Az RU 2560119 számú szabadalom tulajdonosai:

A találmány kiégett nukleáris fűtőelemek (SNF) feldolgozására szolgáló eszközökre vonatkozik. Az igényelt eljárásban a fűtőelemrudak vágása során megsemmisült oxidos kiégett nukleáris fűtőanyag-pelleteket vas(III)-nitrát vizes oldatában történő hevítésnek vetik alá úgy, hogy a tüzelőanyagban a vas:urán mólarány 1,5-2,0:1. A vas bázikus sójának a nukleáris üzemanyag fel nem oldott hasadási termékeivel képződött csapadékát szűréssel elválasztják, és a keletkező gyengén savas oldatból az etilén-diamin-tetraecetsav dinátriumsójának keverés közben történő egymás utáni adagolásával uranil-peroxidot választanak ki. Ezután a keletkező heterogén rendszert legalább 30 percig tartjuk, majd elválasztás, valamint savval és vízzel történő mosás után az uranil-peroxid csapadékot szilárd fázisú redukciónak vetjük alá, amikor kezeléssel hevítjük. lúgos oldat hidrazin-hidrát vízben az uránhoz viszonyított 2-3-szoros hidrazin moláris feleslegben, majd a kapott hidratált urán-dioxid UO 2 2H 2 O elválasztása, 0,1 mol/l koncentrációjú HNO 3 oldattal történő mosása , víz és szárítás. Ebben az esetben a bázikus vassók csapadéka hasadási termékekkel, a peroxidos kicsapás szakaszának anyalúgja a hasadási termékek maradványaival, a lúgos és mosóoldatok hulladékai a hulladékgyűjtőbe kerülnek utólagos feldolgozásra. A technikai eredmény a növekedés környezetbiztonságés a hulladék mennyiségének csökkentése. 8 w.p. légy.

A találmány az atomenergia területére, különösen a kiégett nukleáris fűtőelemek (KNT) újrafeldolgozására vonatkozik, és felhasználható az újrafeldolgozás technológiai sémájában, beleértve a MOX üzemanyagot is, mivel a maradék U és Pu kinyerése Az új fűtőelemek előállítására szolgáló SNF a zárt nukleáris üzemanyagciklus fő feladata, amelyre az ország atomenergetikai ipara orientált. Jelenleg olyan új, hulladékszegény, környezetbarát és gazdaságilag életképes technológiák létrehozása és optimalizálása szükséges, amelyek biztosítanák a kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozását mind a működő, mind a 3. és 4. generációs, vegyes oxidos urán-plutónium üzemanyaggal működő gyorsneutronos reaktorokból ( MOX üzemanyag).

Az SNF feldolgozásának ismert módszerei fluor vagy fluortartalmú kémiai vegyületek felhasználásával. A nukleáris fűtőanyag-komponensek keletkező illékony fluorvegyületei a gázfázisba kerülnek, és lepárolódnak. A fluorozás során az urán-dioxid UF 6 -dá alakul, ami viszonylag könnyen elpárolog, ellentétben a plutóniummal, amelynek illékonysága kisebb. Általában az SNF ilyen módon történő újrafeldolgozásakor az SNF-t fluorozzák, amiből nem a teljes uránt vonják ki, hanem csak a szükséges mennyiséget, így elválasztják az újrafeldolgozott üzemanyag többi részétől. Ezt követően a párolgási mód megváltozik, és a benne lévő plutónium bizonyos mennyiségét gőz formájában is eltávolítják az SNF-maradékból.

[RF szabadalom No. 2230130, S22V 60/02, publ. 1976.01.19.]

Ennek a technológiának az a hátránya, hogy ez a SNF feldolgozási módszer gáznemű, agresszív és környezetre mérgező kémiai vegyületeket használ. Így a technológia környezeti szempontból nem biztonságos.

Az igényelt módszerhez lényegében közel áll egy jól ismert módszer, amelyet az US 4,599,000 számú szabadalom deklarál. RF No. 2403634, (G21C 19/44, publikáció: 2010.11.10.), amely szerint az SNF regenerálása magában foglalja a tüzelőanyag salétromsav oldatban való feloldásának szakaszát, az elektrolitikus vegyértékszabályozás szakaszát, a Pu redukálásával az Np háromértékű állapotára és ötvegyértékű állapotának megőrzésére, a hat vegyértékű urán extrakciós szer szerves oldószerben történő extrakciójának szakasza; egy oxálsavas kicsapási lépés, amely kisebb aktinidák és a salétromsav oldatban oxalát csapadékként visszamaradt hasadási termékek együttes kicsapódását eredményezi; egy klórozási lépést az oxalát csapadék kloriddá alakítására oly módon, hogy az oxalát csapadékhoz sósavat adunk; egy dehidratálási lépést szintetikus vízmentes kloridok előállítására a kloridok dehidratálásával argongázáramban; és egy olvadt só elektrolízis lépése, amelyben a vízmentes kloridokat feloldják az olvadt sóban, és elektrolízissel felhalmozzák az uránt, a plutóniumot és a kisebb aktinidokat a katódon.

Ennek az SNF-újrafeldolgozási módszernek a hátránya a többlépcsős jelleg és a megvalósítás bonyolultsága, mivel elektrokémiai szakaszokat tartalmaz, amelyek energiaigényesek, speciális berendezéseket és folyamatot igényelnek. magas hőmérsékletű, különösen ha olvadt sóval dolgozunk.

Létezik olyan módszer is, amely szerint a kiégett nukleáris üzemanyagot tisztán pirokémiai úton dolgozzák fel urán- vagy plutónium-sóolvadék segítségével, majd a nukleáris fűtőanyag elválasztott komponenseit újra felhasználják. Az SNF pirokémiai feldolgozása során annak tégelyben történő indukciós melegítését, illetve a tégelybe hűtőközeggel történő hűtését alkalmazzák.

[RF szabadalom No. 2226725, G21C 19/46, publ. 2009.01.19.]

A pirometallurgiai technológiák nem vezetnek nagy mennyiségű folyékony radioaktív hulladék (LRW) képződéséhez, és a berendezések kompakt elhelyezését is biztosítják, de nagyon energiaigényesek és technológiailag összetettek.

Az SNF feldolgozási módszerek közé tartoznak a következők is:

(1) eljárás, amely magában foglalja az urán oxidációját gázhalmazállapotú klórral, nitrogén-oxidokkal, kén-dioxiddal dipoláris aprotikus oldószerben vagy ezek klórtartalmú vegyülettel való keverékében [RF szabadalom No. 2238600, G21F 9/28, publ. 2004/04/27];

(2) eljárás fémuránt tartalmazó anyagok feloldására, beleértve a fémes urán oxidációját salétromsavat tartalmazó tributil-foszfát-kerozin keverékével [US 3288568, G21F 9/28, publ. 1966.12.10.];

(3) az urán feloldására szolgáló eljárás, amely magában foglalja az urán fém oxidációját etil-acetátos brómoldattal hő hatására.

E módszerek hátrányai közé tartozik a rendszerek fokozott tűzveszélyessége és alkalmazási körük korlátozottsága.

Széles körben alkalmazott SNF újrafeldolgozási technológia a Purex eljárás (amelyet prototípusnak vettünk), amelyben az uránt, plutóniumot és a nukleáris üzemanyag hasadási termékeit (FP) tartalmazó SNF-et 60-80°-ra melegítve erősen savas salétromsav oldatokban oldják. C. Az aktinidákat ezután tributil-foszfátot kerozinban vagy más szerves oldószerben tartalmazó szerves fázissal távolítják el a salétromsavoldatból. Ezt követik az urán és a plutónium szétválasztásával és a PD-től való tisztításával kapcsolatos technológiai lépések. A Purex-eljárást például a The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements, 3. kiadás, Lester R. Morss, Norman M. Edelstein és Jean Fuger szerkesztette. 2006, Springer, pp. 841-844.

A megadott SNF újrafeldolgozási folyamat többlépcsős, és a környezetre veszélyes közegek használatán alapul:

(1) salétromsav (6-8 mol/l) SNF-oldószerként 60-80°C-on, és agresszív gáznemű termékeket képez a vele való reakciók során;

(2) mivel az oldat savassága az oldódás befejezése után körülbelül 3,5 mol/l salétromsavban, ez elkerülhetetlenül az U(Pu) szerves oldószerekkel történő extrakciójához vezet;

(3) a mérgező, éghető, erősen tűzveszélyes, robbanásveszélyes és gyakran sugárzásra instabil szerves oldószerek használata nagy mennyiségű hulladék képződéséhez vezet a vizes LRW-vel együtt (1 tonna feldolgozott SNF-enként akár 7-12 tonna) .

A jelen találmány célja egy innovatív, hulladékszegény, környezetbarát és gazdaságilag életképes technológia létrehozása a kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozására.

A problémát a kiégett fűtőelemek feldolgozásának új módszerével oldják meg, amelyre jellemző, hogy a fűtőelem-rudak vágása során megsemmisült oxidos kiégett nukleáris üzemanyag-pelletek feloldódnak, ha vas(III)-nitrát vizes oldatában hevítik. az üzemanyagban a vas és az urán mólaránya 1,5-2, 0:1, a keletkező vas bázikus sójának csapadékát a nukleáris üzemanyag fel nem oldott hasadási termékeivel szűréssel választják el, és a keletkező gyengén uranil-peroxidot savas oldat, amely főleg uranil-nitrátot tartalmaz úgy, hogy az oldatba keverés közben az etilén-diamin-tetraecetsav dinátriumsóját uránra vonatkoztatva moláris feleslegben, 10%-kal, és 30%-os hidrogén-peroxid-oldattal, 1,5-2-szeres molárisan adagoljuk. az uránhoz viszonyított feleslegben 20 °C-ot meg nem haladó hőmérsékleten a keletkező heterogén rendszert legalább 30 percig tartjuk, majd elválasztás, valamint savval és vízzel történő mosás után az uranil-peroxid csapadékot szilárd fázisba helyezzük. redukció melegítéskor hidrazin-hidrát lúgos vizes oldatával történő kezelésével az uránhoz viszonyított 2-3-szoros moláris hidrazinfeleslegben, majd a kapott hidratált urán-dioxid UO 2 2H 2 O elválasztása, oldattal történő mosása 0,1 mol/l koncentrációjú HNO 3, víz és szárítás, míg a bázikus vassók csapadéka hasadási termékekkel, a peroxidos kicsapás szakaszának anyalúgja a hasadási termékek maradványaival, a lúgos hulladékok és a mosóoldatok a hulladékgyűjtőt azok későbbi feldolgozására.

Az SNF feloldását jellemzően 60-90 °C hőmérséklet-tartományban, legfeljebb 5-10 órán keresztül végezzük 0,2-1,0 pH-jú vas(III)-nitrát vizes oldatával.

Az izolált uranil-peroxidot 0,05 mol/l koncentrációjú HNO 3 oldattal célszerű mosni, a szilárd fázisú redukciót pedig 10%-os vizes hidrazin-hidrát oldattal 10 pH-n 60-90 között végezni. °C-on 10-15 órán át.

A hidratált urán-dioxid szárítását előnyösen 60-90 °C-on végezzük.

A folyamat két sorosan összekapcsolt bifunkciós készülékben hajtható végre, amelyek kialakítása biztosítja a szűrőegység jelenlétét és a készülékek térbeli orientációjának 180°-os megváltoztatásának lehetőségét, amelyek közül az elsőt oldó-, ill. a technológiai hulladékok gyűjtésére, a második pedig az urán-peroxid kicsapására, annak szilárd fázisú redukciójára és izolálási céltermékére.

A módszer technikai eredményét az éri el, hogy a kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozásának minden szakaszában a fűtőelemek (5 tömegszázalékig 239 Pu tartalmú UO 2) - U (Pu), oldódnak (vas-nitrát ), a kicsapó (hidrogén-peroxid) és redukáló reagensek különböző fázisokban alkalmasak további elválasztásukra. Az oldódás szakaszában az urán oldatba megy, és az oldó reagens nagy része szilárd vegyület formájában szabadul fel. A peroxid kicsapása és szilárd fázisú reduktív urán-dioxiddá alakulása során a céltermék szilárd halmazállapotú, és könnyen elválasztható a folyékony fázistól.

A javasolt módszert a következőképpen hajtjuk végre.

Az üzemanyagrudak vágása során megsemmisült urán-dioxid tablettákat (5 tömegszázalék 239 Pu-t tartalmazó UO 2) vas(III)-nitrátot tartalmazó vízbe merítjük, és 60-90°C-ra melegítve feloldják. A kapott U(Pu)-tartalmú oldatot és az oldódás során keletkezett bázikus vassó pépét elválasztjuk. Az oldat U(Pu)-val történő eltávolítása után a fő vassó – a PD-s vassó – Mo, Tc és Ru (~95%), részben Nd, Zr és Pd (~50%) – csapadéka megmarad. a hulladékgyűjtőben.

Az elválasztott oldathoz U(Pu-val) hidrogén-peroxidot adunk, és szobahőmérsékleten uranil-peroxidot csapunk ki, amivel együtt plutóniumot is kicsapunk, a PD-ből származó céltermék tisztítási tényezője kb. 1000. PD és Fe(III) ) nitrátot bázikus só csapadékkal egy hulladékgyűjtőbe juttatják. A kevert peroxid csapadékának mosásából származó oldat is a hulladékgyűjtőbe kerül. Továbbá a képződött peroxid szilárd fázisú redukcióját hidrazin-hidrát bevezetése után, keverés közben, nitrogénárammal 80-90 °C hőmérsékleten hajtjuk végre, és hidratált U(Pu)-dioxidot kapunk. A leválasztott lúgos oldatot hulladékgyűjtőbe szállítják. A dioxid csapadékot kis térfogatú 0,1 M HNO 3 -al, majd desztillált vízzel mossuk, amely szintén a hulladékgyűjtőbe kerül. A kapott célterméket felmelegített nitrogénáramban 60-90 °C-on szárítjuk, és kivesszük a berendezésből.

Az SNF hulladékgyűjtőben történő feldolgozása során összegyűlt gyengén savas és enyhén lúgos vizes oldatokat-hulladékokat párologtatással eltávolítják, és a bennük lévő vasat 2-, 3- kationokkal együtt hidroxid formájában kicsapják. és 4-valens PD. A vasvegyületek szilárd terméke a fázisukban PD-vel az egyetlen hulladék a javasolt SNF-feldolgozási módszerben. Az elpárolgott víz kondenzálható és szükség esetén visszavezethető a folyamatba.

Az SNF újrafeldolgozás kétfunkciós berendezésben is elvégezhető speciális készülék(készülékek), amelyek kialakítása biztosítja a szűrőegység (UF), a hűtőközeg ellátására és a reakcióelegyben az oldódási folyamat lefolytatására alkalmas köpeny jelenlétét ≤90 °C hőmérsékleten, valamint módosítsa a készülék térbeli tájolását 180°-kal.

Az eljárást rendszerint két sorba kapcsolt bifunkcionális eszközben hajtják végre az alábbiak szerint.

Ha a készülék szűrőegysége a felső részben van elhelyezve, akkor a készülék az SNF feloldására szolgál. A kapott U(Pu)-t tartalmazó oldatot és az SNF feloldásakor keletkező bázikus vassó szuszpenziót elválasztjuk. Ehhez a készüléket 180°-kal el kell fordítani, miközben az UV alul van. A szűrést a berendezés belső térfogatára gyakorolt ​​túlnyomással vagy vákuumvezetékre történő csatlakoztatással végezzük. Szűrés és az oldat U(Pu)-os eltávolítása után a vassó- és PD-csapadékot (Mo, Tc és Ru (~95%), valamint részben Nd, Zr és Pd (~50%)) tartalmazó készüléket forgatjuk. 180°-kal addig a pozícióig, ahol a felső részen az UV található, majd a készülék hulladékoldat-gyűjtő funkciót lát el.

Az U(Pu)-t tartalmazó szűrt oldatot az azonos kialakítású második készülékbe tápláljuk be olyan helyen, ahol az UV a készülék tetején helyezkedik el. Az oldathoz hidrogén-peroxidot adunk, és az U(Pu)-peroxidot szobahőmérsékleten kicsapjuk. A lerakás befejezése után a készüléket 180°-kal elforgatjuk és a szűréssel történő elválasztás a készülék alján keresztül. A keletkező peroxid a készülékben lévő szűrőn marad, és az anyalúgot oldott PD-vel (tisztítási tényező kb. 1000) és maradék Fe(III)-nitrátot bázikus sócsapadékkal továbbítják az első berendezésbe, amely hulladékgyűjtővé vált. .

Az eszközt megfordítják helyzetbe úgy, hogy a tetején UV sugárzás álljon, és a peroxid csapadékot a készülékben lévő szűrőből kis mennyiségű hidrazin-hidrátot tartalmazó vízzel lemossák, így szuszpenzió keletkezik, amelyben a peroxid hidratált U(Pu)-dioxiddá alakul. 80-90 °C-on szilárd fázisú redukcióval hidrazinnal.

A szilárd fázisú redukció befejezése és a hidratált U(Pu)-dioxid kinyerése után a berendezést olyan helyzetbe helyezzük, amelyben a szűrési funkciót látja el. A leválasztott lúgos oldatot bázikus só üledékkel továbbítják az első berendezésbe, amely hulladékgyűjtővé vált. A dioxid csapadékot kis térfogatú 0,1 M HNO 3 -al, majd desztillált vízzel mossuk, amely szintén a hulladékgyűjtőbe kerül. A hidratált U(Pu)O 2 ·nH 2 O csapadékot tartalmazó készüléket 180°-kal elfordítják olyan pozíciókba, ahol az UV található felül. Ezt követően a célterméket a berendezésben 60-90 °C-on nitrogénárammal megszárítják, majd a szárítás befejeztével a készítményt kirakodják a berendezésből.

A következő példák szemléltetik a Fe(III)-nitrát (klorid) vizes, gyengén savas oldatának hatékonyságát az SNF-oxid feloldására, az U(Pu) egyidejű elválasztásával ebben a szakaszban a PD egy részétől, majd a PD-maradékoktól való elválasztásukkal. U(Pu) peroxid kicsapása a kapott oldatból . A peroxid további szilárd fázisú reduktív átalakítása, először hidratált, majd kristályos U(Pu)-dioxiddá, növeli a javasolt módszer hatékonyságát.

Egy porított urán-dioxid mintát (238+235 UO 2 ) előzetesen 850°C-on 20%-os hidrogéntartalmú argonatmoszférában 8 órán át kalcináltunk.

Uránt és 5 tömeg% plutóniumot tartalmazó, 132 g tömegű kerámia nukleáris üzemanyag tablettákat vagy port merítünk vas(III)-nitrát 1 liter térfogatú, legalább 0,2 pH-jú, vaskoncentrációjú vizes oldatába. (NO 3) 3 vízben 50–300 g/l, és 60–90 °C-ra melegítve oldódik fel, a Fe (III) és az üzemanyag mólaránya 1,5:1.

Az oldat pH-értékét és urántartalmát szabályozzuk, és a tabletták oldását addig folytatjuk, amíg az urántartalom nem változik az egymást követő mintákban. Az oldódási folyamat eredményeként túlnyomórészt uranil-nitrátot tartalmazó, ≤ 2 pH-értékű oldat és bázikus vassó csapadék keletkezik. A vett minták mennyiségi feloldódása legfeljebb 5-7 órát vesz igénybe.

A kapott nitrátoldatot szűréssel választják el a péptől, például cermetszűrő segítségével. A szűrőn visszamaradt bázikus vassó üledéket vízzel lemossuk és a mosóvízzel együtt a hulladékgyűjtőbe juttatjuk.

Az elválasztott uranil-nitrát enyhén savas oldatához ≤20 °C hőmérsékleten adjunk 60 ml EDTA (Trilon-B) diszubsztituált nátriumsó 10%-os oldatát, és keverjük 10 percig. Az uranil fehér komplex vegyülete kicsapódik oldatban.

A kapott szuszpenzióhoz keverés közben 50 ml-es részletekben 1-1,5 percenként hozzáadunk 300 ml 30%-os hidrogén-peroxid (H 2 O 2) oldatot, szintén ≤20 °C hőmérsékleten, hogy uranilt kapjunk. peroxid, amellyel mennyiségileg a plutónium is együtt csapódik ki.

Az uranil-peroxid csapadékot szűréssel választják el az anyalúgtól, amely a hulladékgyűjtőbe kerül. A csapadékot 0,25 l 0,05 M HNO 3 -oldattal mossuk, a mosóoldatot a hulladékgyűjtőbe juttatjuk.

A mosott uranil-peroxid csapadékot először 10%-os vizes lúgos hidrazin-hidrát oldattal szuszpenzióba visszük át, az oldat pH-ja ~10.

Keverés és a szuszpenzió 80 °C-ra melegítése közben az uranil-peroxid hidratált UO 2 ·H 2 O-dioxiddá alakul az U(VI) szilárd fázisú redukciója során hidrazinnal U(IV)-vé.

Az U(VI) U(IV)-vé történő redukciójának folyamatát a legfeljebb 50 mg szilárd szuszpenziót tartalmazó szuszpenziók időszakos mintavételével ellenőrizzük. A csapadékot 4 M HCl és 0,1 M HF elegyében oldjuk, és felvesszük az oldat első spektrumát. Az oldatot ezután amalgámmal kezeljük, és ennek az oldatnak a második spektrumát felvesszük. Ebben az esetben az oldatban lévő összes uránt teljesen U(IV)-re kell redukálni. Így, ha az első és a második spektrum egybeesik, akkor a szilárd fázisú redukció folyamata befejeződött. Ellenkező esetben a peroxid urán-dioxiddá alakításának eljárása folytatódik. A folyamat 10-15 óra alatt befejeződik.

A keletkező hidratált urán-dioxidot szűréssel választják el a lúgos oldattól (térfogat ~0,6 l), az oldatot a hulladékgyűjtőbe juttatják. A hidratált urán-dioxid csapadékot a szűrőn 0,25 l 0,1 M HNO 3-dal mossuk a csapadéktérfogatban maradó lúg semlegesítésére, majd azonos térfogatú vízzel a savnyomok eltávolítására a csapadéktérfogatból a pH-szabályozás mellett. utolsó mosóvíz. A mosóoldatokat a hulladékgyűjtőbe küldik.

Az anyalúg és az urán-peroxid elemzési eredményei azt mutatják, hogy az urán kiválási foka nem kevesebb, mint 99,5%, és az elválasztott peroxid vastartalma nem haladja meg a 0,02 tömeg%-ot.

A lúgnyomokból kimosott urán-peroxid csapadékot például 60-90°C-ra melegített nitrogénárammal szárítják, majd por formájában ürítik ki a készülékből.

Az eredmény nem kevesebb, mint 131,3 g urán-dioxid.

A hulladékgyűjtőben összegyűlt enyhén lúgos vizes oldatokban a vasmaradékok amorf hidroxid formájában szabadulnak fel. A heterogén szuszpenziót elpárologtatjuk, és elérjük a víz szinte teljes eltávolítását. Nedves vagy száraz szilárd termék, amely főként vasvegyületekből áll, az egyetlen hulladék a kerámia-oxid tüzelőanyag vas(III)-nitrát oldatokkal történő feldolgozásának igényelt eljárásában.

A javasolt módszer lehetővé teszi a kiégett fűtőelemek feldolgozásának egyszerűsítését és a LRW képződésének kizárását a Purex eljáráshoz képest.

Új jelentős és fémjelek a javasolt módszer (a prototípushoz képest) a következők:

Fe(III)-nitrát vizes, gyengén savas oldatának alkalmazása oxid-SNF feloldására, amelyeket korábban nem használtak erre. Az oldóképesség jelentős romlása nélkül a vas-nitrát Fe(III)-kloriddal helyettesíthető;

A prototípustól eltérően nincs különleges szakasz a vas-szulfát rendszerbe történő bevezetésével, hogy a Pu(IV)-t Pu(III)-tá állítsák vissza. Az igényelt eljárásban az uránoxid és a vegyes tüzelőanyag feloldásakor az urán (IV)-t Fe (III) uránná (VI) oxidálja, és a keletkező Fe (II) kationok a Pu (IV)-t Pu (III)-vá redukálják, és az aktinidák nitrátjaik formájában mennyiségileg oldatba mennek;

Az igényelt eljárásban nem szükséges savat bevezetni az SNF feloldásához, mivel az alkalmazott közeg a vas(III)-nitrát hidrolíziséből adódóan savas, és koncentrációjától függően 50-300 g/l pH-érték az érték 1 és 0,3 között van;

A javasolt módszernél a tüzelőanyag feloldása után a keletkező oldatok savassága ≤0,1 M lesz (uránnál 100-300 g/l), míg a Purex eljárásnál erősen savas ~3M HNO 3 oldatok keletkeznek, ami elkerülhetetlenül nagy mennyiségű szerves és vizes LRW extrakciójához és képződéséhez vezet;

Az SNF igényelt eljárás szerinti oldása utáni alacsony savasság lehetővé teszi a tüzelőanyag-komponensek szerves oldatokkal történő extrakciós extrakciójának elhagyását, az SNF feldolgozási folyamat megszervezésének egyszerűsítését és az LRW kiküszöbölését a Purex technológiai technológiához képest;

A javasolt módszerben a tüzelőanyag feloldódási folyamata U(Pu)-t és a vas fő sójának csapadékát tartalmazó oldat kinyerésével fejeződik be, a kiindulási vas(III)-nitrát-tartalom ~50%-ának megfelelő mennyiségben;

A hasadási termékek, mint a Mo, Tc és Ru (~95%), részben pedig Nd-ből, Zr-ből és Pd-ből (~50%), már az SNF feloldódásának szakaszában leválasztják az uránt, és a keletkező csapadékban koncentrálódnak. a bázikus vassó. Ez is előnye a javasolt SNF-oldási módszernek a Purex eljáráshoz képest;

Az alkalmazott gyengén savas oldatokban a fűtőelemek burkolatának szerkezeti anyagai és az SNF-mátrixban lévő FP-ből képződött fázisok könnyűfémes (Ru, Rh, Mo, Tc, Nb) és szürke kerámia zárványok (Rb, Cs, Ba, Zr, Mo) nem oldódnak. Ezért a gyengén savasak kevésbé lesznek szennyezettek oldott héjkomponensekkel és PD-vel, szemben a Purex eljárás 6-8 M HNO 3 -mal;

A 100-300 g/l uránkoncentrációjú, ≤0,1 M savasságú oldatok optimálisak az urán(VI) és plutónium(IV) peroxidok leválasztására. A hidrogén-peroxidot részesítik előnyben, mert ez az uránt U(VI) állapotúvá alakítja, ami a mennyiségi kicsapáshoz szükséges;

Az U(Pu)-peroxid oldatból történő kicsapása az U mennyiségi elválasztását eredményezi az oldatban jelenlévő szinte valamennyi PD- és vasmaradéktól (tisztítási tényező ~1000);

A javasolt módszer új és eredeti megoldása az U(Pu)-peroxid vizes szuszpenziójában hidrazin-hidráttal 90 °C-on hidratált U(Pu)O 2 × nH 2 O-vá történő szilárd fázisú redukció, majd szárítás. a célterméket 60-90°C-on és a készülékből történő kiürítéssel

Az SNF feldolgozása során a hulladékgyűjtőben felgyülemlett gyengén savas és enyhén lúgos vizes hulladékoldatok a párolgás során eltávolítódnak, és a bennük lévő vas a 2-, 3- és 4-értékű PD kationokkal együtt hidroxid formájában kicsapódik. A vasvegyületek szilárd terméke a fázisukban PD-vel az egyetlen hulladék az oxid SNF feldolgozásának javasolt módszerében.

1. Eljárás kiégett fűtőelemek újrafeldolgozására, azzal jellemezve, hogy a fűtőelem-rudak vágása során megsemmisült oxidos kiégett nukleáris üzemanyag-tabletták feloldódnak, amikor vas(III)-nitrát vas:urán mólarányú vizes oldatában hevítik. az 1,5-2,0 :1 arányú tüzelőanyagban a nukleáris üzemanyag feloldatlan hasadási termékeivel képződött bázikus vassó csapadékát szűréssel választják el, a keletkező, gyengén savas, főleg uranil-nitrátot tartalmazó oldatból pedig dinátrium egymás utáni hozzáadásával uranil-peroxidot választanak ki. etilén-diamin-tetraecetsav sóját keverés közben az uránra vonatkoztatva 10%-os moláris feleslegben és 30%-os hidrogén-peroxid oldatban 1,5-2-szeres moláris feleslegben uránra vonatkoztatva 20 °C-ot meg nem haladó hőmérsékleten. C-on a keletkező heterogén rendszert legalább 30 percig tartjuk, majd elválasztás, valamint savval és vízzel történő mosás után az uranil-peroxid csapadékot hevítés közben szilárd halmazállapotú redukciónak vetjük alá. Az uránhoz viszonyított 2-3-szoros hidrazin moláris feleslegben lévő hidrazin-hidrát vizes lúgos oldatával kezeljük, majd a kapott hidratált urán-dioxidot UO 2 2H 2 O elválasztjuk, majd HNO oldattal mossuk. 3 0,1 mol/l koncentrációval, víz és szárítás, míg a bázikus vassók csapadéka hasadási termékekkel, a peroxidos kicsapás szakaszának anyalúgja a hasadási termékek maradványaival, a lúghulladék és a mosóoldatok a hulladékba kerül. gyűjtő a későbbi feldolgozáshoz.

2. Az 1. igénypont szerinti eljárás kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozására, azzal jellemezve, hogy a kiégett nukleáris üzemanyag feloldását 60-90 °C-on végezzük.

3. Az 1. igénypont szerinti eljárás kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozására, azzal jellemezve, hogy a fűtőanyag feloldására 0,2-1,0 pH értékű vas(III)-nitrát vizes oldatát alkalmazzuk.

4. Az 1. igénypont szerinti eljárás kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozására, azzal jellemezve, hogy a kiégett nukleáris üzemanyag feloldását legfeljebb 5-10 órán keresztül végezzük.

5. Az 1. igénypont szerinti eljárás kiégett nukleáris üzemanyag feldolgozására, azzal jellemezve, hogy az uranil-peroxid csapadékot 0,05 mol/l koncentrációjú HNO 3 oldattal mossuk.

6. Az 1. igénypont szerinti eljárás kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozására, azzal jellemezve, hogy a szilárd fázisú redukciót 10%-os vizes hidrazin-hidrát oldattal 10 pH-n végezzük.

7. Az 1. igénypont szerinti eljárás kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozására, azzal jellemezve, hogy a szilárd fázisú redukciót 60-90 °C-on 10-15 órán keresztül végezzük.

8. Az 1. igénypont szerinti eljárás kiégett nukleáris üzemanyag feldolgozására, azzal jellemezve, hogy a hidratált urán-dioxid szárítását 60-90 °C-on végezzük.

9. A kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozásának módja a bekezdések bármelyike ​​szerint. ábrák, azzal jellemezve, hogy az eljárást két sorosan összekapcsolt bifunkciós készülékben hajtják végre, amelyek kialakítása biztosítja a szűrőegység jelenlétét és a készülékek térbeli orientációjának 180°-os megváltoztatásának lehetőségét, amelyek közül az első a technológiai hulladék feloldására és összegyűjtésére, a második pedig az uranil-peroxid kicsapására, szilárd fázisú redukciójára és a céltermék izolálására szolgál.

Hasonló szabadalmak:

A találmány a sugárzási ökológia és a biogeokémia területére vonatkozik, és a Th koncentrációjára vonatkozik. tengervízés tartalmának meghatározása, amellyel a tengeri vizekben lezajló ülepedési folyamatok sebessége mérhető.

Az igényelt találmány nukleáris technikára vonatkozik, és felhasználható berilliumból készült besugárzott termékek, például nukleáris és termikus neutronok reflektorának ártalmatlanítására, ártalmatlanítására és újragyártására. atomreaktorok.

A találmány a nukleáris iparra vonatkozik, nevezetesen bármilyen aktivitású radioaktív hulladék tárolására szolgáló tárolótartályok alján felhalmozódott üledék sugároldására és kimosására szolgáló berendezésekre, az üledék oldhatatlan szilárd fázisának lebegő állapotba átvitelére és kiadására. oldatot és szuszpenziót a tartályból.

A találmány a nukleáris iparra vonatkozik a radioaktív hulladékok feldolgozása szempontjából, nevezetesen a tárolótartályok radioaktív csapadéktól való teljesebb kiszabadítására szolgáló eszközökre, és felhasználható a vegyiparban, petrolkémiai és egyéb iparágakban.

Az igényelt találmány radioaktív hulladékok feldolgozására szolgáló eljárásokra vonatkozik, nevezetesen platina tisztítására technológiai berendezés hulladék formájában, és másodlagos platina plutónium radioaktív szennyeződéstől való tisztítására használható.

A találmány a nukleáris iparra vonatkozik, és berendezések belső és külső felületeinek fertőtlenítésére használható. Az igényelt találmánynál a dekontaminált berendezést dekontamináló oldatba helyezzük és ultrahangos rezgések hatásának teszik ki, miközben a rezgések a berendezés teljes térfogatában a berendezés felületének akusztikus ultrahangos sugárzókkal való kemény akusztikus érintkezését biztosítva gerjesztődnek, és a rezgések ki vannak téve a berendezés teljes térfogatában. impulzusok formájában gerjesztve, amelynek feltöltési frekvenciája megfelel a terhelt emitter berendezés rezonanciafrekvenciájának.

ANYAG: a találmányok csoportja hosszú élettartamú radionuklidok ártalmatlanítási módszereire vonatkozik, beleértve a transzurán elemek izotópjait is. Az igényelt eljárás magában foglalja legalább egy tüzelőanyag-kapszulát geológiai képződményekben kialakított kútba merítve.

A találmány tárgya nukleáris mérnöki és technológiai, dekontaminációs különféle anyagok radionuklidokkal szennyezett. Az igényelt eljárásban a dekontaminációt két lépésben hajtják végre: az első lépésben a 110°C-ra felmelegített dekontaminációs kamrába kémiai reagensekkel aktivált gőzt vezetnek be szennyezett anyagokkal, a második lépésben a deaktiváló kamrát lehűtik és a a dezaktivált anyagot szerves oldószerek és komplexképző szerek oldataival kezelik cseppfolyós gázok vagy alacsony forráspontú oldószerek környezetben.

A találmány tárgya fertőtlenítő tisztítószerként külső használatra szolgáló termékek emberi bőr és külső felület berendezések radioaktív szennyeződéstől. A következő összetételű dekontamináló mosószert írnak le: Ku-1 ioncserélő gyanta 5-20%, Ku-2-8chs ioncserélő gyanta 5-20%, An-31 ioncserélő gyanta 3-10%, EDE-10P ioncserélő gyanta 3-10%, mosószer szintetikus por 60-84%. HATÁS: a dekontamináló tisztítószer hatékonyságának növelése a különböző radionuklidok szorpciójának növelésével.

A találmány tárgya törmelékanyag. Az igényelt berendezés egy kemencét (1) tartalmaz a tríciumtartalmú hulladék olvasztására, míg az említett kemence tartalmaz egy kemencét a tríciumtartalmú hulladék befogadására, és egy buborékoló berendezést, amely hidrogénezett buborékos gázt vezet be a kemencébe a tríciumtartalmú hulladék olvasztása és kemencében történő feldolgozása során. A készülék tartalmaz egy négypólusú membránnal ellátott katalitikus reaktort (2) a tríciumtartalmú hulladék kemencében történő megolvadásából és feldolgozásából származó gáz feldolgozására; míg az említett reaktor két, a hidrogénizotópokat áteresztő gázáramot elválasztó membránt tartalmaz. Az igényelt eszköz az igényelt törmelékkezelési eljárásban való használatra szolgál. A műszaki eredmény az, hogy a tríciumvíz képződését megakadályozzuk a törmelékes eljárás befejezése után. 2 n. és 9 z.p. f-ly, 4 ill., 1 pr.

A találmány tárgya eljárás nyomás alatti vizes reaktorokból és RBMK reaktorokból származó nukleáris üzemanyag feldolgozása során keletkező szilárd radioaktív hulladékok feldolgozására. Az eljárás abból áll, hogy a hulladékot molekuláris klórral 400-500°C hőmérsékleten klórozzák, majd a keletkező termékeket leválasztják, míg a salakot és a szűrt porszerű termékeket a Purex eljárásba küldik, a gázelegyet hidrogénnel kezelik. 450-550 °C hőmérsékleten a nióbium és más ötvözőelemek eltávolítása érdekében °C-on és 500-550 °C-ra melegített kerámiaszűrőn átengedve a tisztított cirkónium-tetrakloridot kondenzátorban 150 °C-ot meg nem haladó hőmérsékleten kristályosítják. A találmány biztosítja a mennyiség minimalizálását és a több radioaktív hulladék biztonságosabb kategóriákba való átvitelét, valamint a hulladékártalmatlanítással kapcsolatos költségek csökkentését. 1 w.p. f-ly, 1 ill., 1 tab.

A találmány urántechnológiára vonatkozik, az uránizotóp-leválasztó üzemek működéséhez kapcsolódóan, és felhasználható urán-hexafluorid közegben működő különböző fémfelületek nem illékony uránlerakódásoktól való tisztítására. A fémfelületek uránlerakódásoktól való tisztítására szolgáló módszer magában foglalja a ClF3-at és F2-t (1,7÷3,6:1) tömegarányban (1,7÷3,6:1) tartalmazó gáznemű fluorozó reagensekkel történő felületkezelést dinamikus folyamatáramlás körülményei között, gázok keringetésével az uránlerakódásokon és egy rétegen keresztül. nátrium-fluoriddal, 185-225 °C-ra melegítjük. HATÁS: A találmány a fluorozási folyamat intenzitását, az urán-hexafluorid gázból történő szelektív extrakcióját, valamint a korrozív és könnyen kondenzálódó reakciótermékek képződésének kizárását biztosítja. 1 pl., 1 lap.

A találmány a nukleáris iparra vonatkozik. A leállított urán-grafit reaktorból származó reaktorgrafit kezelésére szolgáló módszer a reaktor falából vett mintát tartalmaz. A nagy grafitdarabokat mechanikusan aprítják. A zúzott darabokat egy plazmakémiai reaktorba helyezik elfogyó elektródákként. A fogyóelektródák anyaga elpárolog. Az alacsony hőmérsékletű plazma tartományába oxidálószert vezetnek be. A plazma-kémiai reakció termékei lehűlnek. A reakciótermékek a reaktor falán koncentrálódnak. A gáznemű reakciótermékeket eltávolítják a reaktorból. A gázáram egy részét hurkolják, és az oxidálószerrel együtt betáplálják a reaktorba. A gáznemű reakciótermékeket a szén-oxidok kivételével gázmosó gyűjti össze. A szén-oxidok a folyékony fázisba kerülnek, és további ártalmatlanításra kerülnek. A szilárd hamut eltávolítják a plazmakémiai reaktorból. HATÁS: a találmány lehetővé teszi a radioaktív grafit megtisztítását a hasadási és aktivációs termékektől a további biztonságos tárolás érdekében. 4 w.p. f-ly, 2 ill.

A találmány tárgya eljárás urán-karbid vegyület kémiai stabilizálására, valamint berendezés az eljárás megvalósítására. Az eljárás a következő lépéseket tartalmazza: az említett kamra belsejében a hőmérsékletet az említett urán-karbid-vegyület oxidációs hőmérsékletére körülbelül 380 °C és 550 °C közötti tartományba emeljük, amelyben inert gáz lép be a kamrába; egy izoterm oxidációs kezelési lépést az említett oxidációs hőmérsékleten, ahol a kamra O2 parciális nyomás alatt van; az említett vegyület stabilizálásának befejezésének figyelemmel kísérésének lépése, amely magában foglalja az elnyelt molekuláris oxigén és/vagy szén-dioxid vagy kibocsátott szén-dioxid vagy szén-monoxid mennyiségének monitorozását a meghatározott mennyiségű molekuláris oxigén bemeneti beállított értékéig, a minimális küszöbértékig. a meghatározott mennyiségű szén-dioxid, vagy a szén-dioxid és szén-monoxid minimális küszöbértékét eléri a szén. A technikai eredmény egy biztonságos, megbízható, ellenőrzött és gyorsított megoldás lehetősége az urán-karbid vegyületek stabilizálásának összetett problémájára az UCx + yC képletben, ahol az x szám lehet nagyobb vagy egyenlő 1-nél, és a valós szám y nagyobb, mint nulla. 2 n. és 11 z.p. f-ly, 8 ill.

ANYAG: a találmányok csoportja olyan eljárásra és eszközre vonatkozik, amely radioaktív anyagot tartalmazó tárgy radioaktív anyag tartalmát a környezet számára biztonságos szintre csökkenti. Egy radioaktív anyagot tartalmazó tárgy radioaktív anyag tartalmának a környezet számára biztonságos szintre való csökkentésére szolgáló eljárás során olyan tárgyat alkalmazunk, amely legalább egy szervezet, szennyvíziszap, talaj és égetőhamu közül választott tárgy. A tárgyat egy olyan melegítési/nyomásos/nyomásos lépésnek vetik alá, amelyet a következő csoportból választanak ki: a tárgyat olyan állapotba hevítik, ahol a hőmérséklet kisebb vagy egyenlő, mint a víz, egy vízoldható folyadék vagy egy víz kritikus hőmérséklete. víz és vízoldható folyadék keveréke, és a nyomás nagyobb vagy egyenlő, mint a víztartalmú folyadékok telített gőznyomása. Az objektum radioaktív anyag tartalmának csökkentésére egy feldolgozó berendezés is található. HATÁS: találmányok csoportja lehetővé teszi a radioaktív anyagok eltávolítását egy tárgyból, a feldolgozás után a tárgy visszakerülhet a környezetbe. 2 n. és 16 z.p. f-ly, 5 ill., 1 tab., 13 pr.

A találmány tárgya eljárás fémek kémiai fertőtlenítésére radioaktív szennyeződéssel. A fémötvözetekből vagy azok töredékeiből készült felületszennyezett termékek dekontaminálásának módszere abból áll, hogy a dekontaminálandó felületre porreagenst visznek fel, amelyben a részecskék legalább 80%-a 1 μm-nél kisebb, káliumot, nátriumot tartalmaz. és kénnel, majd a felület felmelegítésével, hűtésével és a keletkezett vízkőtől való megtisztításával. A por reagenst száraz felületre kell felhordani. A reagenssel kezelt felületre 210-250°C gyulladási hőmérsékletű szintetikus lakkréteg kerül. HATÁS: a találmány lehetővé teszi a fémötvözetekből vagy azok töredékeiből készült, radionuklidokkal szennyezett felületek dekontaminálási folyamatának hatékonyságának növelését azáltal, hogy növeli a reagens érintkezését a nyitott pórusokban, repedésekben és egyéb felületi hibákban található radionuklidokkal, miközben növeli hatékonyságát a reagenspor felhasználásának csökkentésével. 3 w.p. f-ly, 3 asztal, 2 pr.

A találmány újrahasznosítási technológiára vonatkozik, és nagyméretű úszó tárgyak atomerőművel történő újrahasznosítására használható. A leszerelést és a végleges elhelyezésről szóló döntést követően a kiégett nukleáris fűtőelemet kirakják a reaktorokból, a felépítményt lebontják, a berendezések egy részét tehermentesítik, kialakítják a reaktorblokkot, az objektumot olyan állapotba rakják ki, amelyben az objektum vízvonal síkja a kialakított reaktorblokk alatt az objektum oldalán technológiai kivágás készül, szerelje fel a kihúzható eszközt, távolítsa el a reaktorblokkot a kihúzható eszközzel. Ugyanakkor a tárgy tömegének csökkenését a tárgyra ballaszt vétele kompenzálja. Ezt követően a reaktorblokkot előkészítik a hosszú távú tárolásra, és az objektumot az ártalmatlanítási projektben előírt módon ártalmatlanítják. HATÁS: nagyméretű úszó tárgy szétszerelése atomerőművel nagykapacitású úszó átrakó ponton használata nélkül. 3 ill.

A találmányok csoportja a magfizika, a szilárd radioaktív hulladék feldolgozásának technológiájához. Az urán-grafit reaktor besugárzott grafitperselyeinek tisztítási módszere magában foglalja azok melegítését, gázkezelését, a szennyeződések gázfázisba való átvitelét és a szénanyag hűtését. A besugárzott grafithüvelyt alacsony hőmérsékletű plazmaárammal melegítik az áramlási kamra első hőmérsékleti zónájában inert gázatmoszférában 3973 K feletti hőmérsékletre. A kapott gázkeveréket a szénleválasztó áramlási kamra második hőmérsékleti zónájába juttatják, ahol a hőmérsékletet 3143 K és 3973 K közötti tartományban tartják. A le nem ültetett gázelegy az áramlási kamra harmadik hőmérsékleti zónájába kerül, ahol 940 K alá hűtik, és a folyamatban lévő szennyeződések kicsapódnak. A visszamaradó inert gázt visszavezetik az áramlási kamra első hőmérsékleti zónájába, és a folyamatot a grafithüvely teljes elpárolgásáig folytatják. Az urán-grafit reaktor besugárzott grafitperselyeinek tisztítására is van készülék. HATÁS: a találmányok csoportja lehetővé teszi az urán-grafit reaktor besugárzott grafitperselyeinek grafittisztítási idejének csökkentését. 2 n.p. f-ly, 4 ill.

A találmány kiégett nukleáris üzemanyag feldolgozására szolgáló eszközökre vonatkozik. Az igényelt eljárásban a fűtőelemrudak vágása során megsemmisült oxidos kiégett nukleáris üzemanyag-tabletták feloldódásnak vannak kitéve, amikor vas-nitrát vizes oldatában hevítik, a tüzelőanyagban lévő vas és urán mólaránya 1,5-2,0:1. bázikus vassó csapadéka fel nem oldott hasadási termékekkel A nukleáris üzemanyagot szűréssel választják el, és a keletkező gyengén savas oldatból az etilén-diamin-tetraecetsav dinátriumsójának keverés közben történő egymás utáni adagolásával uranil-peroxidot választanak ki. Ezután a kapott heterogén rendszert legalább 30 percig tartjuk, majd elválasztás, valamint savval és vízzel történő mosás után az uranil-peroxid csapadékot szilárd fázisú redukciónak vetjük alá, melegítés közben hidrazin-hidrát vizes lúgos oldatával kezelve. a hidrazin uránhoz viszonyított 2-3-szoros moláris feleslegében, majd a kapott hidratált urán-dioxid UO2 2H2O elválasztása, 0,1 mol koncentrációjú HNO3 oldattal történő mosása, víz és szárítás. Ebben az esetben a bázikus vassók csapadéka hasadási termékekkel, a peroxidos kicsapás szakaszának anyalúgja a hasadási termékek maradványaival, a lúgos és mosóoldatok hulladékai a hulladékgyűjtőbe kerülnek utólagos feldolgozásra. A műszaki eredmény a környezetbiztonság növelése és a hulladék mennyiségének csökkentése. 8 w.p. légy.

A nukleáris hulladék és a nukleáris fűtőanyag-hulladék abszolút kettő különböző fogalmak. Mindkettő ártalmatlanítása az különböző utak. Meg kell jegyezni, hogy a nukleáris fűtőanyag-hulladék elhelyezésének problémája nem akut, mivel ma már léteznek mechanizmusok azok feldolgozására a további felhasználás céljából.

Mi az a nukleáris üzemanyag hulladék

Ezek fűtőelemek. A nukleáris üzemanyag és egyéb alkatrészek maradványait tartalmazzák. Az ipari vállalkozások speciális mechanizmusok segítségével dolgozzák fel az anyagot. Ennek eredményeként a hulladék visszaváltozik teljes értékű fűtőanyaggá, amelyet bármilyen típusú nukleáris létesítmény (atomerőművek, tengeralattjárók, ipar) kiszolgálására használnak.

Teljesen más kép a nukleáris hulladékkal. Ma még nincs mechanizmusuk ezek feldolgozására. Valójában csak az újrahasznosítás lehetséges. De ennek a folyamatnak már vannak olyan árnyalatai, amelyeket az emberiség eddig nem tudott megoldani.

Hulladékfajták

Többféle ilyen hulladék létezik:

• kemény;
• folyékony;
• nukleáris létesítmények elemei.

Minden hulladéktípust a maga módján ártalmatlanítanak. Tehát a szilárd anyagokat elégetik, majd a hamut összekeverik cementtel. A kapott lemezeket speciális tárolóhelyeken tárolják. A folyadékokat elpárologtatják, erre a célra szolgáló tartályokba csomagolják és a földbe temetik. A nukleáris létesítmények elemi alkatrészeinek újrahasznosítási folyamata sokkal bonyolultabb.

Kiderült, hogy a nukleáris üzemanyag-hulladék sokkal hasznosabb az emberiség számára? Pontosan. Az emberi tevékenységnek számos olyan területe van, ahol újrahasznosított hulladékot használnak fel. Azt:

• fegyveripar;
• a gyógyszer;
• Mezőgazdaság;
• termelés és így tovább.

Világszerte tilos nukleáris hulladékot behozni az országba. Az ártalmatlanításuk folyamatát tekintve azonban természetes kérdés merül fel: hol tároljuk velük a konténereket? Hiszen valóban nagy földterületekre van szükség, amelyek „temetőként” használhatók a nukleáris iparból származó hulladékok számára.

A jelenlegi tilalmak ellenére a „harmadik világ” számos országa beleegyezik abba, hogy saját földterületét különítse el a hulladéktárolók elhelyezésére. Természetesen nem ingyen. Eddig ez a lojalitás menti meg a helyzetet, de mi lesz ezután, ha ezek a területek egyszerűen zsúfolásig megtelnek?

Hihetetlen, de még mindig nincs megoldás erre a problémára. A tudósok egyetlen országban sem találtak még lehetőséget más hulladékok ártalmatlanítására, ami rendkívül riasztó és aggasztó az emberiség számára. Azonban, modern emberek hozzávetőlegesen a következőképpen kapcsolódik ehhez a témához: „elég az életemre, és akkor ez nem az én gondom”. Teljesen rövidlátó és meggondolatlan, de jelenleg nincs eszköz a nukleáris hulladék elhelyezésével és feldolgozásával kapcsolatos helyzet megváltoztatására.

A nukleáris üzemanyag tárolásának problémái

Bár a nukleáris üzemanyag ártalmatlanítása nem zavarja túlságosan az emberiséget, van egy másik kérdés: hogyan lehet biztonságosan és megbízhatóan tárolni a hulladékot? A kiégett anyagot „visszanyerésnek” vetik alá, azonban mielőtt ez megtörténne, a hulladékot valahol el kell tárolni, el kell szállítani. Mindezek a folyamatok valódi veszélyt jelentenek a környezetre és természetesen az emberekre nézve.

1998-ban az orosz hatóságok törvényt kezdeményeztek a nukleáris fűtőanyag hulladék importjának engedélyezéséről külföldi országok. A kiégett fűtőelemek további oroszországi feldolgozása és üzemeltetése céljából történő átvételének lehetősége késztette a képviselőket ilyen döntésre. Természetesen a nyersanyagok költsége nagyon jövedelmező lenne az Orosz Föderáció költségvetése számára. Egyes számítások szerint a hulladék ily módon történő előállítása sokkal olcsóbb, mint a nukleáris üzemanyag saját előállítása.

Akkor még nem fogadták el a törvényt, de még mindig aktív viták folynak az elfogadásának célszerűségéről. Egyrészt gazdaságilag előnyös az ország számára. Másrészt megköveteli a megbízható tároló létesítmények megszervezését és felszerelését, valamint a szállítási folyamatok hozzáértő megközelítését. Ezek az egyetlen "korlátozók", amelyek nem teszik lehetővé, hogy döntsön egy ilyen lépésről. Az országban minden létesítmény rendelkezésre áll a kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozására.

Ebben az ügyben egyelőre döntés vár. Ez azonban pozitív tendenciának tekinthető. Mert öröm, hogy az uralkodók ennek ellenére nemcsak egy ilyen vállalkozás jövedelmezőségére gondolnak, hanem az Oroszország lakosságára gyakorolt ​​lehetséges negatív következményekre is.

Kezdetben az SNF-et kizárólag a plutónium nukleáris fegyverek előállítása során történő kinyerése céljából dolgozták fel. Jelenleg gyakorlatilag leállt a fegyveres minőségű plutónium gyártása. Ezt követően felmerült az igény az energiareaktorokból származó üzemanyag feldolgozására. Az erőművi reaktorok tüzelőanyag-újrafeldolgozásának egyik célja az erőművi reaktorok tüzelőanyagaként történő újrafelhasználása, beleértve a MOX-fűtőanyag részeként vagy a zárt üzemanyagciklus (CFFC) megvalósítását. 2025-re egy nagyüzemi feldolgozó radiokémiai üzem létrehozását tervezik, amely lehetőséget ad mind a tárolt fűtőelemek, mind a meglévő és tervezett atomerőművekből kirakott kiégett nukleáris fűtőelemek problémájának megoldására. A Zheleznogorsk GCC-ben a tervek szerint mind a kísérleti demonstrációs központban (ODC), mind a VVER-1000 nyomottvizes erőműves reaktorokból származó SNF nagyüzemi előállítása során, valamint az RBMK-1000 csatorna típusú reaktorokból származó hulladék nagy részének feldolgozását tervezik. A regenerációs termékeket a nukleáris üzemanyagciklusban, az uránt a termikus neutronreaktorok üzemanyag-előállításában, a plutóniumot (a neptuniummal együtt) a gyorsneutronos reaktorokhoz használják fel, amelyek neutron tulajdonságai lehetővé teszik a nukleáris üzemanyagciklus hatékony lezárását. Ugyanakkor az RBMK SNF újrafeldolgozási sebessége a nukleáris üzemanyagciklusban a regenerációs termékek (urán és plutónium) iránti kereslettől függ. Ezek a megközelítések képezték a 2011 novemberében jóváhagyott, 2011-2020 közötti, valamint a 2030-ig tartó időszakra szóló Infrastruktúra-teremtési és KNT-gazdálkodási Program alapját.

Oroszországban az 1948-ban alapított Majak Termelő Egyesületet tartják az első olyan vállalkozásnak, amely képes kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozására. További nagy radiokémiai üzemek Oroszországban a Szibériai Vegyipari Kombinát és a Zheleznogorszki Bányászati ​​és Vegyi Kombinát. Nagy radiokémiai termelés működik Angliában (a Sellafieldi üzem), Franciaországban (a Cogema üzemben). (Angol) orosz) ; a gyártást Japánban (Rokkasho, 2010-es évek), Kínában (Lanzhou, 2020), Krasznojarszk-26-ban (RT-2, 2020-as évek) tervezik. Az Egyesült Államok felhagyott a reaktorokból kirakott üzemanyag tömeges feldolgozásával, és azt speciális tárolókban tárolja.

Technológia

A nukleáris üzemanyag leggyakrabban cirkóniumötvözetből vagy acélból készült lezárt tartály, amelyet gyakran fűtőelemnek (FEL) is neveznek. A bennük lévő urán kis oxidszemcsék vagy (sokkal ritkábban) egyéb hőálló uránvegyületek, például urán-nitrid formájában van. Az urán bomlása során sok instabil izotóp keletkezik kémiai elemek, beleértve a gázokat is. A biztonsági előírások szabályozzák a fűtőelem tömítettségét a teljes élettartamra, és ezek a bomlástermékek a fűtőelemben maradnak. A bomlástermékeken kívül jelentős mennyiségű urán-238, kis mennyiségben el nem égett urán-235, valamint a reaktorban keletkezett plutónium marad vissza.

Az újrafeldolgozás feladata a kiégett fűtőelemek sugárzási veszélyének minimalizálása, a fel nem használt komponensek biztonságos elhelyezése, a hasznos anyagok elkülönítése és további felhasználásuk biztosítása. Ehhez leggyakrabban kémiai elválasztási módszereket alkalmaznak. A legtöbb egyszerű módszerek megoldásokban dolgoznak fel, azonban ezek a módszerek adják a legnagyobb számban folyékony radioaktív hulladék, így az ilyen módszerek csak hajnalban voltak népszerűek nukleáris korszak. Jelenleg módszereket keresnek a lehetőleg szilárd hulladék mennyiségének minimalizálására. Üvegesítéssel könnyebben ártalmatlaníthatóak.

A kiégett nukleáris fűtőelemek (SNF) feldolgozásának minden modern technológiai sémája középpontjában az extrakciós eljárások állnak, leggyakrabban az úgynevezett Purex-eljárás (az angol nyelvből Pu U Recovery EXtraction), amely a plutónium reduktív eltávolításából áll. uránnal és hasadási termékekkel közös kivonat. Az egyes feldolgozási sémák a felhasznált reagenskészletben, az egyes technológiai szakaszok sorrendjében és a műszerekben különböznek.

Az újrafeldolgozásból leválasztott plutónium üzemanyagként használható fel urán-oxiddal keverve. Üzemanyagként kellően hosszú hadjárat után a plutónium csaknem kétharmada Pu-239 és Pu-241 izotóp, körülbelül egyharmada Pu-240 izotóp, ezért nem használható megbízható és kiszámítható nukleáris töltések készítésére (a 240 izotóp egy szennyező anyag).

Megjegyzések

1. Biztonságos veszély (Orosz). A világ körül. vokrugsveta.ru (2003, július). Letöltve: 2013. december 4.
2. A.V. Balikhin. A kiégett fűtőelemek újrafeldolgozási módszereinek helyzetéről és fejlesztési kilátásairól. (orosz) // Ásványi nyersanyagok integrált felhasználása. - 2018. - 1. sz. - 71-87. - ISSN 2224-5243.
3. infografika (flash) a Guardiantól
4. Újrafeldolgozó üzemek, világszerte // Európai Nukleáris Társaság
5. Használt nukleáris üzemanyag feldolgozása // Nukleáris Világszövetség, 2013: "A világ kereskedelmi újrafeldolgozási kapacitása"
6. A kiégett fűtőelemek újrafeldolgozásának helyzete és tendenciái // NAÜ -TECDOC-1467, 2005. szeptember 52. oldal I. táblázat Múltbeli, jelenlegi és tervezett újrafeldolgozási kapacitások a világ
7. Az Egyesült Államok az SNF-et akarja feldolgozni, "Expert" No. 11 (505) (2006. március 20.). Letöltve: 2013. december 4. „.. Franciaországtól, Oroszországtól és Németországtól eltérően .. az Egyesült Államok .. szívesebben temette el őt a közelükben játék Központ a nevadai Las Vegasban, ahol eddig több mint 10 000 tonna besugárzott üzemanyag halmozódott fel.”
8. Plutónium "égés" az LWR-ekben(Angol) (nem elérhető link). - "A jelenlegi újrafeldolgozott plutónium (üzemanyag elégetése 35-40 MWd/kg HM) hasadóanyag-tartalma körülbelül 65%, a többi főként Pu-240." Letöltve: 2013. december 5. Az eredetiből archiválva: 2012. január 13..
9. A NONPROLIFERÁCIÓS PROGRAMOKBÓL MOX ÜZEMANYAG TELJESÍTMÉNYE . - 2011. évi vízireaktor-üzemanyag-teljesítményről szóló találkozó, Chengdu, Kína, szept. 2011. 11-14.

Fogyasztási ökológia Tudomány és technológia: A kiégett nukleáris fűtőelem egyszerre rendkívül veszélyes hulladék, rendkívül költséges ártalmatlanítással, ugyanakkor számos egyedi elem és izotóp forrása, amelyek meglehetősen sok pénzbe kerülnek.

Elég érdekesnek tűnik megérteni a kiégett nukleáris fűtőelemek (SNF) gazdaságosságát. Kevés dolog van a Földön ilyen összetett gazdasági kettősséggel: az SNF egyszerre rendkívül veszélyes hulladék, rendkívül költséges ártalmatlanítással, ugyanakkor számos egyedi elem és izotóp forrása, amelyek meglehetősen sok pénzbe kerülnek.

Ez a kettősség nehéz választást eredményez kb jövőbeli sorsa SNF - sok évtizede, az országok túlnyomó többsége atomenergia nem tudják eldönteni, hogy szükséges-e a kiégett fűtőelem elhelyezése vagy újrafeldolgozása.

Ebben a szövegben a lehető legpontosabban megpróbálom kiszámítani az SNF gazdaság kiadási és bevételi részét.

Használt kifejezések és rövidítések:

Hasadó anyagok (DM)- a tényleges nukleáris üzemanyag, amely támogatja a hasadási láncreakciót (Pu239, U235, Pu241, U233). Amit üzemanyagnak neveznek, valójában a DM-en kívül általában más anyagokat is tartalmaz - oxigént, urán 238-at és hasadási termékeket

hasadási termékek- hasadási reakció eredményeként DM-ből képződő fragmentációs elemek. Általában radioaktív izotópok a periódusos rendszer számának 70-140 között.

PWR/VVER- a világ legelterjedtebb atomreaktortípusa, a primer körben túlnyomásos (nem forrásban lévő) vízzel, termikus neutronspektrummal.

BN- egy másik típusú reaktor, gyors neutronspektrummal és nátriummal hűtőközegként.

CNFC- A nukleáris üzemanyag-ciklus lezárása, ígéretes módszer az atomenergia üzemanyagbázisának bővítésére. Ez magában foglalja a BN vagy BREST reaktorok használatát.

BREST- egy másik típusú reaktor, gyors neutronspektrummal és ólom hűtőközeggel, amely elméletileg biztonságosabb, mint a BN. Ilyen reaktort még nem építettek.

Terhelés

Az SNF költségek az atomerőmű üzemeltetőjétől kezdődnek, amikor az elhagyja a reaktormedencét, és száraz vagy nedves tárolóba kerül. Kényelmes itt és az alábbiakban az összes költséget átszámolni az SNF-nehézfém kilogrammonkénti fajlagos költségére, de száraz tárolóba történő szállítás esetén ezek a költségek 130 és 300 dollár között mozognak kg SNF-enként, és főként a költségek határozzák meg. tárolókonténerek vagy az épület, amelyben az SNF található. Ebből az összegből 5-30 dollárt tesz ki a szállítási művelet.

Ezek az összegek valójában elhanyagolhatóak. Egy kilogramm SNF, amikor még üzemanyag volt, 400-500 MWh villamos energiát termelt (ha a PWR / VVER-t vesszük), ami valahol 16 ... 50 ezer dollárba került, azaz. Átmeneti tárolóba helyezés nem éri el az atomenergia-termelésből származó bevétel 1%-át sem.

A közbenső tárolás azonban arra való, és közbenső, hogy legyen valamiféle folytatása. Ez lehet az SNF közvetlen ártalmatlanítása változatlan formában, vagy újrafeldolgozás.

Az alábbi táblázat bemutatja a természetes urán iránti igény csökkenését az újrafeldolgozott üzemanyagból származó hasadóanyagok felhasználása révén.

És most nézzük meg, van-e még valami hasznos a kiégett nukleáris üzemanyagban, ami javíthatná az újrafeldolgozás egészének gazdaságosságát. Itt nem szabad elfelejteni, hogy az urán és a plutónium hasadási termékei 25 elem körülbelül 70 izotópja. Egyes nuklidok, mind stabilak, mind radioaktívak, elvileg kereskedelmi érdekek.

Palládium. A hasadási termékek minden tonnája körülbelül 5% komplex izotóp összetételű palládiumot tartalmaz. Azok. A 100 kilogramm hasadási terméket tartalmazó BN SNF minden tonnájából körülbelül 5 kilogramm palládium, egy tonna VVER SNF-ből pedig 800 gramm palládium nyerhető ki. Sajnos a palládium radioaktív lesz a Pd-107 izotóp miatt (az SNF-ben található összes palládium izotóp kb. 14%-a), amelynek felezési ideje 6,5 millió év, i.e. alig várja, hogy összedőljön. A kiégett nukleáris üzemanyagból kinyert palládium fajlagos aktivitása körülbelül 1,2 MBq/g lesz - ez elég sok, az NRB-99 évi 1,45 grammban határozza meg az ilyen aktivitású palládium biztonságos éves bevitelének határát.

Elméletileg, ha ezt a radioaktív palládiumot alkalmazzák (például egyes ipari katalizátorokban), és az ára megegyezik a természetes katalizátor árával (~30 000 USD kg-onként!), akkor a kiégett nukleáris üzemanyagból kivont palládium 1-2 a kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozási költségének %-a.

Ródium. A platinacsoport másik fémje. Egy tonna BN SNF-ből 1,2 kg ródiumot, egy tonna VVER SNF-ből pedig körülbelül 500 grammot lehet kinyerni. A leghosszabb élettartamú radioaktív izotóp az Rh-102, felezési ideje 3,74 év. Valahol 50 év expozíció után a ródium radioaktivitása olyan értékre csökken, amely után már nem radioaktívnak tekinthető. A ródium költsége megközelítőleg ugyanannyi (most még több), mint a palládiumé, illetve a kiégett nukleáris üzemanyagból bányászott ródium a feldolgozási költség 0,3-0,5%-át teszi ki.

Ruténium. A hírhedt Ru-106 mellett a hasadási termékek között ennek az elemnek is vannak stabil izotópjai. Tömegére vonatkoztatva az SNF-ben lévő ruténium körülbelül 25%-kal több, mint a palládium, és körülbelül 40 éves expozíció után nem radioaktívvá válik (a Ru-106 fő mennyiségének lebomlása után). Sajnos a ruténium ára 6-szor alacsonyabb, mint a palládiumé, így eladáskor is csak 0,2-0,4%-kal növeli a kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozási költségét.

Ezüst. A hasadási töredékek között aránya hozzávetőleg 0,8%. Azok. ebből a tonna töredékből körülbelül 8 kg lesz. Két viszonylag hosszú élettartamú radioaktív izotópja van. Ag-110m 250 nap felezési idővel és Ag-108m 418 év felezési idővel. A második izotóp viszonylag alacsony hozammal képződik. A maradék aktivitás 30 éves öregedés után 2,9 μCi/g lesz, valamivel magasabb, mint a természetes urán radioaktivitása, de összehasonlítható. Műszaki felhasználásra alkalmas, de viszonylag alacsony költsége miatt gazdaságilag aligha indokolt.

Xenon. Ez a legelterjedtebb az urán- vagy plutónium-töredékek közül – a stabil izotópok önmagukban a hasadási termékek tömegének körülbelül 12%-át teszik ki. A palládiumhoz vagy ruténiumhoz képest alacsony ára ellenére (~50 USD/kg), a tény, hogy a xenon nemesgáz, érdekessé teszi. A kiégett nukleáris fűtőelemek bármilyen újrafeldolgozása során a xenon gáznemű formában szabadul fel, így kinyeréséhez nincs szükség speciális radiokémiára, ami drasztikusan csökkenti a költségeket. Van azonban egy probléma - bár nincsenek hosszú élettartamú xenon izotópok (a természet ajándéka!), mindig kripton kíséri, amelynek Kr-85 izotópja egy hosszú élettartamú radioaktív elem.
Mindazonáltal a kriogén desztilláció segíthet a tiszta xenon előállításában, amely manapság egyre több alkalmazást talál űrhajók ionhajtóműveiben, altatásban stb. Ennek ellenére nem találtam nyomát a xenon tárolásának gyakorlatának a kiégett nukleáris üzemanyag feldolgozása során - általában egyszerűen a légkörbe dobják.

Technikailag számos egyéb elem is érdekes lehet a jövőben a kiégett nukleáris fűtőelemek kitermelésében – például a tellúr. Ezeknek az anyagoknak a jelenlegi költsége azonban – akárcsak az ezüst esetében – nem indokolja a kiégett nukleáris fűtőelemekből való kitermelésüket.

A műveletek következő fokozata derül ki - a legolcsóbb módja a „köztes” tárolás, azonban ez a folyamat azzal a kockázattal jár, hogy késik (ahogy ez az Egyesült Államokban történik, ahol a kiégett nukleáris fűtőelemek nemzeti elhelyezéséről beszéltek. 40 év), és jelentős tényezővé válik a nukleáris üzemanyag életciklusának teljes költségében. Költség szempontjából a legjobb azonnali megoldás a kiégett nukleáris fűtőelemek lehető leggyorsabb mélygeológiai elhelyezése. Nos, ha van remény az atomenergia fejlesztésére a CNFC irányába, akkor fejleszteni kell a nukleáris üzemanyag feldolgozását.

Egyébként nézzen meg egy klassz videót a finn Onkalo temetkezési hely alagutak betondugójának létrehozásáról és teszteléséről.

Érdekes videó érkezett a Szibériai GCC stúdióból. Az MCC egy Krasznojarszk közelében található „bányászati ​​és vegyipari kombájn”, amely egykor fegyverminőségű plutónium előállításának központja volt, jelenleg pedig a kiégett nukleáris fűtőelemek tárolására és feldolgozására specializálódott.

Hadd emlékeztesselek arra, hogy a kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozása a zárt nukleáris üzemanyagciklus (CFFC) három fő technológiájának egyike: (1) transzmutáció / reaktorban történő elégetés, (2) új hasadóanyagok kinyerése a kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozása során, és (3) új tüzelőanyag gyártása az 1. számú létesítményhez (csak kapja meg a ciklust). Egyébként, ha ez egyáltalán nem világos számodra, azt tanácsolom, hogy olvassa el az enyémet ahol igyekeztem a lehető legrészletesebben elmagyarázni.

Tehát 2009 óta egy létesítménykomplexum épült az MCC-ben:

Az RBMK KNÜ száraz központi tárolójának két épülete. Ez csak egy tároló, ahol a kiégett RBMK kiégett nukleáris fűtőelemek kannái vannak, amelyek lassan lehűlnek, és ez még évtizedekig is ki fog hűlni. Feladata a helyszíni RBMK tárolók kirakása, amelyek hamarosan megkezdődnek a leszerelése. Ezt az SNF-et nem dolgozzák fel újra – túl kevés hasadóanyag-maradvány van benne. Két épület 18 000 tonna RBMK SNF befogadására képes.




A VVER-1000 SNF szárazraktár egyik épülete és a VVER-1000 nedvestárolóból egy üzemanyagtöltő komplexum. Hadd emlékeztessem Önöket arra, hogy a VVER-1000 fejlesztése során azonnal elhatározták, hogy nem helyszíni, hanem központosított SNF-tárolót építenek, és 1985-ben helyezték üzembe az MCC-ben. 8000 tonna VVER-1000 típusú kiégett nukleáris fűtőelem található ott, a tároló közel áll a betöltéshez. Most a száraz (olcsóbb) tárolás kiegészíti az elsőt




Kísérleti Demonstrációs Központ a VVER-1000 SNF újrafeldolgozásához. Kapacitása évi 250 tonna lesz, ami megközelítőleg megegyezik az összes VVER-1000/1200 2020-as éves kirakodásával (most kevesebb).

Ez a konstrukció látható a videón.

Az árat 75 + 30-35 milliárd rubel = 110-115 milliárd között hirdették meg, ami elég érdekes. Ismeretes, hogy az RBMK SNF szárazraktárai 40 milliárd rubelbe kerülnek, ha a VVER-1000 SNF száraztárolóra még 30 milliárdot helyezünk üzemanyagtöltő egységgel, akkor 40+ milliárd rubel ODC költséget kapunk, ami persze nem olcsó.

A VVER-1000 SNF Reprocessing Pilot and Demonstration Center érdekessége, hogy technológiát alkalmaz folyékony radioaktív hulladék lerakása nélkül (tömegük az üzemanyag-burkolat feloldásával jön létre - a francia La Hague-ban például ezeket az LRW-ket az óceánba dobják) , és a szilárd radioaktív hulladék (ezek a hasadás és a szerkezet aktiválódásának termékei) térfogata a tartályban lévő feldolgozott fűtőelemek által elfoglalt térfogat ¼-e, pl. ennek eredményeként 4-szer kevesebb mennyiségre van szükség a végső ártalmatlanításra. A tárolási idővel még vannak finomságok - amit a fűtőelem-kötegeknél a kisebb aktinidák és a technécium-99 határoznak meg -, ha a kiégett nukleáris fűtőelemek feldolgozása során ezeket eltávolítják és egy speciális reaktorban rövidebb élettartamúvá alakítják át, akkor több száz helyett. a kiégett nukleáris fűtőelemek több ezer éves tárolásából a feldolgozás után visszamaradt radioaktív hulladékok több száz éves tárolását kapjuk – ez csaknem ezerszeres csökkenés.

A Rosenergoatom nagyon érdeklődik ennek a komplexumnak az építése iránt - 27 óta a kiégett fűtőelemek tárolásának minden költségét ő viseli, száraz tárolás és feldolgozás nélkül pedig nehéz dolga lesz a konszernek.

A Bányászati ​​és Vegyipari Kombináton működő ODC is részt vesz a nukleáris üzemanyagciklus lezárásában - a VVER-1000 kiégett nukleáris fűtőanyagból származó plutónium évente körülbelül 2,5 tonna mennyiségben kerül a BN-800-as friss üzemanyag gyártásához. (ha a SUOP-megállapodás szerinti szakadás fennáll) vagy BN-1200 (ha megépült).

A Rosenergoatom konszern távlati terve elvileg az, hogy 3-6 darab BN-1200-at épít, és az összes VVER SNF ilyen módon feldolgozza, üzemanyagot nyerve a BN számára, a BN-1200 SNF pedig a VVER számára újra feldolgozza az üzemanyagot. a MOX-ba. Ennek eredményeként kiderül, hogy nem keletkezik új tárolásra szánt SNF, emellett a természetes urán 15-20%-a megtakarítható. Ehhez a pompához azonban egy még nagyobb üzemet kell építeni a kiégett fűtőelemek feldolgozására, mondjuk évi 1000 tonnáért (ennyivel áll most a La Hague-i ​​Areva, a világ legnagyobb üzeme) ) - ez is benne van a tervekben, de itt leegyszerűsítek - fejlesztési lehetőségek sok technológiai kapcsolat van, és érezhetően több is van.

A Rosatom terveit ezen a három dián tekintheti meg részletesebben: