Patento RU 2560119 savininkai:

Išradimas susijęs su panaudoto branduolinio kuro (PBK) apdorojimo priemonėmis. Nurodytu būdu panaudoto oksido panaudoto branduolinio kuro granulės, sunaikintos pjaustant kuro strypus, ištirpinamos kaitinant vandeniniame geležies(III) nitrato tirpale, kai kure esantis geležies ir urano molinis santykis yra 1,5-2,0:1. , susidariusios geležies bazinės druskos su neištirpusiais branduolinio kuro skilimo produktais nuosėdos atskiriamos filtruojant, o iš susidariusio silpnai rūgštaus tirpalo nusodinamas uranilo peroksidas, maišant į tirpalą paeiliui tiekiant etilendiaminotetraacto rūgšties dinatrio druską. Tada susidariusi nevienalytė sistema palaikoma mažiausiai 30 minučių, o po atskyrimo ir plovimo rūgštimi ir vandeniu uranilo peroksido nuosėdos yra kietosios fazės redukcija, kai kaitinama jas apdorojant. šarminis tirpalas hidrazino hidratas vandenyje, esant 2-3 kartus moliniam hidrazino pertekliui urano atžvilgiu, po to gautas hidratuotas urano dioksidas UO 2 2H 2 O atskiriamas, plaunamas 0,1 mol/l koncentracijos HNO 3 tirpalu. , vanduo ir džiovinimas. Šiuo atveju bazinių geležies druskų nuosėdos su skilimo produktais, peroksido nusodinimo stadijos motininis tirpalas su skilimo produktų liekanomis, šarminių ir plovimo tirpalų atliekos siunčiamos į atliekų surinkėją, kad jos būtų vėliau perdirbamos. Techninis rezultatas – didėti aplinkos sauga ir sumažinti atliekų kiekį. 8 w.p. skristi.

Išradimas yra susijęs su branduolinės energijos sritimi, ypač su panaudoto branduolinio kuro (PBK) perdirbimu, ir gali būti naudojamas perdirbimo, įskaitant MOX kurą, technologinėje schemoje, nes likę U ir Pu kiekiai išgaunami iš PBK naujam kurui ruošti yra pagrindinė uždaro branduolinio kuro ciklo užduotis, į kurią orientuota šalies atominės energetikos pramonė. Šiuo metu aktualu sukurti ir optimizuoti naujas, mažai atliekų sukeliančias, aplinkai saugias ir ekonomiškai perspektyvias technologijas, kurios užtikrintų panaudoto branduolinio kuro perdirbimą tiek iš veikiančių, tiek iš 3 ir 4 kartos greitųjų neutronų reaktorių, veikiančių su mišriu oksido urano-plutonio kuru ( MOX kuras).

Žinomi PBK apdorojimo būdai naudojant fluorą arba fluoro turinčius cheminius junginius. Susidarę lakieji fluoro junginiai iš branduolinio kuro komponentų pereina į dujų fazę ir yra distiliuojami. Fluoruojant urano dioksidas virsta UF 6, kuris gana lengvai išgaruoja, priešingai nei plutonis, kurio lakumas mažesnis. Paprastai tokiu būdu perdirbant PBK yra fluorinamas, iš jo išgaunant ne visą jame esantį uraną, o tik reikiamą jo kiekį, taip atskiriant jį nuo likusio perdirbamo kuro. Po to pakeičiamas garinimo režimas ir iš PBK likučio garų pavidalu pašalinamas tam tikras jame esančio plutonio kiekis.

[RF patentas Nr. 2230130, S22V 60/02, publ. 1976-01-19]

Šios technologijos trūkumas yra tas, kad šiuo PBK apdorojimo būdu naudojami dujiniai, agresyvūs ir aplinkai toksiški cheminiai junginiai. Taigi technologija yra nesaugi aplinkai.

Vienas iš esmės artimas nurodytam metodui yra gerai žinomas metodas, paskelbtas JAV patente Nr. RF Nr. 2403634, (G21C 19/44, publikacija 2010-11-10), pagal kurią PBK regeneracija apima kuro ištirpinimo azoto rūgšties tirpale stadiją, elektrolitinio valentingumo kontrolės etapą, sumažinant Pu iki trivalentės būsenos ir penkiavalentės Np būsenos išsaugojimo, šešiavalenčio urano ekstrahavimo agento ekstrahavimo organiniame tirpiklyje etapas; oksalo rūgšties nusodinimo etapas, dėl kurio kartu nusodinami smulkūs aktinidai ir dalijimosi produktai, likę azoto rūgšties tirpale kaip oksalato nuosėdos; chlorinimo pakopa, skirta oksalato nuosėdoms paversti chloridais, pridedant druskos rūgšties į oksalato nuosėdas; dehidratacijos pakopa sintetiniams bevandeniams chloridams gaminti dehidratuojant chloridus argono dujų sraute; ir išlydytos druskos elektrolizės pakopa, kai išlydytoje druskoje ištirpinami bevandeniai chloridai ir elektrolizės būdu prie katodo kaupiamas uranas, plutonis ir smulkūs aktinidai.

Šio PBK perdirbimo metodo trūkumas yra jo daugiapakopis pobūdis ir įgyvendinimo sudėtingumas, nes jis apima elektrocheminius etapus, kurie yra daug energijos suvartojantys, reikalauja specialios įrangos ir proceso. aukštos temperatūros, ypač dirbant su išlydytomis druskomis.

Taip pat yra metodas, pagal kurį panaudotas branduolinis kuras apdorojamas grynai pirocheminiu būdu, naudojant urano arba plutonio druskos lydalą, o po to atskirti branduolinio kuro komponentai panaudojami pakartotinai. Pirochemiškai apdorojant PBK naudojamas jo indukcinis kaitinimas tiglyje ir aušinimas tiekiant į tiglį aušinimo skystį.

[RF patentas Nr. 2226725, G21C 19/46, publ. 2009-01-19]

Pirometalurginės technologijos nesudaro didelių kiekių skystųjų radioaktyviųjų atliekų (LRW), taip pat užtikrina kompaktišką įrangos išdėstymą, tačiau jos yra labai daug energijos reikalaujančios ir technologiškai sudėtingos.

SNF apdorojimo metodai taip pat apima:

(1) metodas, apimantis urano oksidavimą dujiniu chloru, azoto oksidais, sieros dioksidu dipoliniame aprotiniame tirpiklyje arba jų mišiniuose su chloro turinčiu junginiu [RF patentas Nr. 2238600, G21F 9/28, publ. 2004-04-27];

(2) medžiagų, turinčių metalinio urano, tirpinimo būdas, įskaitant metalinio urano oksidavimą tributilo fosfato-žibalo mišiniu, turinčiu azoto rūgšties [JAV patentas Nr. 3288568, G21F 9/28, publ. 1966-12-10];

(3) urano tirpinimo procesas, apimantis urano metalo oksidavimą bromo tirpalu etilo acetate, veikiant šiluma.

Šių metodų trūkumai yra padidėjęs sistemų gaisro pavojus ir ribotas jų panaudojimas.

Plačiai naudojama PBK perdirbimo technologija yra Purex procesas (kurį paėmėme kaip prototipą), kurio metu PBK, turintis urano, plutonio ir branduolinio kuro dalijimosi produktų (FP), ištirpinamas stipriai rūgštiniuose azoto rūgšties tirpaluose, kai kaitinama iki 60-80°. C. Tada aktinidai pašalinami iš azoto rūgšties tirpalo organine faze, kurioje yra tributilo fosfato žibale arba kitame organiniame tirpiklyje. Po to seka technologiniai etapai, susiję su urano ir plutonio atskyrimu bei jų valymu nuo PD. Purex procesas aprašytas, pavyzdžiui, The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements, 3rd Edition, redagavo Lester R. Morss, Norman M. Edelstein ir Jean Fuger. 2006, Springer, p. 841-844.

Nurodytas PBK perdirbimo procesas yra daugiapakopis ir pagrįstas aplinkai pavojingų terpių naudojimu:

(1) azoto rūgštis (6-8 mol/l) kaip PBK tirpiklis 60-80°C temperatūroje ir formuojantis agresyvius dujinius produktus vykstant reakcijoms su jai dalyvaujant;

(2) kadangi tirpalo rūgštingumas baigus ištirpinti azoto rūgštyje yra apie 3,5 mol/l, tai neišvengiamai lemia ekstrahavimą U(Pu) ekstrahavimui organiniais tirpikliais;

(3) naudojant organinius tirpiklius, toksiškus, degius, labai degius, sprogius ir dažnai nestabilius spinduliuotei, kartu su vandeniniu LRW susidaro dideli atliekų kiekiai (iki 7–12 tonų 1 tonai perdirbto PBK) .

Šio išradimo tikslas – sukurti novatorišką, mažai atliekų, aplinkai saugią ir ekonomiškai perspektyvią panaudoto branduolinio kuro perdirbimo technologiją.

Problema išspręsta taikant naują panaudoto branduolinio kuro apdorojimo būdą, kuriam būdinga tai, kad pjaustant kuro strypus sunaikintos oksidinės panaudoto branduolinio kuro granulės, kaitinamos vandeniniame geležies(III) nitrato tirpale, tirpsta. geležies ir urano molinis santykis kure lygus 1,5-2, 0:1, susidariusios geležies bazinės druskos nuosėdos su neištirpusiais branduolinio kuro dalijimosi produktais yra atskiriamos filtruojant, o uranilo peroksidas nusodinamas iš susidariusių silpnai. rūgštinis tirpalas, kuriame daugiausia yra uranilo nitrato, paeiliui į tirpalą tiekiant etilendiamintetraacto rūgšties dinatrio druską, kurio molinis perteklius urano atžvilgiu yra 10%, ir 30% vandenilio peroksido tirpalas, paimtas 1,5–2 moliniu kiekiu urano perteklius ne aukštesnėje kaip 20°C temperatūroje, susidariusi nevienalytė sistema palaikoma mažiausiai 30 minučių, o po atskyrimo ir plovimo rūgštimi ir vandeniu uranilo peroksido nuosėdos patenka į kietąją fazę. redukcija kaitinant apdorojant jį šarminiu hidrazino hidrato tirpalu vandenyje, esant 2–3 kartus moliniam hidrazino pertekliui, palyginti su uranu, po to atskiriamas gautas hidratuotas urano dioksidas UO 2 2H 2 O, plaunant tirpalu HNO 3, kurios koncentracija 0,1 mol/l, vanduo ir džiovinimas, o bazinių geležies druskų nuosėdos su skilimo produktais, peroksido nusodinimo stadijos motininis tirpalas su skilimo produktų liekanomis, šarminių atliekų atliekos ir plovimo tirpalai. atliekų surinkėjui tolesniam jų apdorojimui.

Paprastai PBK tirpinimas atliekamas 60-90°C temperatūros intervale ne ilgiau kaip 5-10 valandų, naudojant vandeninį geležies(III) nitrato tirpalą, kurio pH yra nuo 0,2 iki 1,0.

Išskirtą uranilo peroksidą patartina plauti 0,05 mol/l koncentracijos HNO 3 tirpalu, o kietosios fazės redukciją atlikti 10% vandeniniu hidrazino hidrato tirpalu, kurio pH 10, esant 60-90. °C 10-15 valandų.

Pageidautina, kad hidratuotas urano dioksidas būtų džiovinamas 60-90 °C temperatūroje.

Procesą galima atlikti dviejuose nuosekliai sujungtuose dvifunkciniuose aparatuose, kurių konstrukcijoje numatytas filtravimo įrenginys ir galimybė keisti aparatų erdvinę orientaciją 180°, iš kurių pirmasis naudojamas tirpinti ir surinkti proceso atliekas, o antrasis skirtas urano peroksido nusodinimui, jo kietosios fazės redukcijai ir išskyrimo tiksliniam produktui.

Techninis metodo rezultatas pasiekiamas tuo, kad visuose panaudoto branduolinio kuro apdorojimo etapuose kuro komponentai (UO 2, kurių kiekis iki 5 masės % 239 Pu) - U (Pu), tirpsta (geležies nitratas). ), nusodinimo (vandenilio peroksido) ir redukciniai reagentai yra skirtingose ​​fazėse, tinkami tolesniam jų atskyrimui. Tirpimo stadijoje uranas ištirpsta, o didžioji tirpiojo reagento dalis išsiskiria kieto junginio pavidalu. Peroksido nusodinimo ir jo kietosios fazės redukcinio virsmo urano dioksidu stadijoje tikslinis produktas yra kieto pavidalo ir lengvai atskiriamas nuo skystosios fazės.

Siūlomas metodas atliekamas taip.

Pjaunant kuro strypelius sunaikintos urano dioksido (UO 2, turinčio iki 5 masės % 239 Pu) tabletės panardinamos į vandenį, kuriame yra geležies(III) nitrato, ir ištirpsta kaitinant iki 60-90°C. Gautas U(Pu) turintis tirpalas ir tirpimo metu susidariusios bazinės geležies druskos minkštimas atskiriami. Pašalinus tirpalą U(Pu), lieka pagrindinės geležies druskos – geležies druskos su PD – Mo, Tc ir Ru (~95%) ir iš dalies Nd, Zr ir Pd (~50%) nuosėdos. atliekų surinkėjuje.

Į atskirtą tirpalą su U(Pu) pridedama vandenilio peroksido, o kambario temperatūroje nusodinamas uranilo peroksidas, su kuriuo kartu nusodinamas ir plutonis, tikslinio produkto gryninimo nuo PD faktorius yra apie 1000. PD ir Fe(III) ) nitratai su bazinės druskos nuosėdomis siunčiami į atliekų surinktuvą. Sumaišyto peroksido nuosėdų plovimo tirpalas taip pat siunčiamas į atliekų surinkėją. Be to, susidariusio peroksido kietosios fazės redukcija vykdoma įvedus hidrazino hidratą, maišant su azoto srove 80-90°C temperatūroje ir gaunamas hidratuotas U(Pu) dioksidas. Atskirtas šarminis tirpalas transportuojamas į atliekų surinktuvą. Diksido nuosėdos plaunamos nedideliu kiekiu 0,1 M HNO 3, po to distiliuotu vandeniu, kurios taip pat siunčiamos į atliekų surinktuvą. Gautas tikslinis produktas džiovinamas įkaitinto azoto sraute 60-90°C temperatūroje ir iškraunamas iš aparato.

Silpnai rūgštūs ir silpnai šarminiai vandeniniai tirpalai-atliekos, kurios surenkamos perdirbant PBK atliekų surinktuve, pašalinamos išgarinant, o juose esanti geležis nusodinama hidroksido pavidalu kartu su 2-, 3- katijonais. ir 4-valentės PD. Kietas geležies junginių produktas, kurio fazėje yra PD, yra vienintelės siūlomo PBK apdorojimo būdo atliekos. Išgaravęs vanduo gali būti kondensuojamas ir, jei reikia, grąžinamas į procesą.

PBK perdirbimas gali būti atliekamas dvifunkciniame įrenginyje specialus aparatas(įtaisai), kurių konstrukcija numato filtravimo įrenginį (UF), apvalkalą, galintį tiekti aušinimo skystį ir vykdyti tirpimo procesą ≤90°C temperatūroje reakcijos mišinyje, ir galimybę pakeisti aparato erdvinę orientaciją 180°.

Procesas, kaip taisyklė, atliekamas dviejuose nuosekliai sujungtuose dvifunkciniuose įrenginiuose taip.

Kai prietaiso filtravimo blokas yra viršutinėje dalyje, prietaisas skirtas ištirpinti SNF. Gautas tirpalas, kuriame yra U(Pu), ir bazinės geležies druskos suspensija, susidariusi ištirpus PBK, atskiriami. Norėdami tai padaryti, prietaisas pasukamas 180°, o UV yra apačioje. Filtravimas atliekamas taikant perteklinį slėgį vidiniam aparato tūriui arba prijungiant jį prie vakuuminės linijos. Nufiltravus ir pašalinus tirpalą U(Pu), prietaisas su geležies druskos ir PD nuosėdomis (Mo, Tc ir Ru (~95%) bei iš dalies Nd, Zr ir Pd (~50%)) pasukamas 180° iki padėties, kur UV yra viršutinėje dalyje, tada prietaisas atlieka atliekų tirpalų surinkimo funkciją.

Filtruotas tirpalas su U(Pu) tiekiamas į antrąjį tos pačios konstrukcijos aparatą tokioje padėtyje, kurioje UV yra aparato viršuje. Į tirpalą pridedama vandenilio peroksido, o U(Pu) peroksidas nusodinamas kambario temperatūroje. Užbaigus nusodinimą, prietaisas pasukamas 180° ir filtravimo atskyrimas per aparato dugną. Gautas peroksidas lieka ant filtro aparate, o motininis tirpalas su ištirpusiu PD (gryninimo koeficientas apie 1000) ir likutiniu Fe(III) nitratu siunčiamas į pirmąjį aparatą su bazinėmis druskos nuosėdomis, kurios tapo atliekų surinkėju. .

Prietaisas apverčiamas į padėtį UV spinduliu viršuje, o peroksido nuosėdos iš aparate esančio filtro nuplaunamos nedideliu kiekiu vandens, kuriame yra hidrazino hidrato, kad susidarytų suspensija, kurioje peroksidas paverčiamas hidratuotu U(Pu) dioksidu. 80-90°C temperatūroje, redukuojant kietą fazę hidrazinu.

Užbaigus kietosios fazės redukciją ir gavus hidratuotą U(Pu) dioksidą, aparatas perkeliamas į padėtį, kurioje atlieka filtravimo funkciją. Atskirtas šarminis tirpalas su bazinės druskos nuosėdomis siunčiamas į pirmąjį aparatą, kuris tapo atliekų surinkėju. Diksido nuosėdos plaunamos nedideliu kiekiu 0,1 M HNO 3, po to distiliuotu vandeniu, kurios taip pat siunčiamos į atliekų surinktuvą. Prietaisas su hidratuoto U(Pu)O 2 ·nH 2 O nuosėdomis pasukamas 180° į tokias pozicijas, kur UV yra viršuje. Toliau tikslinis produktas džiovinamas aparate 60-90°C temperatūroje tiekiant azoto srovę, o baigus džiovinimą preparatas iškraunamas iš aparato.

Šie pavyzdžiai iliustruoja vandeninių silpnai rūgščių Fe(III) nitrato (chlorido) tirpalų panaudojimo efektyvumą tirpinant oksidinį SNF, tuo pačiu metu atskiriant U(Pu) nuo dalies PD, o po to juos atskiriant nuo PD likučių. U(Pu) peroksido nusodinimas iš gauto tirpalo . Tolesnis kietosios fazės redukcinis peroksido pavertimas, pirmiausia į hidratuotą, o paskui į kristalinį U(Pu) dioksidą, padidina siūlomo metodo efektyvumą.

Miltelių pavidalo urano dioksido mėginys (238+235 UO 2 ) buvo iš anksto kaitintas 850°C temperatūroje argono atmosferoje su 20 % vandenilio 8 valandas.

Keraminio branduolinio kuro, kuriame yra urano ir 5 masės % plutonio, tabletės arba milteliai, sveriantys 132 g, panardinami į 1 l tūrio vandeninį geležies (III) nitrato tirpalą, kurio pH ne mažesnis kaip 0,2, kai koncentracija Fe (NO 3) 3 vandenyje nuo 50 iki 300 g/l ir ištirpsta kaitinant iki 60-90 °C, kai molinis Fe (III) ir kuro santykis yra 1,5:1.

Kontroliuojama pH vertė ir urano kiekis tirpale, o tablečių tirpinimas tęsiamas tol, kol urano kiekis nepasikeičia iš eilės esančiuose mėginiuose. Tirpimo proceso metu gaunamas tirpalas, kuriame vyrauja uranilo nitratas ir kurio pH vertė ≤ 2, ir bazinės geležies druskos nuosėdos. Kiekybinis paimtų mėginių ištirpimas trunka ne ilgiau kaip 5-7 valandas.

Gautas nitratų tirpalas atskiriamas nuo minkštimo filtruojant, pavyzdžiui, naudojant kermetinį filtrą. Ant filtro likusios pagrindinės geležies druskos nuosėdos nuplaunamos vandeniu ir kartu su plovimo vandeniu siunčiamos į atliekų surinktuvą.

Į šiek tiek rūgštų atskirto uranilo nitrato tirpalą, kurio temperatūra ≤20 °C, įpilkite 60 ml 10% EDTA (Trilon-B) dipakeistos natrio druskos tirpalo, maišykite 10 minučių. Tirpale nusėda baltas kompleksinis uranilo junginys.

Maišant, į gautą suspensiją porcijomis po 50 ml kas 1-1,5 min įpilama 300 ml 30% vandenilio peroksido (H 2 O 2) tirpalo, taip pat esant ≤ 20 ° C temperatūrai, kad būtų gautas uranilas. peroksido, su kuriuo taip pat kiekybiškai kartu nusėda plutonis.

Uranilo peroksido nuosėdos filtruojant atskiriamos nuo motininio tirpalo, kuris siunčiamas į atliekų surinktuvą. Nuosėdos išplaunamos 0,25 l 0,05 M HNO 3, plovimo tirpalas siunčiamas į atliekų surinktuvą.

Išplautos uranilo peroksido nuosėdos pirmiausia supilamos į suspensiją su 10% vandeniniu šarminiu hidrazino hidrato tirpalu, kurio pH yra ~10.

Maišant ir kaitinant suspensiją iki 80°C, uranilo peroksidas virsta hidratuotu UO 2 ·H 2 O dioksidu, kai U(VI) kietoje fazėje redukuojamas hidrazinu iki U(IV).

U(VI) redukavimo į U(IV) procesas kontroliuojamas periodiškai imant suspensijų, kuriose yra ne daugiau kaip 50 mg kietos suspensijos, mėginius. Nuosėdos ištirpinamos 4M HCl ir 0,1M HF mišinyje, registruojamas pirmasis tirpalo spektras. Tada tirpalas apdorojamas amalgama ir registruojamas antrasis šio tirpalo spektras. Šiuo atveju visas uranas tirpale turi būti visiškai redukuotas iki U(IV). Taigi, jei pirmasis ir antrasis spektrai sutampa, tada kietosios fazės redukcijos procesas baigtas. Kitu atveju tęsiama peroksido pavertimo urano dioksidu procedūra. Procesas baigiamas per 10-15 valandų.

Susidaręs hidratuotas urano dioksidas filtravimo būdu atskiriamas nuo šarminio tirpalo (tūris ~0,6 l), tirpalas siunčiamas į atliekų surinktuvą. Hidratuoto urano dioksido nuosėdos ant filtro perplaunamos 0,25 l 0,1 M HNO 3, kad būtų neutralizuotas nuosėdų tūryje likęs šarmas, tada tokiu pat kiekiu vandens, kad pašalintų rūgšties pėdsakus iš nuosėdų tūrio, reguliuojant pH. paskutinis plovimo vanduo. Skalbimo tirpalai siunčiami į atliekų surinkėją.

Motininio tirpalo ir urano peroksido tyrimų rezultatai rodo, kad urano nusodinimo laipsnis yra ne mažesnis kaip 99,5%, o geležies kiekis atskirtame perokside neviršija 0,02 masės%.

Urano peroksido nuosėdos, išplautos nuo šarmų pėdsakų, džiovinamos, pavyzdžiui, azoto srove, įkaitintu iki 60-90°C, ir iš aparato iškraunamos miltelių pavidalu.

Rezultatas yra ne mažiau kaip 131,3 g urano dioksido.

Atliekų rinktuve surenkamuose silpnai šarminiuose vandeniniuose tirpaluose geležies likučiai išsiskiria amorfinio hidroksido pavidalu. Heterogeninė suspensija išgarinama ir pasiekiamas beveik visiškas vandens pašalinimas. Drėgnas arba sausas kietas produktas, kurį daugiausia sudaro geležies junginiai, yra vienintelės atliekos nurodytame keraminio oksido kuro apdorojimo geležies(III) nitrato tirpalais būdu.

Siūlomas metodas leidžia supaprastinti panaudoto branduolinio kuro apdorojimą ir išvengti LRW susidarymo, palyginti su Purex procesu.

Naujas reikšmingas ir skiriamieji ženklai siūlomo metodo (palyginti su prototipu) yra:

Vandeninių silpnai rūgščių Fe(III) nitrato tirpalų panaudojimas oksido PBK tirpinimui, kurie anksčiau tam nebuvo naudojami. Geležies nitratas gali būti pakeistas Fe(III) chloridu, nesant reikšmingo tirpimo galios pablogėjimo;

Skirtingai nuo prototipo, nėra specialaus etapo, kai į sistemą įleidžiamas geležies sulfatas, kad Pu(IV) būtų atkurtas į Pu(III). Taikant aprašytą metodą, tirpinant urano oksidą ir mišrų kurą, uranas (IV) oksiduojamas Fe (III) į uraną (VI), o susidarę Fe (II) katijonai redukuoja Pu (IV) į Pu (III), ir aktinidai kiekybiškai pereina į tirpalą savo nitratų pavidalu;

Taikant nurodytą metodą, nereikia įvesti rūgšties, kad ištirptų PBK, nes naudojama terpė turi rūgštingumą dėl geležies(III) nitrato hidrolizės ir, priklausomai nuo jos koncentracijos nuo 50 iki 300 g/l, pH. reikšmė svyruoja nuo 1 iki 0,3;

Siūlomu būdu, ištirpinus kurą, susidarančių tirpalų rūgštingumas bus ≤0,1 M (uranui 100-300 g/l), tuo tarpu Purex procese susidaro stipriai rūgštūs ~3M HNO 3 tirpalai, kurie neišvengiamai veda prie didelio kiekio organinių ir vandeninių LRW ekstrahavimo ir susidarymo;

Mažas rūgštingumas ištirpinus PBK pagal deklaruojamą metodą leidžia atsisakyti kuro komponentų ekstrahavimo organiniais tirpalais, supaprastinti PBK perdirbimo proceso organizavimą ir eliminuoti LRW, lyginant su Purex proceso technologija;

Siūlomu būdu kuro tirpinimo procesas baigiamas gaunant tirpalą, kuriame yra U(Pu) ir pagrindinės geležies druskos nuosėdų, kurių kiekis yra ~50 % pradinio geležies(III) nitrato kiekio;

Skilimo produktai, tokie kaip Mo, Tc ir Ru (~95%) ir iš dalies iš Nd, Zr ir Pd (~50%), yra atskiriami nuo urano jau PBK tirpimo stadijoje ir koncentruojasi susidariusiose nuosėdose pagrindinė geležies druska. Tai taip pat yra siūlomo PBK tirpinimo metodo pranašumas lyginant su Purex procesu;

Naudotuose silpnai rūgštiniuose tirpaluose kuro strypų apvalkalo konstrukcinės medžiagos ir fazės, susidariusios iš FP PBK matricoje lengvų metalų (Ru, Rh, Mo, Tc, Nb) ir pilkos spalvos keramikos inkliuzų (Rb, Cs, Ba, Zr, Mo) netirpsta. Todėl silpnai rūgštūs bus mažiau užterštos ištirpusiais apvalkalo komponentais ir PD, priešingai nei 6–8 M HNO 3 Purex procese;

Rūgštingumas ≤0,1 M gauti tirpalai, kurių urano koncentracija yra 100-300 g/l, yra optimalūs urano (VI) ir plutonio (IV) peroksidams nusodinti. Pirmenybė teikiama vandenilio peroksidui, nes jis paverčia uraną į U(VI) būseną, kuri reikalinga kiekybiniam nusodinimui;

Nusodinus U(Pu) peroksidą iš tirpalo, U kiekybiškai atsiskiria nuo beveik visų tirpale esančių PD ir geležies likučių (gryninimo koeficientas ~1000);

Naujas ir originalus siūlomo metodo sprendimas yra kietosios fazės redukavimo procesas U(Pu) peroksido vandeninėje suspensijoje su hidrazino hidratu 90°C temperatūroje iki hidratuoto U(Pu)O 2 × nH 2 O, po kurio džiovinamas. tikslinis produktas 60-90°C temperatūroje ir iškrovimas iš aparato

Silpnai rūgštūs ir silpnai šarminiai vandeniniai atliekų tirpalai, susikaupę perdirbant PBK atliekų rinktuve, išgarinant pašalinami, o juose esanti geležis nusėda hidroksido pavidalu kartu su 2-, 3- ir 4-valenčių PD katijonais. Kietas geležies junginių produktas, kurio fazėje yra PD, yra vienintelės atliekos pagal siūlomą oksido PBK apdorojimo būdą.

1. Panaudoto branduolinio kuro perdirbimo būdas, b e s i s k i r i a n t i s tuo, kad pjaustant kuro strypus sunaikintos panaudoto branduolinio kuro oksido tabletės ištirpsta kaitinant vandeniniame geležies(III) nitrato tirpale esant geležies ir urano moliniam santykiui. kure, lygus 1,5-2,0 :1, susidariusios bazinės geležies druskos su neištirpusiais branduolinio kuro skilimo produktais nuosėdos atskiriamos filtruojant, o iš susidariusio silpnai rūgštaus tirpalo, kuriame daugiausia uranilo nitrato, paeiliui pridedant dinatrio nusodinamas uranilo peroksidas. etilendiamintetraacto rūgšties druska į tirpalą maišant, esant 10% moliniam urano pertekliui ir 30% vandenilio peroksido tirpalui, paimtam 1,5-2 kartus pertekliniu urano atžvilgiu, ne aukštesnėje kaip 20 ° temperatūroje C, susidariusi nevienalytė sistema palaikoma mažiausiai 30 minučių, o po atskyrimo ir plovimo rūgštimi ir vandeniu uranilo peroksido nuosėdos kaitinamos kietajame būsenoje. apdorojant jį šarminiu hidrazino hidrato tirpalu vandenyje, esant 2–3 kartus moliniam hidrazino pertekliui urano atžvilgiu, po to atskiriant gautą hidratuotą urano dioksidą UO 2 2H 2 O, plaunant HNO tirpalu. 3, kurio koncentracija 0,1 mol/l, vanduo ir džiovinimas, o bazinių geležies druskų nuosėdos su skilimo produktais, peroksido nusodinimo stadijos motininis tirpalas su dalijimosi produktų liekanomis, šarmų atliekos ir plovimo tirpalai siunčiami į atliekas. kolekcionierius tolesniam jų apdorojimui.

2. Panaudoto branduolinio kuro apdorojimo būdas pagal 1 punktą, besiskiriantis tuo, kad panaudoto branduolinio kuro tirpinimas vykdomas 60-90°C temperatūroje.

3. Panaudoto branduolinio kuro apdorojimo būdas pagal 1 punktą, b e s i s k i r i a n t i s tuo, kad kurui ištirpinti naudojamas vandeninis geležies (III) nitrato tirpalas, kurio pH vertė yra nuo 0,2 iki 1,0.

4. Panaudoto branduolinio kuro apdorojimo būdas pagal 1 punktą, besiskiriantis tuo, kad panaudoto branduolinio kuro tirpinimas vykdomas ne ilgiau kaip 5-10 valandų.

5. Panaudoto branduolinio kuro perdirbimo būdas pagal 1 punktą, b e s i s k i r i a n t i s tuo, kad uranilo peroksido nuosėdos plaunamos 0,05 mol/l koncentracijos HNO3 tirpalu.

6. Panaudoto branduolinio kuro apdorojimo būdas pagal 1 punktą, b e s i s k i r i a n t i s tuo, kad kietosios fazės redukcija yra vykdoma 10 % vandeniniu hidrazino hidrato tirpalu, esant pH 10.

7. Panaudoto branduolinio kuro apdorojimo būdas pagal 1 punktą, b e s i s k i r i a n t i s tuo, kad kietosios fazės redukcija vykdoma 60-90°C temperatūroje 10-15 valandų.

8. Panaudoto branduolinio kuro apdorojimo būdas pagal 1 punktą, b e s i s k i r i a n t i s tuo, kad hidratuoto urano dioksido džiovinimas vykdomas 60-90°C temperatūroje.

9. Panaudoto branduolinio kuro perdirbimo būdas pagal bet kurį iš punktų. 1-8, b e s i s k i r i a n t i s tuo, kad procesas vykdomas dviejuose nuosekliai sujungtuose dvifunkciniuose aparatuose, kurių konstrukcija numato filtravimo įrenginio buvimą ir galimybę pakeisti aparatų erdvinę orientaciją 180°, iš kurių pirmasis naudojamas proceso atliekoms ištirpinti ir surinkti, o antrasis – uranilo peroksido nusodinimui, jo redukavimui kietoje fazėje ir tikslinio produkto išskyrimui.

Panašūs patentai:

Išradimas yra susijęs su radiacinės ekologijos ir biogeochemijos sritimi ir yra skirtas Th koncentracijai iš jūros vanduo ir jo kiekio nustatymas, kuris gali būti naudojamas išmatuoti sedimentacijos procesų greitį jūrų vandenyse.

Pareiškiamas išradimas yra susijęs su branduoline inžinerija ir gali būti naudojamas šalinant, šalinant ir perdirbant apšvitintus produktus, pagamintus iš berilio, tokių kaip, pavyzdžiui, branduolinių ir šiluminių neutronų reflektorius. branduoliniai reaktoriai.

Išradimas yra susijęs su branduoline pramone, būtent įtaisais, skirtais bet kokio aktyvumo radioaktyviųjų atliekų talpyklų dugne susikaupusių nuosėdų tirpinimui ir išplovimui, netirpios kietosios nuosėdų fazės perkėlimui į suspenduotą būseną ir išleidimui. tirpalo ir suspensijos iš rezervuaro.

Išradimas yra susijęs su branduoline pramone, kalbant apie radioaktyviųjų atliekų apdorojimą, būtent su prietaisais, skirtais pilnesniam saugojimo rezervuarų išleidimui iš radioaktyvių nuosėdų, ir gali būti naudojamas chemijos, naftos chemijos ir kitose pramonės šakose.

Pareiškiamas išradimas yra susijęs su radioaktyviųjų atliekų apdorojimo būdais, būtent platinos gryninimu technologinės įrangos laužo pavidalu, ir gali būti naudojamas antrinei platinai išvalyti nuo radioaktyvaus užteršimo plutoniu.

Išradimas yra susijęs su branduoline pramone ir gali būti naudojamas įrenginių vidiniams ir išoriniams paviršiams nukenksminti. Pateiktame išradime nukenksminta įranga yra patalpinta į nukenksminimo tirpalą ir veikiama ultragarso vibracijų, o vibracijos sužadinamos visame įrangos tūryje, užtikrinant kietą akustinį įrangos paviršiaus kontaktą su akustiniais ultragarsiniais skleidėjais, o vibracijos yra sužadinamos. sužadinamas impulsų pavidalu, kurių užpildymo dažnis atitinka apkrautos emiterio įrangos rezonansinį dažnį.

MEDŽIAGA: išradimų grupė yra susijusi su ilgaamžių radionuklidų, įskaitant transurano elementų izotopus, šalinimo būdais. Pateiktas metodas apima bent vienos kuro kapsulės panardinimą į geologinėse formacijose suformuotą šulinį.

Išradimas susijęs su branduoline inžinerija ir technologijomis, su nukenksminimu įvairios medžiagos užterštos radionuklidais. Nurodytu būdu nukenksminimas atliekamas dviem etapais: pirmajame etape į deaktyvavimo kamerą, įkaitintą iki 110°C su užterštomis medžiagomis, paduodami cheminiais reagentais aktyvuoti garai, antrajame etape dezaktyvavimo kamera atšaldoma ir dezaktyvuota medžiaga apdorojama organinių tirpiklių ir kompleksuojančių medžiagų tirpalais suskystintų dujų arba žemos virimo temperatūros tirpiklių aplinkoje.

Išradimas yra susijęs su produktais, skirtais išoriniam naudojimui, kaip dezaktyvuojantis ploviklis, skirtas žmogaus odai valyti ir išorinis paviršiusįranga nuo radioaktyviosios taršos. Aprašytas tokios sudėties dezaktyvuojantis ploviklis: Ku-1 jonų mainų derva 5-20%, Ku-2-8chs jonų mainų derva 5-20%, An-31 jonų mainų derva 3-10%, EDE-10P jonų mainai derva 3-10%, ploviklio sintetiniai milteliai 60-84%. POVEIKIS: padidintas dezaktyvuojančio ploviklio efektyvumas padidinus įvairių radionuklidų sorbciją.

Išradimas yra susijęs su detrito priemonėmis. Nurodytame įrenginyje yra krosnis (1), skirta tritito atliekoms lydyti, o ši krosnis turi krosnį, skirtą tritito atliekoms priimti, ir burbuliavimo įrenginį, skirtą hidrintų burbuliuojančių dujų įvedimui į krosnį lydymosi ir apdorojimo krosnyje metu. Įrenginyje taip pat yra katalizinis reaktorius (2) su keturių polių membrana, skirta apdoroti dujas, susidarančias lydant ir apdorojant tritiuotąsias atliekas krosnyje; o minėtame reaktoriuje yra membrana, skirta atskirti du dujų srautus, pralaidžius vandenilio izotopams. Pareiškiamas prietaisas skirtas naudoti nurodytame detrito būdu. Techninis rezultatas yra užkirsti kelią tričio vandens susidarymui pasibaigus detrito procesui. 2 n. ir 9 z.p. f-ly, 4 il., 1 pr.

Išradimas yra susijęs su kietųjų radioaktyviųjų atliekų, susidarančių perdirbant branduolinį kurą iš suslėgto vandens reaktorių ir RBMK reaktorių, apdorojimo būdu. Metodas susideda iš atliekų chlorinimo molekuliniu chloru 400-500°C temperatūroje ir susidariusių produktų atskyrimą, o pelenas ir filtruoti į dulkes panašūs produktai siunčiami į Purex procesą, o dujų mišinys apdorojamas vandeniliu. 450-550 laipsnių temperatūroje, kad būtų pašalintas niobis ir kiti legiravimo elementai.°C ir perleistas per keraminį filtrą, įkaitintą iki 500-550°C, išgrynintas cirkonio tetrachloridas kristalizuojamas kondensatoriuje ne aukštesnėje kaip 150°C temperatūroje. Išradimas užtikrina tūrio sumažinimą ir daugiau radioaktyvių atliekų perkėlimą į saugesnes kategorijas, taip pat sumažina su atliekų šalinimu susijusias išlaidas. 1 z.p. f-ly, 1 ill., 1 tab.

Išradimas yra susijęs su urano technologija, susijusia su urano izotopų atskyrimo įrenginių eksploatavimu, ir gali būti naudojamas įvairių metalinių paviršių, veikiančių urano heksafluorido terpėje, valymui nuo nelakaus urano telkinių. Metalinių paviršių valymo nuo urano nuosėdų metodas apima paviršiaus apdorojimą dujiniais fluorinimo reagentais, kurių sudėtyje yra ClF3 ir F2 masės santykiu (1,7÷3,6:1), dinamiško proceso srauto sąlygomis, cirkuliuojant dujas per urano nuosėdas ir sluoksnį. natrio fluorido, pakaitinto iki 185-225°C. POVEIKIS: išradimas sustiprina fluorinimo procesą, selektyvų urano heksafluorido ekstrakciją iš dujų ir pašalina korozinių ir lengvai kondensuojančių reakcijos produktų susidarymą. 1 pvz., 1 skirtukas.

Išradimas yra susijęs su branduoline pramone. Reaktoriaus grafito iš uždaryto urano-grafito reaktoriaus tvarkymo metodas apima mėginį iš reaktoriaus mūro. Dideli grafito gabalai susmulkinami mechaniškai. Susmulkintos dalys dedamos į plazminį cheminį reaktorių kaip sunaudojamieji elektrodai. Sunaudojamųjų elektrodų medžiaga išgaruoja. Į žemos temperatūros plazmos sritį įvedamas oksidatorius. Plazmos-cheminės reakcijos produktai gesinami. Reakcijos produktai koncentruojami ant reaktoriaus sienelių. Dujiniai reakcijos produktai pašalinami iš reaktoriaus. Dalis dujų srauto yra kilpuojama ir kartu su oksidatoriumi tiekiama į reaktorių. Dujiniai reakcijos produktai, išskyrus anglies oksidus, surenkami skruberiu. Anglies oksidai perkeliami į skystąją fazę ir siunčiami tolesniam šalinimui. Kietieji pelenų likučiai pašalinami iš plazminio cheminio reaktoriaus. POVEIKIS: išradimas leidžia išvalyti radioaktyvųjį grafitą nuo skilimo ir aktyvacijos produktų tolesniam saugiam saugojimui. 4 w.p. f-ly, 2 lig.

Išradimas yra susijęs su urano karbido junginio cheminio stabilizavimo būdu ir įtaisu metodui įgyvendinti. Būdas apima šiuos etapus: temperatūros pakėlimas minėtoje kameroje iki urano karbido junginio oksidacijos temperatūros intervale nuo maždaug 380°C iki 550°C, kur inertinės dujos patenka į minėtą kamerą; izoterminio oksidavimo apdorojimo etapą esant minėtai oksidacijos temperatūrai, kai minėta kamera yra esant daliniam O2 slėgiui; minėto junginio stabilizavimo užbaigimo stebėjimo etapas, kurį sudaro absorbuoto molekulinio deguonies ir (arba) anglies dioksido arba išmetamo anglies dioksido arba anglies monoksido kiekio stebėjimas iki nustatyto molekulinio deguonies kiekio įvesties vertės, minimalios slenkstinės vertės. nurodyto anglies dioksido kiekio arba minimalios anglies dioksido ir anglies monoksido slenkstinės vertės pasiekiamos anglies. Techninis rezultatas yra galimybė saugiai, patikimai, kontroliuojamai ir pagreitintam išspręsti sudėtingą urano karbido junginių stabilizavimo problemą formule UCx + yC, kur skaičius x gali būti didesnis arba lygus 1, o tikrasis skaičius y yra didesnis už nulį. 2 n. ir 11 z.p. f-ly, 8 lig.

MEDŽIAGA: išradimų grupė yra susijusi su metodu ir prietaisu radioaktyviosios medžiagos kiekiui objekte, kuriame yra radioaktyvių medžiagų, sumažinti iki aplinkai saugaus lygio. Radioaktyviosios medžiagos kiekio objekte, kuriame yra radioaktyviųjų medžiagų, sumažinimo iki aplinkai saugaus lygio metodas apima objektą, kuris yra bent objektas, parinktas iš grupės, susidedančios iš organizmo, nuotekų dumblo, dirvožemio ir deginimo įrenginio pelenų. Objektui taikomas šildymo / slėgio / slėgio padidinimo etapas, parinktas iš grupės, kurią sudaro objekto kaitinimo etapas, kai temperatūra yra mažesnė arba lygi vandens, vandenyje tirpaus skysčio arba vandens kritinei temperatūrai. vandens ir vandenyje tirpaus skysčio mišinys, o slėgis yra didesnis arba lygus vandens turinčių skysčių sočiųjų garų slėgiui. Taip pat yra apdorojimo įrenginys radioaktyviųjų medžiagų kiekiui objekte sumažinti. POVEIKIS: išradimų grupė leidžia pašalinti radioaktyviąsias medžiagas iš objekto, po apdorojimo objektas gali būti grąžintas į aplinką. 2 n. ir 16 z.p. f-ly, 5 iliustr., 1 tab., 13 pr.

Išradimas yra susijęs su metalų cheminio nukenksminimo radioaktyviuoju užteršimu metodais. Paviršiaus užterštų gaminių, pagamintų iš metalų lydinių arba jų skeveldrų, nukenksminimo metodas – ant nukenksminto paviršiaus užteptas miltelių reagentas, kuriame mažiausiai 80 % dalelių yra mažesnės nei 1 μm ir kurių sudėtyje yra kalio, natrio. ir siera, po to paviršius kaitinamas, atvėsinamas ir nuvalomas nuo susidariusių apnašų. Miltelinis reagentas tepamas ant sauso paviršiaus. Ant reagentu apdoroto paviršiaus padengiamas sintetinio lako sluoksnis, kurio užsidegimo temperatūra 210-250°C. POVEIKIS: išradimas leidžia padidinti radionuklidais užteršto paviršiaus produktų, pagamintų iš metalų lydinių ar jų fragmentų, nukenksminimo proceso efektyvumą padidinant reagento kontaktą su radionuklidais, esančiais atvirose porose, plyšiuose ir kituose paviršiaus defektuose, kartu didinant. jo efektyvumą sumažinant reagento miltelių suvartojimą. 3 w.p. f-ly, 3 tab., 2 pr.

Išradimas yra susijęs su perdirbimo technologija ir gali būti naudojamas perdirbant didelius plūduriuojančius objektus atominėje elektrinėje. Po eksploatavimo nutraukimo ir sprendimo dėl laidojimo, panaudotas branduolinis kuras iškraunamas iš reaktorių, išardomas antstatas, iškraunama dalis įrangos, suformuojamas reaktoriaus blokas, objektas iškraunamas iki tokios būsenos, kurioje yra objekto vaterlinijos plokštuma. žemiau suformuoto reaktoriaus bloko objekto šone padaryta technologinė išpjova, sumontuoti ištraukiamą įrenginį, nuimti reaktoriaus bloką naudojant ištraukiamą įrenginį. Tuo pačiu metu objekto masės sumažėjimas kompensuojamas priimant balastą ant objekto. Tada reaktoriaus blokas paruošiamas ilgalaikiam saugojimui, o objektas utilizuojamas laidojimo projekte nustatyta tvarka. POVEIKIS: didelio plaukiojančio objekto išmontavimas su atomine elektrine nenaudojant didelės talpos plūduriuojančio perkėlimo doko-pontono. 3 ligoniai.

Išradimų grupė yra susijusi su branduolinė fizika, prie kietųjų radioaktyviųjų atliekų apdorojimo technologijos. Urano-grafito reaktoriaus apšvitintų grafito įvorių valymo būdas apima jų kaitinimą, apdorojimą dujomis, priemaišų perkėlimą į dujų fazę ir anglies medžiagos aušinimą. Apšvitintas grafito įvorė kaitinama žemos temperatūros plazmos srautu pirmoje srauto kameros temperatūros zonoje inertinių dujų atmosferoje iki aukštesnės nei 3973 K temperatūros. Gautas dujų mišinys perkeliamas į antrąją anglies nusodinimo srauto kameros temperatūros zoną, kur temperatūra palaikoma nuo 3143K iki 3973K. Nenusodintas dujų mišinys perkeliamas į trečiąją srauto kameros temperatūros zoną, kur atšaldomas iki žemesnės nei 940K temperatūros ir nusodinamos proceso priemaišos. Likusios inertinės dujos grąžinamos į pirmąją srauto kameros temperatūros zoną, procesas tęsiamas iki visiško grafito įvorės išgaravimo. Taip pat yra įrenginys urano-grafito reaktoriaus apšvitinto grafito įvorėms valyti. POVEIKIS: išradimų grupė leidžia sutrumpinti urano-grafito reaktoriaus apšvitinto grafito įvorių grafito valymo laiką. 2 n.p. f-ly, 4 lig.

Išradimas susijęs su panaudoto branduolinio kuro apdorojimo priemonėmis. Nurodytu būdu panaudoto oksidinio branduolinio kuro tabletės, sunaikintos pjaunant kuro strypus, ištirpsta kaitinant vandeniniame geležies nitrato tirpale, kai kure esantis geležies ir urano molinis santykis yra 1,5-2,0:1. bazinės geležies druskos nuosėdos su neištirpusiais skilimo produktais branduolinis kuras atskiriamas filtruojant, o iš susidariusio silpnai rūgštaus tirpalo uranilo peroksidas nusodinamas, maišant į tirpalą paeiliui tiekiant etilendiaminotetraacto rūgšties dinatrio druską. Tada susidariusi nevienalytė sistema palaikoma mažiausiai 30 minučių, o po atskyrimo ir plovimo rūgštimi ir vandeniu uranilo peroksido nuosėdos kaitinamos kietos fazės redukcija apdorojant jas šarminiu hidrazino hidrato tirpalu vandenyje. esant 2-3 kartus moliniam hidrazino pertekliui urano atžvilgiu, po to atskiriant gautą hidratuotą urano dioksidą UO2 2H2O, plaunant jį 0,1 mol koncentracijos HNO3 tirpalu, vandeniu ir džiovinant. Šiuo atveju bazinių geležies druskų nuosėdos su skilimo produktais, peroksido nusodinimo stadijos motininis tirpalas su skilimo produktų liekanomis, šarminių ir plovimo tirpalų atliekos siunčiamos į atliekų surinkėją, kad jos būtų vėliau perdirbamos. Techninis rezultatas – padidinti aplinkos apsaugą ir sumažinti atliekų kiekį. 8 w.p. skristi.

Branduolinės atliekos ir branduolinio kuro atliekos yra absoliučiai dvi skirtingos sąvokos. Abiejų šalinimas yra Skirtingi keliai. Pažymėtina, kad branduolinio kuro atliekų laidojimo problema nėra opi, nes šiandien yra jų apdorojimo mechanizmai tolesniam naudojimui.

Kas yra branduolinio kuro atliekos

Tai kuro elementai. Juose yra branduolinio kuro ir kitų komponentų liekanų. Pramonės įmonės apdoroja medžiagą naudodamos specialius mechanizmus. Dėl to atliekos vėl virsta visaverčiu kuru, naudojamu bet kokio tipo branduoliniams įrenginiams (atominėms elektrinėms, povandeniniams laivams, pramonei) aptarnauti.

Visai kitoks vaizdas su branduolinėmis atliekomis. Šiandien nėra jų apdorojimo mechanizmo. Tiesą sakant, galimas tik perdirbimas. Tačiau šis procesas jau turi niuansų, kurių žmonija iki šiol nesugebėjo išspręsti.

Atliekų rūšys

Yra keletas tokių atliekų rūšių:

• sunku;
• skystis;
• branduolinių įrenginių elementai.

Kiekviena atliekų rūšis šalinamos savaip. Taigi, kietosios medžiagos sudeginamos, tada pelenai sumaišomi su cementu. Gautos plokštės laikomos specialiose saugyklose. Skysčiai išgarinami, supakuojami į tam skirtus konteinerius ir užkasami žemėje. Branduolinių įrenginių elementinių komponentų perdirbimo procesas yra daug sudėtingesnis.

Pasirodo, branduolinio kuro atliekos žmonijai daug naudingesnės? Būtent. Yra daug žmogaus veiklos sričių, kuriose naudojamos perdirbtos atliekos. Tai:

• ginklų pramonė;
• vaistas;
• Žemdirbystė;
• gamyba ir pan.

Visame pasaulyje galioja draudimas įvežti į šalį branduolines atliekas. Tačiau atsižvelgiant į jų šalinimo procesą, kyla natūralus klausimas: kur laikyti konteinerius su jais? Juk reikalingi tikrai dideli sklypai, kuriuos būtų galima panaudoti kaip atominės pramonės atliekų „kapines“.

Nepaisant galiojančių draudimų, daugelis „trečiojo pasaulio“ šalių sutinka skirti savo žemę atliekų konteineriams sutvarkyti. Natūralu, kad ne nemokamai. Kol kas toks lojalumas gelbsti situaciją, bet kas bus toliau, kai šios zonos bus tiesiog užpildytos iki galo?

Neįtikėtina, bet vis dar nėra šios problemos sprendimo. Nė vienos šalies mokslininkai dar nerado galimybių kitoms atliekoms šalinti, o tai kelia itin didelį nerimą ir kelia nerimą žmonijai. Tačiau šiuolaikiniai žmonės susieti su šia problema maždaug taip: „pakanka mano gyvenimui, ir tada tai ne mano rūpestis“. Absoliučiai trumparegiška ir neapgalvota, tačiau šiuo metu nėra įrankių, kaip pakeisti branduolinių atliekų šalinimo ir perdirbimo situaciją.

Branduolinio kuro saugojimo problemos

Nors branduolinio kuro šalinimas žmonijos pernelyg nesujaudina, kyla kitas klausimas: kaip saugiai ir patikimai laikyti atliekas? Panaudota medžiaga yra „regeneruojama“, tačiau prieš tai atliekos turi būti kažkur saugomos, atsiranda poreikis jas transportuoti. Visi šie procesai yra susiję su realia grėsme aplinkai ir, žinoma, žmogui.

1998 metais Rusijos valdžia inicijavo įstatymą, leidžiantį importuoti branduolinio kuro atliekas iš užsienio šalys. Tokį sprendimą deputatus paskatino galimybė gauti panaudotą kurą tolesniam jo perdirbimui Rusijoje ir eksploatacijai. Natūralu, kad žaliavų kaina būtų labai pelninga Rusijos Federacijos biudžetui. Kai kuriais skaičiavimais, atliekų gavimas tokiu būdu yra daug pigesnis nei nuosavo branduolinio kuro gamyba.

Tuo metu įstatymas nebuvo priimtas, tačiau vis dar vyksta aktyvios diskusijos dėl jo priėmimo tikslingumo. Viena vertus, tai yra ekonomiškai naudinga šaliai. Kita vertus, tam reikia organizuoti ir įrengti patikimas sandėliavimo patalpas, taip pat kompetentingą požiūrį į transportavimo procesus. Tai vieninteliai „ribotojai“, neleidžiantys apsispręsti tokiam žingsniui. Šalyje yra visi panaudoto branduolinio kuro perdirbimo įrenginiai.

Kol kas sprendimo šiuo klausimu laukiama. Tačiau tai galima laikyti teigiama tendencija. Nes malonu, kad valdantieji vis dėlto galvoja ne tik apie tokios įmonės pelningumą, bet ir apie galimas neigiamas pasekmes Rusijos gyventojams.

Iš pradžių PBK buvo perdirbtas tik plutoniui išgauti gaminant branduolinius ginklus. Šiuo metu ginklams skirto plutonio gamyba praktiškai nutraukta. Vėliau iškilo poreikis perdirbti kurą iš elektrinių reaktorių. Vienas iš elektrinių reaktorių kuro perdirbimo tikslų yra pakartotinis naudojimas kaip elektrinių reaktorių kuras, įskaitant MOX kuro dalį arba uždaro kuro ciklo (CFFC) įgyvendinimui. Iki 2025 metų planuojama sukurti didelio masto perdirbamąją radiocheminę gamyklą, kuri suteiks galimybę išspręsti tiek sandėliuojamo kuro, tiek iš esamų ir planuojamų atominių elektrinių iškraunamo panaudoto branduolinio kuro problemą. Železnogorsko GCC planuojama apdoroti tiek eksperimentiniame demonstravimo centre (ODC), tiek didelio masto PBK gamyboje iš slėginių vandens energijos reaktorių VVER-1000 ir didžiąją dalį atliekų iš kanalinio tipo reaktorių RBMK-1000. Regeneracijos produktai bus naudojami branduolinio kuro cikle, uranas – kuro gamyboje šiluminiams neutroniniams reaktoriams, plutonis (kartu su neptūnu) greitųjų neutronų reaktoriams, kurie pasižymi neutroninėmis savybėmis, suteikiančiomis galimybę efektyviai uždaryti branduolinio kuro ciklą. Tuo pačiu metu RBMK PBK perdirbimo greitis priklausys nuo regeneracijos produktų (tiek urano, tiek plutonio) paklausos branduolinio kuro cikle. Tokie požiūriai sudarė 2011 m. lapkritį patvirtintos Infrastruktūros kūrimo ir PBK valdymo 2011-2020 metų ir laikotarpio iki 2030 metų programos pagrindą.

Rusijoje Mayak gamybos asociacija, įkurta 1948 m., laikoma pirmąja įmone, galinčia perdirbti panaudotą branduolinį kurą. Kitos didelės radiochemijos gamyklos Rusijoje yra Sibiro chemijos kombinatas ir Železnogorsko kasybos ir chemijos kombinatas. Didelės radiochemijos gamybos įmonės veikia Anglijoje (Sellafield gamykla), Prancūzijoje (Cogema gamykla). (Anglų) rusų) ; gamyba planuojama Japonijoje (Rokkasho, 2010 m.), Kinijoje (Lanzhou, 2020 m.), Krasnojarske-26 (RT-2, 2020 m.). Jungtinės Valstijos atsisakė masinio iš reaktorių iškraunamo kuro perdirbimo ir saugo jį specialiose saugyklose.

Technologijos

Branduolinis kuras dažniausiai yra sandari talpykla, pagaminta iš cirkonio lydinio arba plieno, dažnai vadinama kuro elementu (FEL). Juose esantis uranas yra mažų oksido arba (daug rečiau) kitų karščiui atsparių urano junginių, tokių kaip urano nitridas, pavidalo. Skilus uranui, susidaro daug nestabilių kitų izotopų cheminiai elementai, įskaitant dujas. Saugos reikalavimai reglamentuoja kuro elemento sandarumą visą tarnavimo laiką, o visi šie skilimo produktai lieka kuro elemento viduje. Be skilimo produktų, reaktoriuje susidaro nemaži kiekiai urano-238, nedideli kiekiai nesudegusio urano-235 ir plutonio.

Perdirbimo uždavinys – sumažinti panaudoto branduolinio kuro radiacinį pavojų, saugiai šalinti nepanaudotus komponentus, izoliuoti naudingas medžiagas ir užtikrinti tolesnį jų naudojimą. Tam dažniausiai naudojami cheminio atskyrimo metodai. Dauguma paprasti metodai apdorojami tirpaluose, tačiau šie metodai suteikia didžiausias skaičius skystų radioaktyviųjų atliekų, todėl tokie būdai buvo populiarūs tik auštant branduolinis amžius. Šiuo metu ieškoma būdų, kaip sumažinti atliekų, geriausia kietųjų, kiekį. Juos lengviau išmesti stiklinant.

Visų šiuolaikinių panaudoto branduolinio kuro (PBK) perdirbimo technologinių schemų esmė yra gavybos procesai, dažniausiai vadinamasis Purex procesas (iš anglų k. Pu U Recovery EXtraction), kurį sudaro redukcinis plutonio pašalinimas iš plutonio. jungtinis ekstraktas su uranu ir skilimo produktais. Konkrečios apdorojimo schemos skiriasi naudojamų reagentų rinkiniu, atskirų technologinių etapų seka ir prietaisais.

Po perdirbimo atskirtas plutonis gali būti naudojamas kaip kuras, sumaišytas su urano oksidu. Degalams po pakankamai ilgos kampanijos beveik du trečdaliai plutonio yra Pu-239 ir Pu-241 izotopai, o maždaug trečdalis yra Pu-240, todėl jo negalima naudoti patikimiems ir nuspėjamiems branduoliniams užtaisams gaminti (240). izotopas yra teršalas).

Pastabos

1. Saugus pavojus (rusų k.). Aplink pasauli. vokrugsveta.ru (2003, liepa). Žiūrėta 2013 m. gruodžio 4 d.
2. A.V. Balikhinas. Apie panaudoto branduolinio kuro perdirbimo metodų būklę ir plėtros perspektyvas. (rusų k.) // Integruotas mineralinių žaliavų naudojimas. - 2018. - Nr. 1. - 71-87 p. - ISSN 2224-5243.
3. „Guardian“ infografija (flash).
4. Perdirbimo gamyklos, visame pasaulyje // Europos branduolinė draugija
5. Naudoto branduolinio kuro perdirbimas // Pasaulio branduolinė asociacija, 2013: „Pasaulio komercinis perdirbimo pajėgumas“
6. Panaudoto kuro perdirbimo būklė ir tendencijos // TATENA -TECDOC-1467, 2005 m. rugsėjo mėn. 52 psl. I Lentelė Buvę, esami ir planuojami perdirbimo pajėgumai m. pasaulis
7. JAV nori apdoroti SNF, „Ekspertas“ Nr. 11 (505) (2006 m. kovo 20 d.). Gauta 2013 m. gruodžio 4 d. „.. skirtingai nei Prancūzija, Rusija ir Vokietija, .. JAV .. mieliau palaidojo jį šalia savo Žaidimų centras Las Vegase, Nevadoje, kur iki šiol sukaupta daugiau nei 10 000 tonų apšvitinto kuro.
8. Plutonis „dega“ LWR(Anglų) (nuoroda nepasiekiama). - „Dabartinio perdirbto plutonio (kuro sudegimas 35–40 MWd/kg HM) skiliųjų medžiagų kiekis yra apie 65 %, likusi dalis yra daugiausia Pu-240.“. Gauta 2013 m. gruodžio 5 d. Suarchyvuota nuo originalo 2012 m. sausio 13 d.
9. MOX KURO VEIKSMAI IŠ NEPROLIFERAVIMO PROGRAMŲ . – 2011 m. vandens reaktoriaus kuro efektyvumo susitikimas Čengdu, Kinija, rugsėjo mėn. 2011 m. 11-14 d.

Vartojimo ekologija.Mokslas ir technologijos: Panaudotas branduolinis kuras yra ir labai pavojingos atliekos, kurių šalinimas itin brangus, ir tuo pačiu daugybės unikalių elementų bei izotopų šaltinis, kainuojantis gana didelius pinigus.

Atrodo gana įdomu suprasti panaudoto branduolinio kuro (PBK) ekonomiką. Žemėje yra nedaug dalykų, turinčių tokį sudėtingą ekonominį dvilypumą: PBK yra labai pavojingos atliekos, kurių šalinimas labai brangus, ir tuo pačiu metu yra daugybės unikalių elementų ir izotopų, kainuojančių gana didelius pinigus, šaltinis.

Šis dvilypumas lemia sunkų pasirinkimą ateities likimas PBK – daugelį dešimtmečių didžioji dauguma šalių su atominė energija jie negali nuspręsti, ar būtina panaudotą branduolinį kurą laidoti, ar jį perdirbti.

Šiame tekste kuo tiksliau pabandysiu apskaičiuoti PBK ūkio išlaidų ir pajamų dalį.

Vartojami terminai ir santrumpos:

Daliosios medžiagos (DM)- tikrasis branduolinis kuras, palaikantis dalijimosi grandininę reakciją (Pu239, U235, Pu241, U233). Tai, kas vadinama kuru, iš tikrųjų, be DM, paprastai turi ir kitų medžiagų – deguonies, urano 238 ir skilimo produktų.

skilimo produktai- skilimo elementai, susidarę iš DM dėl dalijimosi reakcijos. Paprastai radioaktyvieji izotopai yra nuo 70 iki 140 periodinės lentelės numerio.

PWR/VVER- labiausiai paplitęs branduolinių reaktorių tipas pasaulyje, kurių pirminėje grandinėje yra suslėgtas vanduo (ne verdantis), su terminiu neutronų spektru.

BN- kito tipo reaktoriai su greitu neutronų spektru ir natriu kaip aušinimo skystis.

CNFC- Branduolinio kuro ciklo uždarymas, perspektyvus būdas išplėsti branduolinės energetikos kuro bazę. Tai reiškia, kad naudojami BN arba BREST reaktoriai.

BRESTAS- kito tipo reaktoriai, turintys greitą neutronų spektrą ir švino aušinimo skystį, teoriškai saugesni už BN. Tokio reaktoriaus dar nepastatytas.

Debetas

PBK sąnaudos prasideda nuo AE operatoriaus, kai jis palieka reaktoriaus baseiną ir siunčiamas į sausą arba šlapią saugyklą. Čia ir toliau patogu visas sąnaudas perskaičiuoti į vieneto savikainą vienam kilogramui PBK sunkiųjų metalų, tačiau siuntimo į sausą saugyklą atveju tokios išlaidos svyruoja nuo 130 iki 300 USD už kg PBK ir daugiausia lemia savikaina. saugojimo konteinerių arba pastato, kuriame yra PBK. Iš šios sumos nuo 5 iki 30 dolerių tenka transporto operacijoms.

Tiesą sakant, šios sumos yra nereikšmingos. Kilogramas PBK, kai tai dar buvo kuras, pagamino (jei imsime PWR / VVER) nuo 400 iki 500 MWh elektros, kainuojančios kažkur 16 ... 50 tūkstančių dolerių, t.y. perkėlimas į laikinąją saugyklą nėra vertas net 1% pajamų iš atominės energijos gamybos.

Tačiau tarpinis saugojimas yra tam ir tarpinis, kad jis turėtų kažkokį tęsinį. Tai gali būti tiesioginis nepakitusio PBK šalinimas arba perdirbimas.

Žemiau yra lentelė, kurioje parodytas natūralaus urano poreikio sumažėjimas naudojant daliąsias medžiagas iš perdirbto kuro.

O dabar pažiūrėkime, ar panaudotame branduoliniame kure yra dar kas nors naudingo, kas galėtų pagerinti viso perdirbimo ekonomiką. Čia reikia prisiminti, kad urano ir plutonio skilimo produktai yra maždaug 70 izotopų iš 25 elementų. Kai kurie stabilūs ir radioaktyvūs nuklidai iš esmės yra komerciniai interesai.

Paladis. Kiekvienoje skilimo produktų tonoje yra maždaug 5% sudėtingos izotopinės sudėties paladžio. Tie. Iš kiekvienos tonos BN PBK, kurioje yra 100 kilogramų skilimo produktų, galima išgauti apie 5 kilogramus paladžio, o iš tonos VVER PBK – 800 gramų. Deja, paladis bus radioaktyvus dėl izotopo Pd-107 (apie 14 % visų PBK esančių paladžio izotopų), kurio pusinės eliminacijos laikas yra 6,5 ​​mln. metų, t.y. negaliu laukti, kol jis sugrius. Iš panaudoto branduolinio kuro išgaunamo paladžio savitasis aktyvumas bus apie 1,2 MBq/g – tai gana daug, NRB-99 nustato saugaus metinio tokio aktyvumo paladžio suvartojimo ribą – 1,45 gramo per metus.

Teoriškai, jei šis radioaktyvusis paladis bus pritaikytas (pavyzdžiui, kai kuriuose pramoniniuose katalizatoriuose) ir jo kaina lygi natūralaus kainai (~30 000 USD už kg!), tai paladis, išgautas iš panaudoto branduolinio kuro, sudarys 1-2 % panaudoto branduolinio kuro perdirbimo kainos.

Rodis. Kitas platinos grupės metalas. Iš tonos BN PBK bus galima išgauti 1,2 kg rodžio, iš tonos VVER PBK – apie 500 gramų. Ilgiausiai gyvuojantis radioaktyvusis izotopas yra Rh-102, kurio pusinės eliminacijos laikas yra 3,74 metų. Kažkur per 50 ekspozicijos metų rodžio radioaktyvumas sumažės iki verčių, po kurių jis gali būti laikomas neradioaktyviu. Rodžio kaina yra maždaug tokia pati (dabar net daugiau) nei paladžio, atitinkamai iš panaudoto branduolinio kuro išgaunamas rodis sudarys 0,3-0,5% perdirbimo išlaidų.

rutenis. Be liūdnai pagarsėjusio Ru-106, tarp skilimo produktų yra ir stabilių šio elemento izotopų. Pagal masę rutenio PBK yra maždaug 25% daugiau nei paladžio ir jis tampa neradioaktyvus (suskyrus pagrindiniam Ru-106 kiekiui) po maždaug 40 ekspozicijos metų. Deja, rutenio savikaina yra 6 kartus mažesnė nei paladžio, todėl parduodamas panaudoto branduolinio kuro perdirbimo kaštai taip pat prideda tik 0,2-0,4%.

sidabras. Tarp dalijimosi fragmentų jo dalis yra maždaug 0,8%. Tie. iš šios tonos fragmentų bus apie 8 kg. Jame yra du santykinai ilgaamžiai radioaktyvūs izotopai. Ag-110m, kurio pusinės eliminacijos laikas yra 250 dienų, ir Ag-108m, kurio pusinės eliminacijos laikas yra 418 metų. Antrasis izotopas susidaro palyginti maža išeiga. Likutinis aktyvumas po 30 senėjimo metų bus 2,9 μCi/g, šiek tiek didesnis nei natūralaus urano radioaktyvumas, bet panašus. Tinka techniniams tikslams, tačiau dėl santykinai mažų sąnaudų tai vargu ar ekonomiškai pagrįsta.

Ksenonas. Tai labiausiai paplitęs urano arba plutonio fragmentas – vien stabilūs izotopai sudaro apie 12% dalijimosi produktų masės. Nepaisant mažos kainos, palyginti su paladžiu ar ruteniu (~ 50 USD už kg), tai, kad ksenonas yra tauriosios dujos, daro jį įdomiu. Bet kokio panaudoto branduolinio kuro perdirbimo metu ksenonas išsiskiria dujiniu pavidalu, todėl jam gauti nereikia specialios radiochemijos, o tai drastiškai sumažina savikainą. Tačiau yra viena bėda – nors ir nėra ilgaamžių ksenono izotopų (gamtos dovana!), jį visada lydi kriptonas, kurio izotopas Kr-85 yra ilgaamžis radioaktyvus elementas.
Nepaisant to, kriogeninis distiliavimas gali padėti gauti gryną ksenoną, kuris šiandien vis labiau pritaikomas erdvėlaivių jonų svaidikliuose, anestezijoje ir kt. Nepaisant to, aš negalėjau rasti pėdsakų apie ksenono laikymo praktiką perdirbant panaudotą branduolinį kurą - paprastai jis tiesiog išmetamas į atmosferą.

Techniškai yra keletas kitų elementų, kurie ateityje gali būti svarbūs išgaunant iš panaudoto branduolinio kuro – pavyzdžiui, telūro. Tačiau dabartinė šių medžiagų kaina, kaip ir sidabro atveju, nepateisina jų išgavimo iš panaudoto branduolinio kuro.

Pasirodo tokia veiksmų gradacija – pigiausias būdas yra saugoti „tarpiniu būdu“, tačiau šis procesas rizikuoja užsitęsti (kaip tai vyksta JAV, kur buvo kalbama apie panaudoto branduolinio kuro nacionalinį laidojimą 40 metų) ir tapti reikšmingu bendros branduolinio kuro gyvavimo ciklo sąnaudų veiksniu. Išlaidų požiūriu geriausias greitas sprendimas – kuo greičiau panaudotą branduolinį kurą laidoti giluminėje geologijoje. Na, o jei yra vilties plėtoti branduolinę energetiką CNFC kryptimi, tai būtina plėtoti branduolinio kuro perdirbimą.

Beje, pažiūrėkite šaunų vaizdo įrašą apie Suomijos laidojimo vietos Onkalo tunelių betoninio kamščio sukūrimą ir bandymą.

Įdomus vaizdo įrašas atkeliavo iš Sibiro GCC studijos. MCC yra „Kasybos ir chemijos kombinatas“ netoli Krasnojarsko, kuris kadaise buvo ginklams tinkamo plutonio gamybos centras, o dabar specializuojasi panaudoto branduolinio kuro saugojimo ir perdirbimo srityse.

Priminsiu, kad panaudoto branduolinio kuro perdirbimas yra viena iš trijų pagrindinių uždarojo branduolinio kuro ciklo (CFFC) technologijų: (1) transmutacija / deginimas reaktoriuje, (2) naujų skiliųjų medžiagų išgavimas panaudoto branduolinio kuro perdirbimo metu, ir (3) naujo kuro gamyba 1 įrenginiui (tiesiog gaukite ciklą). Beje, jei jums tai visai neaišku, patariu perskaityti mano kur stengiausi kuo išsamiau paaiškinti.

Taigi nuo 2009 m. MKC buvo pastatytas objektų kompleksas:

Du RBMK sausos centralizuotos PBK saugyklos pastatai. Tai tik saugykla su panaudoto RBMK panaudoto branduolinio kuro kanistrais, kurie pamažu vėsta ir liks dar dešimtmečius. Jos užduotis – iškrauti vietoje esančias RBMK saugyklas, kurios netrukus bus pradėtos eksploatuoti. Šis PBK nebus perdirbamas – jame yra per mažai skiliųjų medžiagų likučių. Dviejuose pastatuose telpa 18 000 tonų RBMK PBK.




Vienas VVER-1000 PBK sausosios saugyklos pastatas ir degalų papildymo kompleksas iš VVER-1000 drėgnos saugyklos. Priminsiu, kad kuriant VVER-1000 iš karto buvo nuspręsta statyti centralizuotą, o ne vietoje PBK saugyklą, kuri MKC buvo pradėta eksploatuoti 1985 m. Ten yra 8000 tonų VVER-1000 panaudoto branduolinio kuro, o saugykla artėja prie užpildymo. Dabar sausas (pigesnis) saugojimas papildys pirmąjį




VVER-1000 PBK perdirbimo eksperimentinis demonstracinis centras. Jo našumas sieks 250 tonų per metus, tai maždaug prilygsta metiniam visų VVER-1000/1200 iškrovimui 2020 metais (dabar mažiau).

Būtent ši konstrukcija parodyta vaizdo įraše.

Kaina buvo paskelbta 75 + 30–35 milijardų rublių = 110–115 milijardų, o tai yra gana įdomu. Yra žinoma, kad RBMK SNF sausos saugyklos kainuoja 40 milijardų rublių, jei dar 30 milijardų įdėsime į VVER-1000 SNF sausą saugyklą su degalų papildymo įrenginiu, tada gautume 40+ milijardų rublių ODC kainą, kuri , žinoma, nėra pigu.

VVER-1000 PBK perdirbimo bandomasis ir demonstracinis centras įdomus tuo, kad jame bus naudojamos technologijos be išpilant skystas radioaktyviąsias atliekas (jų didžioji masė susidaro tirpstant kuro apvalkalui – Prancūzijos La Hagoje šie LRW yra išmetami, pavyzdžiui, į vandenyną) , o kietųjų radioaktyviųjų atliekų (tai yra skilimo ir struktūros aktyvavimo produktai) kiekis pagal tūrį yra ¼ tūrio, kurį užima perdirbtos kuro rinklės konteineryje, t.y. dėl to galutinio šalinimo reikia 4 kartus mažiau. Vis dar yra subtilybių su laikymo trukme – kurią kuro rinkelėms lemia smulkūs aktinidai ir technecis-99 – jei perdirbant panaudotą branduolinį kurą jie pašalinami ir specialiame reaktoriuje paverčiami trumpesnio gyvenimo trukme, tai vietoj šimtų. iš tūkstančių metų panaudoto branduolinio kuro saugojimo, gausime po perdirbimo likusių radioaktyviųjų atliekų saugojimo šimtmečius – sumažės beveik tūkstantį kartų.

„Rosenergoatom“ labai domisi šio komplekso statybomis – nuo ​​27 metų jis padengs visas panaudoto kuro saugojimo išlaidas, o be sauso sandėliavimo ir perdirbimo koncernui bus sunku.

Kasybos ir chemijos kombinato ODC taip pat dalyvaus uždarant branduolinio kuro ciklą - plutonis iš VVER-1000 panaudoto branduolinio kuro, kurio per metus bus tiekiama apie 2,5 tonos šviežio kuro BN-800 gamybai. (jei yra plyšimas pagal SUOP sutartį) arba BN-1200 (jei jis pastatytas).

Iš esmės tolimasis koncerno Rosenergoatom planas yra pastatyti 3-6 BN-1200 ir tokiu būdu apdoroti visą VVER PBK, gaunant kurą BN, o BN-1200 PBK perdirbti kurą VVER. į MOX. Dėl to paaiškėja, kad saugojimui naujų PBK nesusidaro, be to, sutaupoma 15-20% natūralaus urano. Tačiau šiam puošnumui reikia pastatyti dar didesnę panaudoto branduolinio kuro perdirbimo gamyklą, tarkime, už 1000 tonų per metus (būtent tiek dabar turi didžiausia pasaulyje gamykla Areva Hagoje. ) - tai taip pat yra planuose, bet čia supaprastinu - plėtros variantai yra daug technologinių sąsajų, taip pat yra pastebimai daugiau.

Išsamiau „Rosatom“ planus galite pamatyti šiose trijose skaidrėse: