة النفايات وآمنة بيئيًا ومجدية اقتصاديًا تضمن إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك من مفاعلات النيوترونات العاملة والجيل الثالث والرابع التي تعمل على وقود مختلط من اليورانيوم والبلوتونيوم ( وقود موكس).).

الطرق المعروفة لمعالجة SNF باستخدام مركبات كيميائية تحتوي على الفلور أو الفلور. تنتقل مركبات الفلورين المتطايرة الناتجة عن مكونات الوقود النووي إلى الطور الغازي ويتم تقطيرها. أثناء عملية الفلورة ، يتحول ثاني أكسيد اليورانيوم إلى سادس فلوريد اليورانيوم 6 ، والذي يتبخر بسهولة نسبيًا ، على عكس البلوتونيوم ، الذي يتميز بتقلبات أقل. عادة ، عندما تتم إعادة معالجة SNF بهذه الطريقة ، تتم فلورة SNF ، ولا يستخرج منه كل اليورانيوم الموجود فيه ، ولكن فقط الكمية المطلوبة منه ، وبالتالي يفصله عن بقية الوقود المعاد معالجته. بعد ذلك ، يتم تغيير وضع التبخر وإزالة كمية معينة من البلوتونيوم الموجود فيه أيضًا من بقايا SNF في شكل أبخرة.

[براءة الاختراع RF رقم 2230130 ، S22V 60/02 ، سنة النشر. 19/01/1976]

عيب هذه التقنية هو أن طريقة معالجة SNF هذه تستخدم مركبات كيميائية غازية وعدوانية وسامة بيئيًا. وبالتالي ، فإن التكنولوجيا غير آمنة بيئيًا.

إحدى الطرق القريبة في جوهرها من الطريقة المطالب بها هي طريقة معروفة جيدًا ، معلن عنها في براءة الاختراع الأمريكية. RF No. 2403634 ، (G21C 19/44 ، سنة النشر 11/10/2010) ، والتي بموجبها يتضمن تجديد SNF مرحلة انحلال الوقود في محلول حمض النيتريك ، مرحلة التحكم في التكافؤ الإلكتروليتي ، مع تقليل Pu إلى الحالة ثلاثية التكافؤ والحفاظ على الحالة الخماسية التكافؤ لـ Np ، وهي مرحلة استخلاص عامل استخلاص اليورانيوم سداسي التكافؤ في مذيب عضوي ؛ خطوة ترسيب حمض الأكساليك تؤدي إلى ترسيب مشترك للأكتينيدات الصغيرة ونواتج الانشطار المتبقية في محلول حمض النيتريك كترسيب أكسالات ؛ خطوة الكلورة لتحويل راسب الأكسالات إلى كلوريدات عن طريق إضافة حمض الهيدروكلوريك إلى راسب الأكسالات ؛ خطوة تجفيف لإنتاج الكلوريدات اللامائية الاصطناعية عن طريق تجفيف الكلوريدات في تيار غاز الأرجون ؛ وخطوة التحليل الكهربائي للملح المصهور لإذابة الكلوريدات اللامائية في الملح المصهور وتراكم اليورانيوم والبلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية عند الكاثود عن طريق التحليل الكهربائي.

إن عيب هذه الطريقة في إعادة معالجة SNF هو طبيعتها متعددة المراحل وتعقيدها في التنفيذ ، حيث إنها تشمل المراحل الكهروكيميائية ، التي تستهلك الطاقة ، وتتطلب معدات خاصة وعملية درجة حرارة عاليةخاصة عند العمل مع الأملاح المنصهرة.

هناك أيضًا طريقة يتم بموجبها معالجة الوقود النووي المستهلك بطريقة كيميائية حرارية بحتة باستخدام ذوبان ملح من اليورانيوم أو البلوتونيوم ، وبعد ذلك يتم إعادة استخدام المكونات المنفصلة للوقود النووي. في المعالجة الكيميائية الحرارية لـ SNF ، يتم استخدام تسخينها التعريفي في بوتقة وتبريدها عن طريق توفير مبرد للبوتقة.

[براءة الاختراع RF رقم 2226725 ، G21C 19/46 ، سنة النشر. 2009/01/19]

لا تؤدي تقنيات استخلاص المعادن بالحرارة إلى تكوين كميات كبيرة من النفايات المشعة السائلة (LRW) ، كما أنها توفر وضعًا مضغوطًا للمعدات ، ولكنها كثيفة الاستخدام للطاقة ومعقدة من الناحية التكنولوجية.

تتضمن طرق معالجة SNF أيضًا:

(1) طريقة تتضمن أكسدة اليورانيوم بالكلور الغازي ، أكاسيد النيتروجين ، ثاني أكسيد الكبريت في مذيب أبروتيك ثنائي القطب أو مخاليط منها مع مركب يحتوي على الكلور [براءة الاختراع RF رقم 2238600 ، G21F 9/28 ، سنة النشر. 27/04/2004] ؛

(2) طريقة لإذابة المواد المحتوية على اليورانيوم المعدني ، بما في ذلك أكسدة اليورانيوم المعدني بمزيج ثلاثي فوسفات الكيروسين المحتوي على حامض النيتريك [براءة الاختراع الأمريكية رقم 3288568 ، G21F 9/28 ، سنة النشر. 12/10/1966] ؛

(3) عملية إذابة اليورانيوم ، والتي تتضمن أكسدة فلز اليورانيوم بمحلول من البروم في أسيتات الإيثيل بالحرارة.

تشمل عيوب هذه الأساليب زيادة مخاطر الحريق للأنظمة والنطاق المحدود لاستخدامها.

تقنية إعادة معالجة SNF المستخدمة على نطاق واسع هي عملية Purex (التي أخذناها كنموذج أولي) ، حيث يتم إذابة SNF التي تحتوي على اليورانيوم والبلوتونيوم ومنتجات الانشطار (FP) من الوقود النووي في محاليل حمض النيتريك شديدة الحموضة عند تسخينها إلى 60-80 درجة ج. يتم بعد ذلك إزالة الأكتينيدات من محلول حمض النيتريك بواسطة طور عضوي يحتوي على ثلاثي فوسفات ثلاثي البيوتيل في الكيروسين أو مذيب عضوي آخر. ويتبع ذلك مراحل تكنولوجية مرتبطة بفصل اليورانيوم والبلوتونيوم وتنقيتهما من PD. تم وصف عملية Purex ، على سبيل المثال ، في كيمياء الأكتينيد وعناصر Transactinide ، الإصدار الثالث ، تم تحريره بواسطة Lester R.Morss و Norman M. Edelstein و Jean Fuger. 2006 ، سبرينغر ، ص. 841-844.

عملية إعادة معالجة SNF المحددة متعددة المراحل وتستند إلى استخدام الوسائط الخطرة بيئيًا:

(1) حمض النيتريك (6-8 مول / لتر) كمذيب SNF عند 60-80 درجة مئوية وتشكيل منتجات غازية عدوانية أثناء التفاعلات بمشاركتها ؛

(2) نظرًا لأن حموضة المحلول بعد اكتمال الذوبان تبلغ حوالي 3.5 مول / لتر في حمض النيتريك ، فإن هذا يؤدي حتماً إلى استخدام الاستخلاص لاستخراج U (Pu) بالمذيبات العضوية ؛

(3) يؤدي استخدام المذيبات العضوية ، السامة ، القابلة للاحتراق ، شديدة الاشتعال ، المتفجرة وغير المستقرة للإشعاع في كثير من الأحيان ، إلى تكوين كميات كبيرة من النفايات مع LRW المائي (حتى 7-12 طنًا لكل 1 طن من SNF المعالج) .

الهدف من الاختراع الحالي هو إنشاء تقنية مبتكرة ومنخفضة النفايات وآمنة بيئيًا ومجدية اقتصاديًا لإعادة معالجة الوقود النووي المستهلك.

يتم حل المشكلة باستخدام طريقة جديدة لمعالجة الوقود النووي المستهلك ، والتي تتميز بحقيقة أن كريات الوقود النووي المستنفد للأكسيد التي يتم تدميرها أثناء قطع قضبان الوقود تتعرض للذوبان عند تسخينها في محلول مائي من نترات الحديد (III) عند درجة حرارة عالية. نسبة مولارية من الحديد إلى اليورانيوم في الوقود تساوي 1.5-2 ، 0: 1 ، يتم فصل الراسب الناتج من الملح الأساسي للحديد مع نواتج انشطارية غير منحلة للوقود النووي عن طريق الترشيح ، ويتم ترسيب بيروكسيد اليورانيل من الناتج بشكل ضعيف محلول حمضي يحتوي بشكل أساسي على نترات اليورانيل عن طريق التغذية المتتالية في المحلول مع تقليب ملح ثنائي الصوديوم لحمض إيثيلين ديامينيتتراسيتيك في فائض مولاري فيما يتعلق باليورانيوم ، يساوي 10٪ ، و 30٪ محلول بيروكسيد الهيدروجين ، يؤخذ في 1.5-2 أضعاف المولي الفائض بالنسبة لليورانيوم ، عند درجة حرارة لا تزيد عن 20 درجة مئوية ، يتم الاحتفاظ بالنظام غير المتجانس الناتج لمدة 30 دقيقة على الأقل وبعد الفصل والغسيل بالحامض والماء ، يخضع راسب بيروكسيد اليورانيل لمرحلة صلبة التخفيض عند التسخين بمعالجته بمحلول قلوي من هيدرات الهيدرازين في الماء عند زيادة 2-3 أضعاف المولي من الهيدرازين بالنسبة لليورانيوم ، متبوعًا بفصل ثاني أكسيد اليورانيوم المائي الناتج UO 2 2H 2 O ، وغسله بمحلول من HNO 3 بتركيز 0.1 مول / لتر ، الماء والتجفيف ، بينما ترسب أملاح الحديد الأساسية مع نواتج الانشطار ، يتم إرسال السائل الأم لمرحلة ترسيب البيروكسيد مع بقايا نواتج الانشطار ، ونفايات قلوية ومحاليل الغسيل إلى جامع النفايات لمعالجتها اللاحقة.

عادة ، يتم حل SNF في نطاق درجة حرارة 60-90 درجة مئوية لمدة لا تزيد عن 5-10 ساعات باستخدام محلول مائي من نترات الحديد (III) برقم هيدروجيني من 0.2 إلى 1.0.

يُنصح بغسل بيروكسيد اليورانيل المعزول بمحلول HNO 3 بتركيز 0.05 مول / لتر ، ويجب إجراء اختزاله في المرحلة الصلبة بمحلول مائي بنسبة 10٪ من هيدرات الهيدرازين عند الرقم الهيدروجيني 10 عند 60-90 درجة مئوية لمدة 10-15 ساعة.

على نحو مفضل ، يتم تجفيف ثاني أكسيد اليورانيوم المائي عند 60-90 درجة مئوية.

من الممكن إجراء العملية في جهازين ثنائي الوظيفة متصلان بشكل تسلسلي ، يوفر تصميمهما وجود وحدة ترشيح وإمكانية تغيير الاتجاه المكاني للأجهزة بمقدار 180 درجة ، يستخدم أولهما لحل و جمع نفايات العملية ، والثاني بالنسبة لترسيب بيروكسيد اليورانيوم ، وخفض المرحلة الصلبة وعزل المنتج المستهدف.

يتم تحقيق النتيجة الفنية للطريقة من خلال حقيقة أنه في جميع مراحل معالجة الوقود النووي المستهلك ، مكونات الوقود (UO 2 بمحتوى يصل إلى 5 بالوزن٪ 239 Pu) - U (Pu) ، الذوبان (نترات الحديد ) ، الترسيب (بيروكسيد الهيدروجين) والكواشف المختزلة في مراحل مختلفة مناسبة لفصلها الإضافي. في مرحلة الذوبان ، يدخل اليورانيوم في المحلول ، ويتم إطلاق الجزء الأكبر من الكاشف المذاب في شكل مركب صلب. في مرحلة ترسيب البيروكسيد وتحوله الاختزالي في المرحلة الصلبة إلى ثاني أكسيد اليورانيوم ، يكون المنتج المستهدف في صورة صلبة ويمكن فصله بسهولة عن الطور السائل.

الطريقة المقترحة يتم تنفيذها على النحو التالي.

تُغمر أقراص ثاني أكسيد اليورانيوم (UO 2 التي تحتوي على ما يصل إلى 5٪ بالوزن 239 Pu) التي يتم تدميرها أثناء قطع قضبان الوقود في ماء يحتوي على نترات الحديد (III) ويتم إذابتها عند تسخينها إلى 60-90 درجة مئوية. يتم فصل المحلول الناتج المحتوي على U (Pu) ولب ملح الحديد الأساسي المتكون أثناء الذوبان. بعد إزالة المحلول باستخدام U (Pu) ، يتبقى راسب ملح الحديد الرئيسي - ملح الحديد مع PD-Mo و Tc و Ru (~ 95٪) وجزئيًا Nd و Zr و Pd (~ 50٪) في مجمع النفايات.

يضاف بيروكسيد الهيدروجين إلى المحلول المنفصل مع U (Pu) ، ويتم ترسيب بيروكسيد اليورانيل في درجة حرارة الغرفة ، والتي يتم أيضًا ترسيب البلوتونيوم معها ، ويكون عامل التنقية للمنتج المستهدف من PD حوالي 1000. PD و Fe (III) ) يتم إرسال النترات إلى مجمع النفايات مع ترسيب الملح الأساسي. يتم أيضًا إرسال المحلول الناتج عن غسل راسب البيروكسيد المختلط إلى مجمع النفايات. علاوة على ذلك ، يتم إجراء اختزال الطور الصلب للبيروكسيد المتشكل بعد إدخال هيدرات الهيدرازين تحت التحريك بتيار من النيتروجين عند 80-90 درجة مئوية ويتم الحصول على ثاني أكسيد U (Pu) المائي. يتم نقل المحلول القلوي المنفصل إلى مجمع النفايات. يغسل راسب ثاني أكسيد بحجم صغير من 0.1 M HNO 3 ، ثم بالماء المقطر ، والذي يتم إرساله أيضًا إلى مجمع النفايات. يتم تجفيف المنتج المستهدف الناتج في تيار من النيتروجين المسخن عند 60-90 درجة مئوية وتفريغه من الجهاز.

يتم التخلص من نفايات المحاليل المائية الحمضية والقلوية قليلاً ، والتي يتم جمعها أثناء معالجة SNF في مجمع النفايات ، عن طريق التبخر ، ويتم ترسيب الحديد الموجود فيها على شكل هيدروكسيد مع كاتيونات 2 ، 3. ، و 4-valent PD. المنتج الصلب لمركبات الحديد مع PD المتضمن في مرحلتها هو النفايات الوحيدة في الطريقة المقترحة لمعالجة SNF. يمكن تكثيف الماء المتبخر وإعادته ، إذا لزم الأمر ، إلى العملية.

يمكن إجراء إعادة معالجة SNF بوظيفة ثنائية جهاز خاص(الأجهزة) ، التي ينص تصميمها على وجود وحدة ترشيح (UF) ، وسترة قادرة على توفير سائل تبريد وتنفيذ عملية الذوبان عند درجة حرارة -90 درجة مئوية في خليط التفاعل ، والقدرة على تغيير الاتجاه المكاني للجهاز بمقدار 180 درجة.

يتم تنفيذ العملية ، كقاعدة عامة ، في جهازين ثنائي الوظيفة متصلان بالسلسلة على النحو التالي.

عندما تكون وحدة الترشيح بالجهاز موجودة في الجزء العلوي ، فإن الجهاز مصمم لإذابة SNF. يتم فصل المحلول الناتج المحتوي على U (Pu) وملاط ملح الحديد الأساسي المتكون عند تفكك SNF. للقيام بذلك ، يتم تشغيل الجهاز 180 درجة ، بينما يكون الأشعة فوق البنفسجية في الأسفل. يتم إجراء الترشيح عن طريق الضغط الزائد على الحجم الداخلي للجهاز ، أو عن طريق توصيله بخط فراغ. بعد الترشيح وإزالة المحلول باستخدام U (Pu) ، يتم تشغيل الجهاز مع ترسيب ملح الحديد و PD (Mo و Tc و Ru (~ 95٪) وجزئيًا Nd و Zr و Pd (~ 50٪)) بواسطة 180 درجة إلى الموضع الذي توجد فيه الأشعة فوق البنفسجية في الجزء العلوي ، ثم يقوم الجهاز بوظيفة مجموعة من حلول النفايات.

يتم إدخال المحلول المفلتر مع U (Pu) في الجهاز الثاني من نفس التصميم في وضع حيث يوجد الأشعة فوق البنفسجية في الجزء العلوي من الجهاز. يضاف بيروكسيد الهيدروجين إلى المحلول ، ويترسب U (Pu) بيروكسيد في درجة حرارة الغرفة. بعد اكتمال الترسيب ، يتم تشغيل الجهاز 180 درجة و فصل الترشيحمن خلال الجزء السفلي من الجهاز. يبقى البيروكسيد الناتج على المرشح في الجهاز ، ويتم إرسال السائل الأم مع PD الذائب (عامل تنقية حوالي 1000) ونترات Fe (III) المتبقية إلى الجهاز الأول مع ترسب ملح أساسي ، والذي أصبح مجمعًا للنفايات .

يتم قلب الجهاز ليضعه مع الأشعة فوق البنفسجية في الأعلى ويتم غسل راسب البيروكسيد من المرشح الموجود بالجهاز بكمية صغيرة من الماء الذي يحتوي على هيدرات الهيدرازين لتكوين ملاط ​​يتم فيه تحويل البيروكسيد إلى ثاني أكسيد U (Pu) المائي. عند 80-90 درجة مئوية عن طريق تقليل المرحلة الصلبة مع الهيدرازين.

بعد الانتهاء من تقليل المرحلة الصلبة والحصول على ثاني أكسيد U (Pu) المائي ، يتم نقل الجهاز إلى وضع يؤدي فيه وظيفة الترشيح. يتم إرسال المحلول القلوي المنفصل إلى الجهاز الأول مع رواسب الملح الأساسي ، والذي أصبح مجمعًا للنفايات. يغسل راسب ثاني أكسيد بحجم صغير من 0.1 M HNO 3 ، ثم بالماء المقطر ، والذي يتم إرساله أيضًا إلى مجمع النفايات. يتم تشغيل الجهاز الذي يحتوي على راسب U (Pu) O 2 · nH 2 O المائي بمقدار 180 درجة إلى المواضع التي توجد فيها الأشعة فوق البنفسجية في الأعلى. بعد ذلك ، يتم تجفيف المنتج المستهدف في الجهاز عند درجة حرارة 60-90 درجة مئوية عن طريق توفير تيار من النيتروجين ، وعند الانتهاء من التجفيف ، يتم تفريغ المستحضر من الجهاز.

توضح الأمثلة التالية كفاءة استخدام المحاليل المائية الحمضية الضعيفة لنترات الحديد (III) (كلوريد) لإذابة أكسيد SNF مع الفصل المتزامن لـ U (Pu) في هذه المرحلة من جزء من PD ، متبوعًا بفصلها عن بقايا PD أثناء ترسيب بيروكسيد U (Pu) من المحلول الناتج. مزيد من التحول الاختزالي في المرحلة الصلبة للبيروكسيد ، أولاً إلى رطب ثم إلى ثنائي أكسيد U (Pu) بلوري ، يزيد من كفاءة الطريقة المقترحة.

تم تحميص عينة مسحوق من ثاني أكسيد اليورانيوم (238 + 235 UO 2) مبدئيًا عند 850 درجة مئوية في جو أرجون مع محتوى هيدروجين بنسبة 20٪ لمدة 8 ساعات.

أقراص أو مسحوق وقود نووي خزفي يحتوي على يورانيوم و 5٪ بالوزن من البلوتونيوم ، ويزن 132 جرامًا ، مغمورة في محلول مائي من نترات الحديد (III) بحجم 1 لتر مع درجة حموضة لا تقل عن 0.2 بتركيز Fe (NO 3) 3 في الماء من 50 إلى 300 جم / لتر ويذوب عند تسخينه إلى 60-90 درجة مئوية عند نسبة مولارية من الحديد (III) إلى الوقود تصل إلى 1.5 إلى 1.

يتم التحكم في قيمة الأس الهيدروجيني ومحتوى اليورانيوم في المحلول ويستمر إذابة الأقراص حتى لا يتغير محتوى اليورانيوم في العينات المتتالية. نتيجة لعملية الذوبان ، يتم الحصول على محلول يحتوي في الغالب على نترات اليورانيل وقيمة الأس الهيدروجيني ≤ 2 وترسب من ملح الحديد الأساسي. لا يستغرق الأمر أكثر من 5-7 ساعات للتذويب الكمي للعينات المأخوذة.

يتم فصل محلول النترات الناتج عن اللب بالترشيح ، على سبيل المثال ، باستخدام مرشح سيرمت. يتم غسل رواسب ملح الحديد الأساسي المتبقي على المرشح بالماء وإرساله إلى مجمع النفايات مع مياه الغسيل.

إلى محلول حمضي قليلًا من نترات اليورانيل المنفصلة عند درجة حرارة -20 درجة مئوية ، أضف 60 مل من محلول 10٪ من ملح الصوديوم غير المستبدل من EDTA (Trilon-B) ، وحركه لمدة 10 دقائق. مركب مركب أبيض من اليورانيل يترسب في المحلول.

مع التحريك ، يضاف إلى المعلق الناتج في أجزاء من 50 مل بفاصل من 1-1.5 دقيقة 300 مل من محلول 30٪ من بيروكسيد الهيدروجين (H 2 O 2) أيضًا عند درجة حرارة -20 درجة مئوية للحصول على اليورانيل بيروكسيد ، والذي أيضًا يترسب معه البلوتونيوم كميًا.

يتم فصل راسب بيروكسيد اليورانيل عن طريق الترشيح من المحلول الأم ، والذي يتم إرساله إلى مجمع النفايات. يتم غسل الراسب بـ 0.25 لتر من 0.05 M HNO 3 ، يتم إرسال محلول الغسيل إلى مجمع النفايات.

يتم أولاً نقل الراسب المغسول من بيروكسيد اليورانيل إلى معلق بمحلول قلوي مائي بنسبة 10٪ من هيدرات الهيدرازين في الماء ، ويكون للمحلول قيمة pH ~ 10.

مع تقليب المعلق وتسخينه إلى 80 درجة مئوية ، يتحول اليورانيل بيروكسيد إلى ثاني أكسيد UO 2 · H 2 O المائي أثناء تقليل المرحلة الصلبة لـ U (VI) مع الهيدرازين إلى U (IV).

يتم التحكم في عملية اختزال U (VI) إلى U (IV) عن طريق أخذ عينات دورية من المعلقات التي لا تحتوي على أكثر من 50 مجم من المعلق الصلب. يذوب الراسب في خليط من 4 مولار HCl مع 0.1M HF ، يتم تسجيل الطيف الأول من المحلول. ثم يتم معالجة المحلول بالملغم ويتم تسجيل الطيف الثاني من هذا المحلول. في هذه الحالة ، يجب اختزال كل اليورانيوم الموجود في المحلول بالكامل إلى U (IV). وبالتالي ، إذا تزامن الطيفان الأول والثاني ، فإن عملية تقليل المرحلة الصلبة تكتمل. وبخلاف ذلك ، يستمر إجراء تحويل البيروكسيد إلى ثاني أكسيد اليورانيوم. تكتمل العملية في 10-15 ساعة.

يتم فصل ثاني أكسيد اليورانيوم المائي الناتج عن طريق الترشيح من المحلول القلوي (الحجم ~ 0.6 لتر) ، يتم إرسال المحلول إلى مجمع النفايات. يتم غسل راسب ثاني أكسيد اليورانيوم المائي على المرشح بـ 0.25 لتر من 0.1 مولار HNO 3 لتحييد القلوي المتبقي في حجم الراسب ، ثم بنفس الحجم من الماء لإزالة آثار الحمض من حجم الراسب مع التحكم في درجة الحموضة في مياه الغسيل الماضي. يتم إرسال محاليل الغسيل إلى جامع النفايات.

تشير نتائج تحليل السائل الأم وبيروكسيد اليورانيوم إلى أن درجة ترسيب اليورانيوم لا تقل عن 99.5٪ ، وأن محتوى الحديد في البيروكسيد المنفصل لا يتجاوز 0.02٪ بالوزن.

يتم تجفيف راسب بيروكسيد اليورانيوم ، الذي يتم غسله من آثار القلويات ، على سبيل المثال ، باستخدام تيار من النيتروجين يتم تسخينه إلى 60-90 درجة مئوية ، ويتم تفريغه من الجهاز على شكل مسحوق.

والنتيجة لا تقل عن 131.3 جرام من ثاني أكسيد اليورانيوم.

في المحاليل المائية القلوية قليلاً التي يتم جمعها في مجمع النفايات ، يتم إطلاق بقايا الحديد في شكل هيدروكسيد غير متبلور. يتم تبخير المعلق غير المتجانس ، ويتم تحقيق الإزالة الكاملة تقريبًا للماء. المنتج الصلب الرطب أو الجاف ، والذي يتكون أساسًا من مركبات الحديد ، هو النفايات الوحيدة في الطريقة المطالب بها لمعالجة وقود أكسيد السيراميك باستخدام محاليل نترات الحديد (III).

الطريقة المقترحة تجعل من الممكن تبسيط معالجة الوقود النووي المستهلك واستبعاد تشكيل LRW بالمقارنة مع عملية Purex.

جديد مهم و بصماتمن الطريقة المقترحة (بالمقارنة مع النموذج الأولي) هي:

استخدام المحاليل المائية الحمضية ضعيفة نترات الحديد (III) لإذابة أكسيد SNF ، والتي لم تكن تستخدم سابقًا لهذا الغرض. بدون حدوث تدهور ملحوظ في قدرة الذوبان ، يمكن استبدال نترات الحديد بكلوريد الحديد (III) ؛

على عكس النموذج الأولي ، لا توجد مرحلة خاصة مع إدخال كبريتات الحديدوز في النظام لاستعادة Pu (IV) إلى Pu (III). في الطريقة المطالب بها ، عند إذابة أكسيد اليورانيوم والوقود المختلط ، يتأكسد اليورانيوم (IV) بواسطة Fe (III) إلى اليورانيوم (VI) ، وتختزل كاتيونات Fe (II) الناتجة Pu (IV) إلى Pu (III) ، و تنتقل الأكتينيدات كمياً إلى محلول على شكل نترات ؛

في الطريقة المطالب بها ، لا يلزم إدخال حمض لإذابة SNF ، لأن الوسيط المستخدم به حموضة بسبب التحلل المائي لنترات الحديد (III) ، واعتمادًا على تركيزه من 50 إلى 300 جم / لتر ، يكون الرقم الهيدروجيني تتراوح القيمة من 1 إلى 0.3 ؛

في الطريقة المقترحة ، بعد إذابة الوقود ، ستكون حموضة المحاليل الناتجة 0.1 M (لليورانيوم 100-300 جم / لتر) ، بينما في عملية Purex ، تتشكل محاليل HNO 3 الحمضية بشدة ~ 3M HNO 3 ، والتي حتماً يؤدي إلى استخلاص وتكوين كمية كبيرة من LRW العضوي والمائي ؛

تسمح الحموضة المنخفضة بعد تفكك SNF وفقًا للطريقة المطالب بها بالتخلي عن استخراج مكونات الوقود باستخدام المحاليل العضوية ، لتبسيط تنظيم عملية معالجة SNF والقضاء على LRW بالمقارنة مع تقنية عملية Purex ؛

في الطريقة المقترحة ، تكتمل عملية إذابة الوقود عن طريق الحصول على محلول يحتوي على U (Pu) وترسب من الملح الرئيسي للحديد ، بكمية تقارب 50٪ من المحتوى الأولي لنترات الحديد (III) ؛

يتم فصل نواتج الانشطار ، مثل Mo و Tc و Ru (~ 95٪) وجزئيًا من Nd و Zr و Pd (~ 50٪) ، عن اليورانيوم بالفعل في مرحلة انحلال SNF وتتركز في الراسب المتشكل من ملح الحديد الأساسي. هذه أيضًا ميزة للطريقة المقترحة لحل SNF بالمقارنة مع عملية Purex ؛

في المحاليل الحمضية الضعيفة المستخدمة ، المواد الإنشائية لكسوة قضيب الوقود والمراحل المتكونة من FP في مصفوفة SNF في شكل معدن خفيف (Ru ، Rh ، Mo ، Tc ، Nb) وإضافات خزفية رمادية (Rb ، Cs ، Ba ، Zr ، Mo) لا تذوب. لذلك ، فإن المواد الحمضية الضعيفة ستكون أقل تلوثًا بمكونات الغلاف الذائب و PD ، على عكس 6-8 M HNO 3 في عملية Purex ؛

الحموضة ≤0.1 M المحاليل التي تم الحصول عليها بتركيز يورانيوم 100-300 جم / لتر هي الأمثل لترسب بيروكسيدات اليورانيوم (VI) والبلوتونيوم (IV). يُفضل بيروكسيد الهيدروجين لأنه يحول اليورانيوم إلى حالة U (VI) المطلوبة للترسيب الكمي ؛

ينتج عن ترسيب بيروكسيد U (Pu) من المحلول الفصل الكمي لـ U من جميع بقايا PD وبقايا الحديد الموجودة في المحلول (عامل التنقية ~ 1000) ؛

الحل الجديد والأصلي في الطريقة المقترحة هو عملية تقليل المرحلة الصلبة في معلق مائي من U (Pu) بيروكسيد مع هيدرات الهيدرازين عند 90 درجة مئوية إلى U (Pu) O 2 × nH 2 O ، متبوعًا بالتجفيف المنتج المستهدف عند 60-90 درجة مئوية والتفريغ من الجهاز

تتم إزالة محاليل النفايات المائية الحمضية والقلوية قليلاً المتراكمة أثناء معالجة SNF في مجمع النفايات أثناء التبخر ، ويتراكم الحديد الموجود فيها على شكل هيدروكسيد مع كاتيونات 2 و 3 و 4-تكافؤ PD. المنتج الصلب لمركبات الحديد المدرجة في طورها PD هو النفايات الوحيدة في الطريقة المقترحة لمعالجة أكسيد SNF.

1 - طريقة لإعادة معالجة الوقود النووي المستهلك ، وتتميز بأن أقراص الوقود النووي المستهلك المؤكسد التي يتم تدميرها أثناء قطع قضبان الوقود تتعرض للذوبان عند تسخينها في محلول مائي من نترات الحديد (III) بنسبة مولارية من الحديد إلى اليورانيوم في الوقود الذي يساوي 1.5-2.0: 1 ، يتم فصل الراسب الناتج من ملح الحديد الأساسي مع نواتج الانشطار غير المنحل للوقود النووي عن طريق الترشيح ، ويتم ترسيب بيروكسيد اليورانيل من المحلول الحمضي الضعيف الناتج الذي يحتوي بشكل أساسي على نترات اليورانيل عن طريق إضافة ثنائي الصوديوم على التوالي ملح حمض إيثيلين ديامينيتراسيتيك إلى المحلول مع التحريك في فائض مولاري فيما يتعلق باليورانيوم يساوي 10٪ و 30٪ محلول بيروكسيد الهيدروجين ، يؤخذ في زيادة 1.5-2 ضعف المولي بالنسبة لليورانيوم ، عند درجة حرارة لا تزيد عن 20 درجة C ، يتم الاحتفاظ بالنظام غير المتجانس الناتج لمدة 30 دقيقة على الأقل وبعد الفصل والغسيل بالحامض والماء ، يتعرض راسب بيروكسيد اليورانيل لتقليل الحالة الصلبة عند تسخينه معالجته بمحلول قلوي من هيدرات الهيدرازين في الماء بفائض من الهيدرازين بمقدار 2-3 أضعاف بالنسبة لليورانيوم ، يليه فصل ثاني أكسيد اليورانيوم المائي الناتج UO 2 2H 2 O ، وغسله بمحلول HNO 3 بتركيز 0.1 مول / لتر ، الماء والتجفيف ، بينما ترسب أملاح الحديد الأساسية مع نواتج الانشطار ، يتم إرسال السائل الأم لمرحلة ترسيب البيروكسيد مع بقايا نواتج الانشطار ، ونفايات القلويات ومحاليل الغسيل إلى النفايات جامع لمعالجتها اللاحقة.

2. طريقة معالجة الوقود النووي المستهلك وفقًا للمطالبة 1 ، وتتميز بأن تفكك الوقود النووي المستهلك يتم عند 60-90 درجة مئوية.

3. طريقة معالجة الوقود النووي المستهلك وفقًا لعنصر الحماية 1 ، والتي تتميز بأنه يتم استخدام محلول مائي من نترات الحديد (III) بقيمة pH من 0.2 إلى 1.0 لإذابة الوقود.

4. طريقة معالجة الوقود النووي المستهلك حسب الادعاء 1 ، وتتميز بأن تفكك الوقود النووي المستهلك يتم لمدة لا تزيد عن 5-10 ساعات.

5. طريقة لمعالجة الوقود النووي المستهلك وفقًا للمطالبة 1 ، وتتميز بأنه يتم غسل راسب بيروكسيد اليورانيل بمحلول HNO 3 بتركيز 0.05 مول / لتر.

6. يتم تنفيذ طريقة معالجة الوقود النووي المستهلك وفقًا للمطالبة 1 ، والتي تتميز بخفض المرحلة الصلبة باستخدام محلول مائي بنسبة 10٪ من هيدرات الهيدرازين عند الرقم الهيدروجيني 10.

7. يتم تنفيذ طريقة معالجة الوقود النووي المستهلك وفقًا للمطالبة 1 ، والتي تتميز بخفض المرحلة الصلبة عند 60-90 درجة مئوية لمدة 10-15 ساعة.

8. تتميز طريقة معالجة الوقود النووي المستهلك وفقًا للمطالبة 1 ، بأن تجفيف ثاني أكسيد اليورانيوم المائي يتم عند 60-90 درجة مئوية.

9. طريقة معالجة الوقود النووي المستهلك وفق أي فقرة. 1-8 ، وتتميز بأن العملية تتم في جهازين ثنائي الوظيفة متصلان بشكل تسلسلي ، يوفر تصميمهما وجود وحدة ترشيح وإمكانية تغيير الاتجاه المكاني للأجهزة بمقدار 180 درجة ، أولهما يستخدم في إذابة وجمع نفايات العملية ، والثاني لترسيب بيروكسيد اليورانيل ، وتقليل المرحلة الصلبة وعزل المنتج المستهدف.

براءات الاختراع المماثلة:

يتعلق الاختراع بمجال البيئة الإشعاعية والكيمياء الحيوية ويهدف إلى تركيز Th من مياه البحروتحديد محتواها الذي يمكن استخدامه لقياس معدل عمليات الترسيب في المياه البحرية.

يتعلق الاختراع المطالب به بالهندسة النووية ويمكن استخدامه في التخلص من المنتجات المشععة المصنوعة من البريليوم والتخلص منها وإعادة تصنيعها ، مثل عاكس النيوترونات النووية والحرارية على سبيل المثال. المفاعلات النووية.

يتعلق الاختراع بالصناعة النووية ، وبالتحديد أجهزة الذوبان النفاث وغسل الرواسب المتراكمة في قاع صهاريج التخزين للنفايات المشعة لأي مستوى من النشاط ، ونقل المرحلة الصلبة غير القابلة للذوبان من الرواسب إلى الحالة المعلقة والإصدار من المحلول والتعليق من الخزان.

يتعلق الاختراع بالصناعة النووية فيما يتعلق بمعالجة النفايات المشعة ، أي الأجهزة الخاصة بالإفراج الكامل عن صهاريج التخزين من السقوط الإشعاعي ، ويمكن استخدامها في الصناعات الكيميائية والبتروكيماوية والصناعات الأخرى.

يتعلق الاختراع المطالب به بطرق معالجة النفايات المشعة ، أي تنقية البلاتين في شكل خردة من المعدات التكنولوجية ، ويمكن استخدامه لتنقية البلاتين الثانوي من التلوث الإشعاعي بالبلوتونيوم.

يتعلق الاختراع بالصناعة النووية ويمكن استخدامه لتطهير الأسطح الداخلية والخارجية للمعدات. في الاختراع المطالب به ، يتم وضع المعدات التي تمت إزالتها من التلوث في محلول إزالة التلوث وتعريضها للاهتزازات فوق الصوتية ، في حين يتم إثارة الاهتزازات في الحجم الكامل للمعدات من خلال توفير اتصال صوتي قوي لسطح الجهاز مع بواعث صوتية بالموجات فوق الصوتية ، وتكون الاهتزازات متحمس في شكل نبضات بتردد ملء يتوافق مع تردد الرنين الخاص بالمعدات المحملة للباعث.

المادة: مجموعة من الاختراعات تتعلق بطرق التخلص من النويدات المشعة طويلة العمر ، بما في ذلك نظائر عناصر عبر اليورانيوم. تتضمن الطريقة المطالب بها غمس كبسولة وقود واحدة على الأقل في بئر متكونة في تكوينات جيولوجية.

يتعلق الاختراع بالهندسة والتكنولوجيا النووية ، لإزالة التلوث مواد متعددةملوثة بالنويدات المشعة. في الطريقة المطالب بها ، يتم إزالة التلوث على مرحلتين: في المرحلة الأولى ، يتم تغذية البخار الذي يتم تنشيطه بواسطة الكواشف الكيميائية في غرفة إزالة التلوث التي يتم تسخينها إلى 110 درجة مئوية بمواد ملوثة ، وفي المرحلة الثانية ، يتم تبريد غرفة التعطيل وتبريد يتم معالجة المادة المعطلة بمحاليل من المذيبات العضوية وعوامل التعقيد في بيئة من الغازات المسيلة أو المذيبات منخفضة الغليان.

يتعلق الاختراع بمنتجات للاستخدام الخارجي كمنظف لإزالة التلوث لتنظيف جلد الإنسان و السطح الخارجيمعدات من التلوث الإشعاعي. يوصف منظف إزالة التلوث بالتركيب التالي: راتينج التبادل الأيوني Ku-1 5-20٪ ، راتنج التبادل الأيوني Ku-2-8chs 5-20٪ ، راتنج التبادل الأيوني An-31 3-10٪ ، التبادل الأيوني EDE-10P راتينج 3-10٪ مسحوق صناعي 60-84٪. التأثير: زيادة كفاءة المنظف المزيل للتلوث عن طريق زيادة امتصاص النويدات المشعة المختلفة.

يتعلق الاختراع بوسائل المخلفات. يحتوي الجهاز المطالب به على فرن (1) لصهر النفايات المتساقطة ، بينما يحتوي الفرن المذكور على فرن لتلقي النفايات الثلاثية وجهاز فقاعي لإدخال غاز الفقاعات المهدرج في الفرن أثناء صهر ومعالجة النفايات الثلاثية في الفرن. يحتوي الجهاز أيضًا على مفاعل حفزي (2) مع غشاء رباعي الأقطاب لمعالجة الغاز الناتج عن ذوبان ومعالجة النفايات الثلاثية في الفرن ؛ بينما يحتوي المفاعل المذكور على غشاء لفصل مجري غازين منفذين لنظائر الهيدروجين. يتم توفير الجهاز المطالب به للاستخدام في طريقة المخلفات المطالب بها. والنتيجة التقنية هي منع إنتاج ماء التريتيوم عند الانتهاء من عملية الحطام. 2 ن. و 9 ز. f-ly ، 4 مرض ، 1 العلاقات العامة.

يتعلق الاختراع بطريقة معالجة النفايات المشعة الصلبة المتولدة أثناء معالجة الوقود النووي من مفاعلات الماء المضغوط ومفاعلات RBMK. تتكون الطريقة من معالجة النفايات بالكلور الجزيئي عند درجة حرارة 400-500 درجة مئوية وفصل المنتجات الناتجة ، بينما يتم إرسال المنتجات الشبيهة بالأتربة والمرشحة إلى عملية Purex ، تتم معالجة خليط الغاز بالهيدروجين عند درجة حرارة درجة حرارة 450-550 لإزالة النيوبيوم وعناصر السبائك الأخرى. درجة مئوية وتمريرها عبر مرشح سيراميك مسخن إلى 500-550 درجة مئوية ، ويتبلور رابع كلوريد الزركونيوم المنقى في مكثف عند درجة حرارة لا تزيد عن 150 درجة مئوية. يضمن الاختراع تقليل الحجم ونقل المزيد من النفايات المشعة إلى فئات أكثر أمانًا ، بالإضافة إلى تقليل التكاليف المرتبطة بالتخلص من النفايات. 1 z.p. f-ly ، 1 مريض ، علامة تبويب واحدة.

يتعلق الاختراع بتكنولوجيا اليورانيوم ، فيما يتعلق بتشغيل مصانع فصل نظائر اليورانيوم ، ويمكن استخدامه لتنظيف الأسطح المعدنية المختلفة التي تعمل في وسط سداسي فلوريد اليورانيوم من رواسب اليورانيوم غير المتطايرة. تتضمن طريقة تنظيف الأسطح المعدنية من رواسب اليورانيوم المعالجة السطحية بكواشف غازية مفلورة تحتوي على ClF3 و F2 بنسبة كتلة (1.7 ÷ 3.6): 1 ، في ظل ظروف تدفق عملية ديناميكي ، عن طريق تدوير الغازات عبر رواسب اليورانيوم وطبقة من فلوريد الصوديوم ، يتم تسخينه إلى 185-225 درجة مئوية. التأثير: يوفر الاختراع تكثيفًا لعملية الفلورة ، والاستخراج الانتقائي لسداسي فلوريد اليورانيوم من الغاز واستبعاد تكوين منتجات تفاعل أكالة وسهلة التكثيف. 1 مثال ، علامة تبويب واحدة.

يتعلق الاختراع بالصناعة النووية. تتضمن طريقة التعامل مع الجرافيت في المفاعل من مفاعل إغلاق اليورانيوم-الجرافيت عينة من بناء المفاعل. يتم سحق قطع كبيرة من الجرافيت ميكانيكيًا. يتم وضع القطع المكسرة في مفاعل بلازما كيميائي كأقطاب كهربائية قابلة للاستهلاك. تبخرت مادة الأقطاب الكهربائية المستهلكة. يتم إدخال عامل مؤكسد في منطقة البلازما منخفضة الحرارة. يتم إخماد نواتج تفاعل البلازما الكيميائي. تتركز نواتج التفاعل على جدران المفاعل. تتم إزالة نواتج التفاعل الغازي من المفاعل. يتم لف جزء من تدفق الغاز وتغذيته مع المؤكسد في المفاعل. يتم جمع نواتج التفاعل الغازي ، باستثناء أكاسيد الكربون ، بواسطة جهاز غسل. يتم نقل أكاسيد الكربون إلى المرحلة السائلة وإرسالها للتخلص منها مرة أخرى. تتم إزالة بقايا الرماد الصلب من مفاعل البلازما الكيميائي. التأثير: يجعل الاختراع من الممكن تنقية الجرافيت المشع من منتجات الانشطار والتنشيط لمزيد من التخزين الآمن. 4 w.p. و- لي ، 2 مريض.

يتعلق الاختراع بطريقة التثبيت الكيميائي لمركب كربيد اليورانيوم وجهاز لتنفيذ الطريقة. تتضمن الطريقة الخطوات التالية: خطوة رفع درجة الحرارة داخل الحجرة المذكورة إلى درجة حرارة أكسدة مركب كربيد اليورانيوم المذكور في حدود 380 درجة مئوية تقريبًا إلى 550 درجة مئوية ، حيث يدخل غاز خامل الغرفة المذكورة ؛ خطوة معالجة الأكسدة متساوي الحرارة عند درجة حرارة الأكسدة المذكورة ، حيث تكون الغرفة المذكورة تحت ضغط جزئي من O2 ؛ خطوة مراقبة اكتمال تثبيت المركب المذكور ، والتي تشمل مراقبة كمية الأكسجين الجزيئي الممتص و / أو ثاني أكسيد الكربون أو ثاني أكسيد الكربون المنبعث أو أول أكسيد الكربون حتى قيمة مجموعة الإدخال للكمية المحددة من الأكسجين الجزيئي ، الحد الأدنى لقيمة العتبة من الكمية المحددة من ثاني أكسيد الكربون ، أو الحد الأدنى لقيم ثاني أكسيد الكربون وأول أكسيد الكربون يتم الوصول إلى الكربون. والنتيجة التقنية هي إمكانية إيجاد حل آمن وموثوق وخاضع للرقابة وسريع للمشكلة المعقدة المتمثلة في تثبيت مركبات كربيد اليورانيوم بالصيغة UCx + yC ، حيث يمكن أن يكون الرقم x أكبر من أو يساوي 1 ، والعدد الحقيقي y أكبر من الصفر. 2 ن. و 11 ص. f-ly ، 8 مريض.

المادة: مجموعة من الاختراعات تتعلق بطريقة وجهاز لتقليل محتوى المادة المشعة في جسم يحتوي على مادة مشعة إلى مستوى آمن للبيئة. تشتمل طريقة تقليل محتوى المادة المشعة في كائن يحتوي على مادة مشعة إلى مستوى آمن للبيئة على كائن يكون على الأقل كائنًا يتم اختياره من المجموعة التي تتكون من كائن حي ، وحمأة مياه الصرف الصحي ، والتربة ، ورماد المحرقة. يخضع الكائن لخطوة تسخين / ضغط / ضغط محددة من المجموعة التي تتكون من خطوة تسخين الجسم في حالة تكون فيها درجة الحرارة أقل من أو تساوي درجة حرارة الماء الحرجة ، أو سائل قابل للذوبان في الماء ، أو خليط من الماء والسائل القابل للذوبان في الماء ، والضغط أكبر من أو يساوي ضغط البخار المشبع للسوائل المحتوية على الماء. يوجد أيضًا جهاز معالجة لتقليل محتوى المواد المشعة في الجسم. التأثير: مجموعة من الاختراعات تجعل من الممكن إزالة المواد المشعة من جسم ما ؛ بعد المعالجة ، يمكن إعادة الكائن إلى البيئة. 2 ن. و 16 ص. f-ly ، 5 سوء ، علامة تبويب واحدة ، 13 العلاقات العامة.

يتعلق الاختراع بطرق إزالة التلوث الكيميائي للمعادن بالتلوث الإشعاعي. تتمثل طريقة إزالة تلوث المنتجات السطحية الملوثة من سبائك معدنية أو شظاياها في وضع كاشف مسحوق على السطح لتطهيره ، حيث يكون حجم 80٪ على الأقل من الجسيمات أقل من 1 ميكرومتر ، وتحتوي على البوتاسيوم والصوديوم والكبريت ، ثم تسخين السطح وتبريده وتنظيفه من المقياس المتشكل. يتم وضع كاشف المسحوق على سطح جاف. يتم وضع طبقة من الورنيش الصناعي بدرجة حرارة اشتعال من 210-250 درجة مئوية على السطح المعالج بالكاشف. التأثير: يتيح الاختراع إمكانية زيادة كفاءة عملية إزالة التلوث عن السطح الملوث بمنتجات النويدات المشعة المصنوعة من السبائك المعدنية أو شظاياها عن طريق زيادة تلامس الكاشف مع النويدات المشعة الموجودة في المسام المفتوحة والشقوق وعيوب السطح الأخرى ، مع زيادة كفاءتها عن طريق تقليل استهلاك مسحوق الكاشف. 3 w.p. f-ly ، 3 علامات تبويب ، 2 العلاقات العامة.

يتعلق الاختراع بتكنولوجيا إعادة التدوير ويمكن استخدامه في إعادة تدوير الأجسام الكبيرة العائمة باستخدام محطة طاقة نووية. بعد إيقاف التشغيل واتخاذ قرار بشأن التخلص منه ، يتم تفريغ الوقود النووي المستهلك من المفاعلات ، وتفكيك البنية الفوقية ، وتفريغ جزء من المعدات ، وتشكيل كتلة المفاعل ، وتفريغ الجسم إلى حالة يكون فيها مستوى خط الماء للكائن أسفل كتلة المفاعل المشكل ، يتم إجراء انقطاع تقني في جانب الكائن ، قم بتركيب الجهاز القابل للسحب ، وإزالة كتلة المفاعل باستخدام الجهاز القابل للسحب. في الوقت نفسه ، يتم تعويض النقص في كتلة الجسم عن طريق استقبال الصابورة على الجسم. ثم يتم تحضير كتلة المفاعل للتخزين طويل الأجل ، ويتم التخلص من الكائن بالطريقة التي يحددها مشروع التخلص. التأثير: تفكيك جسم عائم كبير بمحطة طاقة نووية دون استخدام حوض نقل عائم كبير السعة. 3 مريض.

مجموعة الاختراعات تتعلق ب فيزياء نووية، لتكنولوجيا معالجة النفايات المشعة الصلبة. تتضمن طريقة تنظيف البطانات المشععة من الجرافيت لمفاعل اليورانيوم الجرافيت تسخينها ومعالجتها بالغاز ونقل الشوائب إلى الطور الغازي وتبريد مادة الكربون. يتم تسخين غلاف الجرافيت المشع بواسطة تدفق بلازما منخفض الحرارة في منطقة درجة الحرارة الأولى لغرفة التدفق في جو غاز خامل إلى درجة حرارة أعلى من 3973 كلفن. يتم نقل خليط الغاز الناتج إلى منطقة درجة الحرارة الثانية لغرفة تدفق ترسيب الكربون ، حيث يتم الحفاظ على درجة الحرارة في النطاق من 3143 كلفن إلى 3973 كلفن. يتم نقل خليط الغاز غير المترسب إلى منطقة درجة الحرارة الثالثة لغرفة التدفق ، حيث يتم تبريده إلى درجة حرارة أقل من 940 كلفن وترسب شوائب المعالجة. يتم إرجاع الغاز الخامل المتبقي إلى منطقة درجة الحرارة الأولى لغرفة التدفق ، وتستمر العملية حتى التبخر الكامل لغطاء الجرافيت. يوجد أيضًا جهاز لتنظيف البطانات المشعة من الجرافيت لمفاعل اليورانيوم الجرافيت. التأثير: مجموعة من الاختراعات تجعل من الممكن تقليل الوقت اللازم لتنظيف الجرافيت البطانات المشععة من الجرافيت لمفاعل اليورانيوم الجرافيت. 2 ن. f-ly ، 4 مرض.

يتعلق الاختراع بوسائل معالجة الوقود النووي المستهلك. في الطريقة المطالب بها ، تتعرض أقراص الوقود النووي المستنفد من الأكسيد التي يتم تدميرها أثناء قطع قضبان الوقود للذوبان عند تسخينها في محلول مائي من نترات الحديد بنسبة مولارية من الحديد إلى اليورانيوم في الوقود تساوي 1.5-2.0: 1 ، الناتج ترسيب ملح الحديد الأساسي مع نواتج الانشطار غير المنحل يتم فصل الوقود النووي بالترشيح ، ويتم ترسيب بيروكسيد اليورانيل من المحلول الحمضي الضعيف الناتج عن طريق التغذية المتتالية بملح ثنائي الصوديوم من حمض إيثيلين ديامينيتتراسيتيك في المحلول مع التحريك. بعد ذلك ، يتم الاحتفاظ بالنظام غير المتجانس الناتج لمدة 30 دقيقة على الأقل ، وبعد الفصل والغسيل بالحامض والماء ، يتعرض راسب بيروكسيد اليورانيل لتقليل المرحلة الصلبة عند تسخينه عن طريق معالجته بمحلول قلوي من هيدرات الهيدرازين في الماء عند زيادة مولارية بمقدار 2-3 أضعاف من الهيدرازين بالنسبة لليورانيوم ، متبوعًا بالفصل ، يتم الحصول على ثاني أكسيد اليورانيوم المائي UO2 2H2O ، وغسله بمحلول HNO3 بتركيز 0.1 مول والماء والتجفيف. في هذه الحالة ، يتم إرسال ترسب أملاح الحديد الأساسية مع نواتج الانشطار ، والسوائل الأم لمرحلة ترسيب البيروكسيد مع بقايا نواتج الانشطار ، ونفايات المحاليل القلوية والغسيل إلى مجمع النفايات لمعالجتها لاحقًا. والنتيجة الفنية هي زيادة السلامة البيئية وتقليل كمية النفايات. 8 w.p. يطير.

النفايات النووية ونفايات الوقود النووي هما بالتأكيد اثنان مفاهيم مختلفة. التخلص من كليهما طرق مختلفة. وتجدر الإشارة إلى أن مشكلة التخلص من نفايات الوقود النووي ليست حادة ، حيث توجد اليوم آليات لمعالجتها لغرض الاستخدام الإضافي.

ما هي نفايات الوقود النووي

هذه عناصر وقود. أنها تحتوي على بقايا الوقود النووي ومكونات أخرى. تعالج المؤسسات الصناعية المادة باستخدام آليات خاصة. نتيجة لذلك ، تتحول النفايات إلى وقود كامل يستخدم لخدمة المنشآت النووية من أي نوع (محطات الطاقة النووية ، الغواصات ، الصناعة).

صورة مختلفة تمامًا عن النفايات النووية. اليوم لا توجد آلية لمعالجتها. في الواقع ، يمكن إعادة التدوير فقط. لكن هذه العملية لها بالفعل فروق دقيقة لم تتمكن البشرية من حلها حتى الآن.

أنواع النفايات

هناك عدة أنواع من هذه النفايات:

• الصعب؛
• سائل
• عناصر المنشآت النووية.

يتم التخلص من كل نوع من أنواع النفايات بطريقته الخاصة. لذلك ، يتم حرق المواد الصلبة ، ثم يتم خلط الرماد بالأسمنت. يتم تخزين اللوحات الناتجة في مرافق تخزين خاصة. يتم تبخير السوائل وتعبئتها في حاويات مخصصة لهذا الغرض ودفنها في الأرض. تعتبر عملية إعادة تدوير المكونات الأولية للمنشآت النووية أكثر تعقيدًا.

اتضح أن نفايات الوقود النووي أكثر فائدة للبشرية؟ بالضبط. هناك العديد من مجالات النشاط البشري حيث يتم استخدام النفايات المعاد تدويرها. هو - هي:

• صناعة السلاح
• الدواء؛
• زراعة؛
• الإنتاج وهلم جرا.

يوجد حظر في جميع أنحاء العالم على استيراد النفايات النووية إلى البلاد. ومع ذلك ، نظرًا لعملية التخلص منها ، يبرز سؤال طبيعي: أين يتم تخزين الحاويات معهم؟ بعد كل شيء ، هناك حاجة إلى قطع كبيرة من الأرض يمكن استخدامها "كمقبرة" لنفايات الصناعة النووية.

على الرغم من الحظر الحالي ، وافقت العديد من دول "العالم الثالث" على تخصيص أراضيها للتخلص من حاويات النفايات. بطبيعة الحال ، ليس بالمجان. حتى الآن ، هذا الولاء ينقذ الموقف ، لكن ماذا سيحدث بعد ذلك عندما تمتلئ هذه المناطق ببساطة إلى طاقتها؟

بشكل لا يصدق ، لا يوجد حتى الآن حل لهذه المشكلة. لم يجد العلماء في أي بلد حتى الآن فرصًا للتخلص من النفايات الأخرى ، وهو أمر مقلق للغاية ومقلق للبشرية. لكن، الناس المعاصرينتتعلق بهذه المشكلة تقريبًا على النحو التالي: "يكفي لحياتي ، وبعد ذلك لا يهمني". قصير النظر تمامًا ومتهور ، لكن في الوقت الحالي لا توجد أدوات لتغيير الوضع مع التخلص من النفايات النووية ومعالجتها.

مشاكل تخزين الوقود النووي

على الرغم من أن التخلص من الوقود النووي لا يحير البشرية كثيرًا ، إلا أن هناك سؤالًا آخر: كيف يتم تخزين النفايات بشكل آمن وموثوق؟ تخضع المادة المستهلكة "للاستعادة" ، ولكن قبل حدوث ذلك ، يجب تخزين النفايات في مكان ما ، وهناك حاجة لنقلها. كل هذه العمليات مرتبطة بتهديد حقيقي للبيئة ، وبالطبع للبشر.

في عام 1998 ، شرعت السلطات الروسية في قانون يسمح باستيراد نفايات الوقود النووي من الدول الأجنبية. دفعت فرصة الحصول على الوقود المستهلك لمعالجته وتشغيله في روسيا النواب إلى اتخاذ مثل هذا القرار. بطبيعة الحال ، فإن تكلفة المواد الخام ستكون مربحة للغاية لميزانية الاتحاد الروسي. وفقًا لبعض الحسابات ، فإن الحصول على النفايات بهذه الطريقة أرخص بكثير من إنتاج الوقود النووي.

في ذلك الوقت ، لم يتم اعتماد القانون ، ولكن لا تزال هناك مناقشات نشطة حول مدى ملاءمة اعتماده. من ناحية ، هو مفيد اقتصاديًا للبلد. من ناحية أخرى ، يتطلب الأمر تنظيم وتجهيز مرافق تخزين موثوقة ، بالإضافة إلى نهج كفء لعمليات النقل. هذه هي "المحددات" الوحيدة التي لا تسمح لك باتخاذ قرار بشأن مثل هذه الخطوة. جميع مرافق معالجة الوقود النووي المستهلك متوفرة في الدولة.

في الوقت الحالي ، لا يزال القرار بشأن هذه المسألة معلقًا. ومع ذلك ، يمكن اعتبار هذا اتجاهًا إيجابيًا. لأنه من دواعي سرورنا أن الحكام ، مع ذلك ، لا يفكرون فقط في ربحية مثل هذا المشروع ، ولكن أيضًا في العواقب السلبية المحتملة على سكان روسيا.

في البداية ، تمت إعادة معالجة SNF فقط لغرض استخراج البلوتونيوم في إنتاج الأسلحة النووية. في الوقت الحاضر ، توقف عمليا إنتاج البلوتونيوم المستخدم في صنع الأسلحة. بعد ذلك ، نشأت الحاجة إلى معالجة الوقود من مفاعلات الطاقة. يتمثل أحد أهداف إعادة معالجة وقود مفاعل الطاقة في إعادة استخدامه كوقود لمفاعل الطاقة ، بما في ذلك كجزء من وقود موكس أو لتنفيذ دورة وقود مغلقة (CFFC). بحلول عام 2025 ، من المخطط إنشاء مصنع إشعاعي للمعالجة واسع النطاق ، والذي سيوفر فرصة لحل مشكلة كل من الوقود المخزن والوقود النووي المستهلك الذي تم تفريغه من محطات الطاقة النووية القائمة والمخطط لها. في Zheleznogorsk GCC ، تم التخطيط للمعالجة في كل من مركز العرض التجريبي (ODC) وفي الإنتاج الواسع النطاق لـ SNF من مفاعلات الطاقة المائية المضغوطة VVER-1000 ومعظم النفايات من مفاعلات القناة من نوع RBMK-1000. سيتم استخدام منتجات التجديد في دورة الوقود النووي ، واليورانيوم في إنتاج الوقود لمفاعلات النيوترونات الحرارية ، والبلوتونيوم (مع النبتونيوم) لمفاعلات النيوترونات السريعة ، والتي لها خصائص نيوترونية توفر إمكانية إغلاق دورة الوقود النووي بشكل فعال. في الوقت نفسه ، سيعتمد معدل إعادة معالجة RBMK SNF على الطلب على منتجات التجديد (كل من اليورانيوم والبلوتونيوم) في دورة الوقود النووي. شكلت هذه الأساليب أساس برنامج إنشاء البنية التحتية وإدارة SNF للفترة 2011-2020 وللفترة حتى عام 2030 ، الذي تمت الموافقة عليه في نوفمبر 2011.

في روسيا ، تعتبر جمعية إنتاج Mayak ، التي تأسست عام 1948 ، أول مؤسسة قادرة على معالجة الوقود النووي المستهلك. المصانع الكبيرة الأخرى للكيماويات الإشعاعية في روسيا هي مجمع سيبيريا الكيميائي و Zheleznogorsk Mining and Chemical Combine. تعمل المنتجات الكيميائية الإشعاعية الكبيرة في إنجلترا (مصنع سيلافيلد) ، في فرنسا (مصنع Cogema (إنجليزي)الروسية) ؛ تم التخطيط للإنتاج في اليابان (Rokkasho ، 2010) ، الصين (Lanzhou ، 2020) ، Krasnoyarsk-26 (RT-2 ، 2020s). تخلت الولايات المتحدة عن المعالجة الضخمة للوقود الذي يتم تفريغه من المفاعلات وتقوم بتخزينه في منشآت تخزين خاصة.

تكنولوجيا

غالبًا ما يكون الوقود النووي عبارة عن حاوية مغلقة مصنوعة من سبيكة الزركونيوم أو الفولاذ ، وغالبًا ما يشار إليها باسم عنصر الوقود (FEL). يكون اليورانيوم الموجود فيها على شكل كريات صغيرة من أكسيد أو (في كثير من الأحيان) مركبات يورانيوم أخرى مقاومة للحرارة ، مثل نيتريد اليورانيوم. ينتج عن اضمحلال اليورانيوم العديد من النظائر غير المستقرة لنظائر أخرى العناصر الكيميائية، بما في ذلك الغازات. تنظم متطلبات السلامة إحكام عنصر الوقود طوال فترة الخدمة ، وتبقى جميع منتجات الاضمحلال هذه داخل عنصر الوقود. بالإضافة إلى نواتج الاضمحلال ، تبقى كميات كبيرة من اليورانيوم 238 وكميات صغيرة من اليورانيوم 235 غير المحترق والبلوتونيوم المنتج في المفاعل.

تتمثل مهمة إعادة المعالجة في تقليل مخاطر الإشعاع للوقود النووي المستهلك ، والتخلص بأمان من المكونات غير المستخدمة ، وعزل المواد المفيدة ، وضمان مزيد من استخدامها. لهذا ، غالبًا ما تستخدم طرق الفصل الكيميائي. معظم طرق بسيطةيتم المعالجة في الحلول ، ومع ذلك ، فإن هذه الأساليب تعطي أكبر عددالنفايات المشعة السائلة ، لذلك لم تكن هذه الأساليب شائعة إلا في الفجر العصر النووي. تبحث حاليًا عن طرق لتقليل كمية النفايات ، ويفضل أن تكون صلبة. من الأسهل التخلص منها عن طريق التزجيج.

في قلب جميع المخططات التكنولوجية الحديثة لمعالجة الوقود النووي المستهلك (SNF) توجد عمليات الاستخراج ، وغالبًا ما تسمى عملية Purex (من اللغة الإنجليزية. مستخلص مشترك مع اليورانيوم ونواتج الانشطار. تختلف مخططات المعالجة المحددة في مجموعة الكواشف المستخدمة ، وتسلسل المراحل التكنولوجية الفردية ، والأجهزة.

يمكن استخدام البلوتونيوم المفصول عن إعادة المعالجة كوقود عند مزجه مع أكسيد اليورانيوم. بالنسبة للوقود بعد حملة طويلة بما فيه الكفاية ، فإن ما يقرب من ثلثي البلوتونيوم هو Pu-239 و Pu-241 وحوالي الثلث هو Pu-240 ، ولهذا السبب لا يمكن استخدامه لصنع شحنات نووية موثوقة ويمكن التنبؤ بها (240 النظير هو ملوث).

ملحوظات

1. خطر آمن (الروسية). حول العالم. vokrugsveta.ru (2003 ، يوليو). تم الاسترجاع 4 ديسمبر 2013.
2. أ. بالخين.على الدولة وآفاق تطوير أساليب إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك. (بالروسية) // الاستخدام المتكامل للمواد الخام المعدنية. - 2018. - رقم 1. - ص 71 - 87. - ISSN 2224-5243.
3. انفوجرافيك (فلاش) بواسطة الجارديان
4. محطات إعادة المعالجة ، في جميع أنحاء العالم // الجمعية النووية الأوروبية
5. معالجة الوقود النووي المستخدم // الرابطة النووية العالمية ، 2013: "قدرة إعادة المعالجة التجارية العالمية"
6. الحالة والاتجاهات في إعادة معالجة الوقود المستهلك // IAEA -TECDOC-1467 ، سبتمبر / أيلول 2005 الصفحة 52 الجدول الأول قدرات إعادة المعالجة السابقة والحالية والمخطط لها في العالم
7. تريد الولايات المتحدة معالجة SNF ، "الخبير" رقم 11 (505) (20 مارس 2006). تم الاسترجاع 4 ديسمبر ، 2013. ".. على عكس فرنسا وروسيا وألمانيا .. .. الولايات المتحدة .. فضلت دفنه بالقرب من بلادهم. مركز الالعابفي لاس فيجاس ، نيفادا ، حيث تراكم حتى الآن أكثر من 10000 طن من الوقود المشع ".
8. "حرق" البلوتونيوم في LWRs(إنجليزي) (رابط غير متوفر). - "البلوتونيوم المعاد معالجته الحالي (احتراق الوقود 35-40 ميغاواط / كغم من المواد الانشطارية) يحتوي على محتوى انشطاري يقارب 65٪ ، والباقي يتكون بشكل رئيسي من البلوتونيوم 240.". تم الاسترجاع 5 ديسمبر ، 2013. مؤرشفة من الأصلي في 13 يناير 2012.
9. أداء وقود الموكس من برامج عدم الانتشار. - اجتماع أداء وقود مفاعل المياه لعام 2011 بمدينة تشنغدو بالصين ، في سبتمبر. 11-14 ، 2011.

بيئة الاستهلاك العلوم والتكنولوجيا: يعتبر الوقود النووي المستهلك نفايات خطيرة للغاية مع التخلص منها باهظ التكلفة ، وفي نفس الوقت مصدر للعديد من العناصر الفريدة والنظائر التي تكلف الكثير من المال.

يبدو من المثير للاهتمام فهم اقتصاديات الوقود النووي المستهلك (SNF). هناك القليل من الأشياء على الأرض بمثل هذه الازدواجية الاقتصادية المعقدة: SNF هو نفايات خطيرة للغاية مع التخلص منها باهظ التكلفة ، وفي الوقت نفسه مصدر للعديد من العناصر الفريدة والنظائر التي تكلف الكثير من المال.

هذه الازدواجية تؤدي إلى اختيار صعب حول مصير المستقبل SNF - لعقود عديدة ، كانت الغالبية العظمى من البلدان ذات الطاقة النوويةلا يمكنهم تقرير ما إذا كان من الضروري التخلص من الوقود النووي المستهلك أو إعادة معالجته.

في هذا النص ، بأكبر قدر ممكن من الدقة ، سأحاول حساب جزء الإنفاق والدخل في اقتصاد SNF.

المصطلحات والاختصارات المستخدمة:

المواد الانشطارية (DM)- الوقود النووي الفعلي الذي يدعم تفاعل سلسلة الانشطار (Pu239، U235، Pu241، U233). ما يسمى بالوقود ، في الواقع ، بالإضافة إلى DM ، يحتوي عادة على مواد أخرى - الأكسجين واليورانيوم 238 ونواتج الانشطار

منتجات الانشطار- عناصر التفتيت المتكونة من DM نتيجة تفاعل انشطاري. عادة ما تكون النظائر المشعة من 70 إلى 140 من رقم الجدول الدوري.

PWR / VVER- النوع الأكثر شيوعًا من المفاعلات النووية في العالم ، مع الماء المضغوط (غير المغلي) في الدائرة الأولية ، مع طيف نيوتروني حراري.

BN- نوع آخر من المفاعلات ذات طيف نيوتروني سريع وصوديوم كمبرد.

CNFC- اغلاق دورة الوقود النووي اسلوب واعد لتوسيع قاعدة الوقود للطاقة النووية. إنه يعني استخدام مفاعلات BN أو BREST.

بريست- نوع آخر من المفاعلات ، مع طيف نيوتروني سريع ومبرد رصاصي ، نظريًا أكثر أمانًا من BN. لم يتم بناء مثل هذا المفاعل حتى الآن.

مدين

تبدأ تكاليف SNF بمشغل NPP عندما يغادر حوض المفاعل ويتم إرساله إما إلى التخزين الجاف أو الرطب. من الملائم هنا وفي الأسفل إعادة حساب جميع التكاليف في تكاليف الوحدة لكل كيلوغرام من المعادن الثقيلة SNF ، ولكن في حالة الإرسال إلى منشأة تخزين جاف ، تتراوح هذه التكاليف من 130 دولارًا إلى 300 دولار لكل كيلوغرام من SNF ويتم تحديدها أساسًا بالتكلفة من حاويات التخزين أو المبنى الذي يقع فيه SNF. من هذا المبلغ ، يتم احتساب من 5 إلى 30 دولارًا عن طريق عمليات النقل.

هذه المبالغ ، في الواقع ، لا تذكر. كيلوغرام من SNF ، عندما كان لا يزال وقودًا ، يتولد (إذا أخذنا PWR / VVER) من 400 إلى 500 ميجاوات ساعة من الكهرباء ، بتكلفة في مكان ما حوالي 16 ... 50 ألف دولار ، أي النقل إلى التخزين المؤقت لا يساوي حتى 1٪ من الدخل من توليد الطاقة النووية.

ومع ذلك ، فإن التخزين الوسيط هو لذلك ومتوسط ​​، بحيث يجب أن يكون له نوع من الاستمرارية. يمكن أن يكون هذا إما التخلص المباشر من SNF في شكل غير متغير ، أو إعادة المعالجة.

يوجد أدناه جدول يوضح انخفاض الحاجة إلى اليورانيوم الطبيعي من خلال استخدام المواد الانشطارية من الوقود المعاد معالجته.

والآن دعونا نرى ما إذا كان هناك أي شيء آخر مفيد في الوقود النووي المستهلك يمكن أن يحسن اقتصاديات إعادة المعالجة ككل. هنا من الضروري أن نتذكر أن نواتج انشطار اليورانيوم والبلوتونيوم هي ما يقرب من 70 نظيرًا من 25 عنصرًا. بعض النويدات ، المستقرة والمشعة على حد سواء ، هي من حيث المبدأ ذات أهمية تجارية.

البلاديوم. لكل طن من نواتج الانشطار ، يوجد ما يقرب من 5٪ من البلاديوم من تركيبة نظيرية معقدة. أولئك. يمكن استخراج حوالي 5 كيلوغرامات من البلاديوم من كل طن من BN SNF يحتوي على 100 كيلوغرام من نواتج الانشطار ، و 800 جرام من طن من VVER SNF. لسوء الحظ ، سيكون البلاديوم مشعًا بسبب نظير Pd-107 (حوالي 14 ٪ من جميع نظائر البلاديوم في SNF) ، والتي يبلغ عمر نصفها 6.5 مليون سنة ، أي لا أستطيع الانتظار حتى تنهار. سيكون النشاط المحدد للبلاديوم المستخرج من الوقود النووي المستهلك حوالي 1.2 ميجابايت / جم - وهذا كثير جدًا ، يحدد NRB-99 الحد الأقصى للاستهلاك السنوي الآمن للبلاديوم لهذا النشاط عند 1.45 جرامًا في السنة.

نظريًا ، إذا وجد هذا البلاديوم المشع تطبيقًا (في بعض المحفزات الصناعية ، على سبيل المثال) وكان سعره مساويًا لسعر واحد طبيعي (حوالي 30 ألف دولار لكل كيلوغرام!) ، فإن البلاديوم المستخرج من الوقود النووي المستهلك سيعوض عن 1-2 ٪ من تكلفة معالجة الوقود النووي المستهلك.

الروديوم. معدن آخر من مجموعة البلاتين. سيكون من الممكن استخراج 1.2 كجم من الروديوم من طن من BN SNF ، وحوالي 500 جرام من طن من VVER SNF. أطول النظائر المشعة عمراً هو Rh-102 ، بعمر نصف يبلغ 3.74 سنة.في مكان ما خلال 50 عامًا من التعرض ، سينخفض ​​النشاط الإشعاعي للروديوم إلى قيم يمكن اعتبارها بعد ذلك غير مشعة. تكلفة الروديوم هي نفسها تقريبًا (حتى الآن أكثر) من تكلفة البلاديوم ، على التوالي ، الروديوم المستخرج من الوقود النووي المستهلك سيعوض 0.3-0.5 ٪ من تكلفة المعالجة.

روثينيوم. بالإضافة إلى Ru-106 سيئ السمعة ، من بين نواتج الانشطار هناك أيضًا نظائر مستقرة لهذا العنصر. بالكتلة ، الروثينيوم في SNF يزيد بنسبة 25٪ تقريبًا عن البلاديوم ، ويصبح غير مشع (بعد تحلل الكمية الرئيسية من Ru-106) بعد حوالي 40 عامًا من التعرض. لسوء الحظ ، فإن تكلفة الروثينيوم أقل بست مرات من تكلفة البلاديوم ، لذلك فهي تضيف أيضًا 0.2-0.4 ٪ فقط من تكلفة معالجة الوقود النووي المستهلك عند بيعه.

فضة. بين شظايا الانشطار ، نصيبها ما يقرب من 0.8 ٪. أولئك. من هذا الطن من الشظايا سيكون حوالي 8 كجم. له اثنين من النظائر المشعة طويلة العمر نسبيًا. Ag-110m بعمر نصف يبلغ 250 يومًا و Ag-108m بعمر نصف يبلغ 418 عامًا. يتكون النظير الثاني في محصول منخفض نسبيًا. سيكون النشاط المتبقي بعد 30 عامًا من الشيخوخة 2.9 ميكروليتر / جرام ، أعلى قليلاً من النشاط الإشعاعي لليورانيوم الطبيعي ، ولكنه قابل للمقارنة. مناسب للتطبيقات التقنية ، ولكن نظرًا للتكلفة المنخفضة نسبيًا ، فإنه يصعب تبريره اقتصاديًا.

زينون. إنه الأكثر شيوعًا بين شظايا اليورانيوم أو البلوتونيوم - تشكل النظائر المستقرة وحدها حوالي 12 ٪ من كتلة نواتج الانشطار. على الرغم من تكلفته المنخفضة مقارنة بالبلاديوم أو الروثينيوم (حوالي 50 دولارًا للكيلوغرام) ، فإن حقيقة أن الزينون غاز نبيل تجعله مثيرًا للاهتمام. أثناء أي إعادة معالجة للوقود النووي المستهلك ، يتم إطلاق الزينون في شكل غازي ، لذلك لا توجد حاجة إلى كيمياء إشعاعية خاصة للحصول عليه ، مما يقلل التكلفة بشكل كبير. ومع ذلك ، هناك مشكلة واحدة - على الرغم من عدم وجود نظائر زينون طويلة العمر (هدية من الطبيعة!) ، فإنها دائمًا ما تكون مصحوبة بالكريبتون ، ونظير Kr-85 الذي يعد عنصرًا مشعًا طويل العمر.
ومع ذلك ، يمكن أن يساعد التقطير المبرد في الحصول على زينون نقي ، والذي يجد المزيد والمزيد من التطبيقات اليوم في محركات الدفع الأيونية للمركبة الفضائية ، في التخدير ، إلخ. على الرغم من ذلك ، لم أتمكن من العثور على آثار لممارسة تخزين الزينون أثناء معالجة الوقود النووي المستهلك - وعادة ما يتم إلقاؤه ببساطة في الغلاف الجوي.

من الناحية الفنية ، هناك العديد من العناصر الأخرى التي قد تكون ذات أهمية في المستقبل لاستخراجها من الوقود النووي المستهلك - على سبيل المثال ، التيلوريوم. ومع ذلك ، فإن التكلفة الحالية لهذه المواد ، كما في حالة الفضة ، لا تبرر استخراجها من الوقود النووي المستهلك.

اتضح أن التدرج التالي للإجراءات - أرخص طريقة هي التخزين "على الفور" ، ومع ذلك ، فإن هذه العملية معرضة لخطر التأخير (كما يحدث في الولايات المتحدة ، حيث تمت مناقشة التخلص الوطني من الوقود النووي المستهلك من أجل 40 عامًا) وأصبحت عاملاً مهمًا في التكلفة الإجمالية لدورة حياة الوقود النووي. أفضل حل فوري من حيث التكلفة هو التخلص من الوقود النووي المستهلك في أعماق الجيولوجيا بأسرع ما يمكن. حسنًا ، إذا كان هناك أمل في تطوير الطاقة النووية في اتجاه CNFC ، فمن الضروري تطوير معالجة الوقود النووي.

بالمناسبة ، شاهد مقطع فيديو رائعًا حول إنشاء واختبار سدادة خرسانية لأنفاق موقع الدفن الفنلندي Onkalo.

فيديو مثير للاهتمام جاء من استوديو سيبيريا في دول مجلس التعاون الخليجي. MCC هو "تجمع بين التعدين والمواد الكيميائية" بالقرب من كراسنويارسك ، والذي كان في يوم من الأيام مركزًا لإنتاج البلوتونيوم المستخدم في صنع الأسلحة ، وهو الآن متخصص في تخزين ومعالجة الوقود النووي المستهلك.

اسمحوا لي أن أذكركم بأن إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك هي إحدى التقنيات الثلاث الرئيسية لدورة الوقود النووي المغلقة (CFFC): (1) التحويل / الحرق في المفاعل ، (2) استخراج المواد الانشطارية الجديدة أثناء إعادة معالجة الوقود النووي المستهلك ، و (3) تصنيع وقود جديد للمنشأة رقم 1 (فقط احصل على الدورة). بالمناسبة ، إذا لم يكن هذا واضحًا لك على الإطلاق ، أنصحك بقراءتي حيث حاولت أن أشرحها بأكبر قدر ممكن من التفاصيل.

لذلك ، منذ عام 2009 ، تم بناء مجمع من المرافق في مركز تحدي الألفية:

مبنيين من منشأة التخزين المركزية الجافة RBMK لشركة SNF. هذه مجرد منشأة تخزين بها عبوات من الوقود النووي المستهلك RBMK ، والتي يتم تبريدها ببطء ، وستستمر في القيام بذلك لعقود قادمة. وتتمثل مهمتها في تفريغ مرافق التخزين RBMK في الموقع ، والتي ستبدأ قريبًا في التوقف عن العمل. لن تتم إعادة معالجة هذا SNF - هناك القليل جدًا من المحتوى المتبقي من المواد الانشطارية فيه. يمكن أن يستوعب مبنيين 18000 طن من RBMK SNF.




مبنى واحد لمنشأة التخزين الجاف VVER-1000 SNF ومجمع للتزود بالوقود من منشأة التخزين الرطب VVER-1000. دعني أذكرك أنه أثناء تطوير VVER-1000 ، تقرر على الفور بناء منشأة تخزين SNF مركزية بدلاً من منشأة تخزين SNF في الموقع ، وتم تشغيلها في عام 1985 في MCC. هناك 8000 طن من الوقود النووي المستهلك VVER-1000 هناك ، ومرفق التخزين على وشك الامتلاء. الآن التخزين الجاف (الأرخص) سوف يكمل الأول




مركز العرض التجريبي لإعادة معالجة VVER-1000 SNF. ستكون قدرتها 250 طنًا سنويًا ، وهو ما يعادل تقريبًا التفريغ السنوي لجميع VVER-1000/1200 في عام 2020 (أقل الآن).

هذا هو البناء الذي يظهر في الفيديو.

تم الإعلان عن السعر عند 75 + 30-35 مليار روبل = 110-115 مليار ، وهو أمر مثير للاهتمام. من المعروف أن مرافق التخزين الجاف RBMK SNF تكلف 40 مليار روبل ، إذا وضعنا 30 مليار روبل أخرى في منشأة التخزين الجاف VVER-1000 SNF مع وحدة إعادة التزود بالوقود ، فإننا نحصل على تكلفة ODC التي تزيد عن 40 مليار روبل ، والتي ، بالطبع ، ليست رخيصة.

يعد المركز التجريبي والعرض التوضيحي لإعادة معالجة VVER-1000 SNF مثيرًا للاهتمام لأنه سيستخدم التكنولوجيا دون تفريغ النفايات المشعة السائلة (يتكون الجزء الأكبر منها عن طريق إذابة غلاف الوقود - في لاهاي الفرنسية ، يتم إلقاء هذه LRW في المحيط ، على سبيل المثال) ، وكمية النفايات المشعة الصلبة (هذه هي نواتج الانشطار وتفعيل الهيكل) من حيث الحجم هي من الحجم الذي تشغله مجموعات الوقود المعالجة في الحاوية ، أي نتيجة لذلك ، هناك حاجة إلى أحجام أقل 4 مرات من التخلص النهائي. لا تزال هناك تفاصيل دقيقة مع وقت التخزين - الذي يتم تحديده بالنسبة لتجمعات الوقود بواسطة أكتينيدات ثانوية وتكنيتيوم 99 - إذا تمت إزالتها وتحويلها إلى شيء أقصر عمراً في مفاعل خاص أثناء معالجة الوقود النووي المستهلك ، فبدلاً من المئات على مدى آلاف السنين من تخزين الوقود النووي المستهلك ، سنحصل على مئات السنين من تخزين النفايات المشعة المتبقية بعد معالجتها - وهو ما يقل بنحو ألف مرة.

تهتم Rosenergoatom جدًا ببناء هذا المجمع - فمنذ 27 ، سيتحمل جميع تكاليف تخزين الوقود المستهلك ، وبدون التخزين الجاف والمعالجة ، سيواجه القلق وقتًا عصيبًا.

سيشارك مكتب ODC في مجمع التعدين والمواد الكيميائية أيضًا في إغلاق دورة الوقود النووي - سيتم توفير البلوتونيوم من الوقود النووي المستنفد VVER-1000 ، بكمية 2.5 طن تقريبًا سنويًا لتصنيع الوقود الطازج لـ BN-800 (إذا تم التمزق بموجب اتفاقية SUOP) أو BN-1200 (إذا تم بناؤه).

من حيث المبدأ ، فإن الخطة طويلة المدى لشركة Rosenergoatom هي بناء 3-6 BN-1200 ، ومعالجة جميع VVER SNF بهذه الطريقة ، والحصول على وقود لـ BN ، و BN-1200 SNF ، بدوره ، إعادة معالجة الوقود لـ VVER في MOX. نتيجة لذلك ، اتضح أنه لا يتم إنشاء SNF جديد للتخزين ، وإلى جانب ذلك ، يتم حفظ 15-20 ٪ من اليورانيوم الطبيعي. ومع ذلك ، من أجل هذا الروعة ، من الضروري بناء مصنع أكبر لمعالجة الوقود النووي المستهلك ، على سبيل المثال ، مقابل 1000 طن سنويًا (هذا هو بالضبط المبلغ الذي تمتلكه الآن محطة أريفا في لاهاي ، أكبر مصنع في العالم. ) - هذا أيضًا في الخطط ، لكني أبسط هنا - خيارات التطوير هناك الكثير من الروابط التكنولوجية ، وهناك أيضًا المزيد بشكل ملحوظ.

يمكنك الاطلاع على خطط Rosatom بمزيد من التفاصيل في هذه الشرائح الثلاث: