Proprietarii brevetului RU 2560119:

Invenţia se referă la mijloace pentru prelucrarea combustibilului nuclear uzat (SNF). În metoda revendicată, tabletele de oxid de combustibil nuclear uzat distruse în timpul tăierii barelor de combustibil sunt supuse dizolvării atunci când sunt încălzite într-o soluție apoasă de azotat de fier (III) la un raport molar de fier și uraniu în combustibil egal cu 1,5-2,0:1. , precipitatul rezultat al sării bazice a fierului cu produșii de fisiune nedizolvați ai combustibilului nuclear se separă prin filtrare, iar peroxidul de uranil este precipitat din soluția slab acidă rezultată prin adăugarea succesivă a sării disodice a acidului etilendiaminotetraacetic la soluție cu agitare. Apoi, sistemul eterogen rezultat se menține cel puțin 30 de minute, iar după separare și spălare cu acid și apă, precipitatul de peroxid de uranil este supus reducerii în fază solidă când este încălzit prin tratarea acestuia. soluție alcalină hidrat de hidrazină în apă la un exces molar de hidrazină de 2-3 ori față de uraniu, urmată de separarea dioxidului de uraniu hidratat UO 2 2H 2 O obținut, spălându-l cu o soluție de HNO 3 cu o concentrație de 0,1 mol/l , apă și uscare. În acest caz, precipitatul de săruri bazice de fier cu produse de fisiune, lichidul mamă din etapa de precipitare a peroxidului cu resturile de produse de fisiune, deșeurile de soluții alcaline și de spălare sunt trimise la colectorul de deșeuri pentru prelucrarea lor ulterioară. Rezultatul tehnic este să crească siguranța mediuluiși reducerea cantității de deșeuri. 8 w.p. a zbura.

Invenția se referă la domeniul energiei nucleare, în special la reprocesarea combustibilului nuclear uzat (SNF), și poate fi utilizată în schema tehnologică de reprocesare, inclusiv a combustibilului MOX, de la extragerea cantităților rămase de U și Pu din SNF pentru prepararea noului combustibil este sarcina principală a unui ciclu închis al combustibilului nuclear, spre care este orientată industria nucleară a țării. În prezent, este relevant să se creeze și să se optimizeze tehnologii noi, cu conținut scăzut de deșeuri, sigure pentru mediu și viabile din punct de vedere economic, care să asigure reprocesarea combustibilului nuclear uzat atât din reactoarele cu neutroni rapidi care funcționează, cât și din generația a 3-a și a 4-a, care funcționează cu combustibil mixt uraniu-plutoniu ( Combustibil MOX).

Metode cunoscute de prelucrare a SNF folosind fluor sau compuși chimici care conțin fluor. Compușii volatili de fluor rezultați ai componentelor combustibilului nuclear trec în faza gazoasă și sunt îndepărtați prin distilare. În timpul fluorării, dioxidul de uraniu este transformat în UF 6 , care se evaporă relativ ușor, spre deosebire de plutoniu, care are o volatilitate mai mică. De obicei, atunci când SNF este reprocesat în acest mod, SNF este fluorurat, extragând din acesta nu tot uraniul conținut în el, ci doar cantitatea necesară a acestuia, separându-l astfel de restul combustibilului reprocesat. După aceea, modul de evaporare este schimbat și o anumită cantitate de plutoniu conținută în acesta este, de asemenea, îndepărtată din reziduul SNF sub formă de vapori.

[Brevet RF nr. 2230130, S22V 60/02, publ. 19.01.1976]

Dezavantajul acestei tehnologii este că această metodă de procesare a SNF utilizează compuși chimici gazoși, agresivi și toxici pentru mediu. Astfel, tehnologia este nesigură pentru mediu.

Una apropiată în esenţă de metoda revendicată este o metodă bine-cunoscută, declarată în brevetul US. RF Nr. 2403634, (G21C 19/44, publ. 11/10/2010), conform căruia regenerarea SNF include etapa de dizolvare a combustibilului într-o soluție de acid azotic, etapa de control al valenței electrolitice, cu reducerea Pu la starea trivalentă și păstrarea stării pentavalente a Np, etapa de extracție a agentului de extracție a uraniului hexavalent într-un solvent organic; o etapă de precipitare a acidului oxalic care are ca rezultat co-precipitarea actinidelor minore și a produselor de fisiune care rămân în soluția de acid azotic sub formă de precipitat de oxalat; o etapă de clorinare pentru a transforma precipitatul de oxalat în cloruri prin adăugarea de acid clorhidric la precipitatul de oxalat; o etapă de deshidratare pentru a produce cloruri anhidre sintetice prin deshidratarea clorurilor într-un curent de gaz argon; și o etapă de electroliză a sării topite de dizolvare a clorurilor anhidre în sarea topită și acumularea de uraniu, plutoniu și actinide minore la catod prin electroliză.

Dezavantajul acestei metode de reprocesare SNF este natura sa în mai multe etape și complexitatea implementării, deoarece include etape electrochimice, care consumă energie, necesită echipamente speciale și procesul temperatura ridicata, mai ales când se lucrează cu săruri topite.

Există, de asemenea, o metodă conform căreia combustibilul nuclear uzat este prelucrat pur pirochimic folosind o sare topită de uraniu sau plutoniu, după care componentele separate ale combustibilului nuclear sunt reutilizate. În prelucrarea pirochimică a SNF, se utilizează încălzirea sa prin inducție într-un creuzet și răcirea acestuia prin furnizarea unui lichid de răcire la creuzet.

[brevet RF nr. 2226725, G21C 19/46, publ. 19.01.2009]

Tehnologiile pirometalurgice nu duc la formarea de cantități mari de deșeuri radioactive lichide (LRW) și oferă, de asemenea, amplasarea compactă a echipamentelor, dar sunt foarte consumatoare de energie și complexe tehnologic.

Metodele de procesare SNF includ, de asemenea:

(1) o metodă care implică oxidarea uraniului cu clor gazos, oxizi de azot, dioxid de sulf într-un solvent aprotic dipolar sau amestecuri ale acestora cu un compus care conține clor [brevet RF nr. 2238600, G21F 9/28, publ. 27.04.2004];

(2) o metodă de dizolvare a materialelor care conțin uraniu metalic, inclusiv oxidarea uraniului metalic cu un amestec de tributil fosfat-kerosen care conține acid azotic [brevet US nr. 3288568, G21F 9/28, publ. 12/10/1966];

(3) un proces de dizolvare a uraniului, care implică oxidarea uraniului metalic cu o soluție de brom în acetat de etil cu căldură.

Dezavantajele acestor metode includ riscul crescut de incendiu al sistemelor și domeniul limitat de utilizare a acestora.

O tehnologie de reprocesare a SNF utilizată pe scară largă este procesul Purex (pe care l-am luat ca prototip), în care SNF care conține uraniu, plutoniu și produse de fisiune (FP) ale combustibilului nuclear este dizolvat în soluții de acid azotic puternic acide atunci când este încălzit la 60-80° C. Actinidele sunt apoi îndepărtate din soluția de acid azotic printr-o fază organică care conține tributil fosfat în kerosen sau alt solvent organic. Urmează etapele tehnologice asociate cu separarea uraniului și plutoniului și purificarea acestora din PD. Procesul Purex este descris, de exemplu, în The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements, a treia ediție, editată de Lester R. Morss, Norman M. Edelstein și Jean Fuger. 2006, Springer, pp. 841-844.

Procesul de reprocesare SNF specificat este în mai multe etape și se bazează pe utilizarea mediilor periculoase pentru mediu:

(1) acid azotic (6-8 mol/l) ca solvent SNF la 60-80°C și formând produși gazoși agresivi în timpul reacțiilor cu participarea acestuia;

(2) deoarece aciditatea soluției după terminarea dizolvării este de aproximativ 3,5 mol/l în acid azotic, acest lucru duce inevitabil la utilizarea extracției pentru extragerea U(Pu) cu solvenți organici;

(3) utilizarea solvenților organici, toxici, combustibili, inflamabili, explozivi și adesea instabili la radiații, duce la formarea unor volume mari de deșeuri împreună cu LRW apos (până la 7-12 tone la 1 tonă de SNF prelucrat).

Obiectivul prezentei invenţii este de a crea o tehnologie inovatoare, cu deşeuri reduse, sigură pentru mediu şi viabilă din punct de vedere economic pentru procesarea combustibilului uzat.

Problema este rezolvată prin utilizarea unei noi metode de prelucrare a combustibilului nuclear uzat, care se caracterizează prin faptul că peletele de combustibil nuclear uzat de oxid distruse în timpul tăierii barelor de combustibil sunt supuse dizolvării atunci când sunt încălzite într-o soluție apoasă de nitrat de fier(III) la un raport molar dintre fier și uraniu în combustibil egal cu 1,5-2, 0:1, precipitatul rezultat al sării bazice de fier cu produșii de fisiune nedizolvați ai combustibilului nuclear este separat prin filtrare, iar peroxidul de uranil este precipitat din acidul slab rezultat. soluție care conține în principal azotat de uranil prin adăugarea succesivă la soluție cu agitare a sării disodice a acidului etilendiaminotetraacetic într-un exces molar față de uraniu, egal cu 10% și soluție de peroxid de hidrogen 30%, luată într-un exces molar de 1,5-2 ori față de uraniu, la o temperatură care nu depășește 20°C, sistemul eterogen rezultat se menține cel puțin 30 de minute și după separare și spălare cu acid și apă, precipitatul de peroxid de uranil este supus în fază solidă. reducerea la încălzire prin tratarea acesteia cu o soluție alcalină de hidrat de hidrazină în apă la un exces molar de hidrazină de 2-3 ori față de uraniu, urmată de separarea dioxidului de uraniu hidratat rezultat UO 2 2H 2 O, spălând-o cu o soluție de HNO 3 cu o concentrație de 0,1 mol/l, apă și uscare, în timp ce precipitatul de săruri bazice de fier cu produse de fisiune, lichidul-mamă din etapa de precipitare a peroxidului cu resturile de produse de fisiune, deșeurile alcaline și soluțiile de spălare sunt trimise la colectorul de deşeuri pentru prelucrarea ulterioară a acestora.

De obicei, dizolvarea SNF este efectuată în intervalul de temperatură de 60-90°C timp de nu mai mult de 5-10 ore utilizând o soluție apoasă de azotat de fier (III) cu un pH de 0,2 până la 1,0.

Se recomandă spălarea peroxidului de uranil izolat cu o soluție de HNO 3 cu o concentrație de 0,05 mol/l, iar reducerea sa în fază solidă trebuie efectuată cu o soluție apoasă 10% de hidrat de hidrazină la pH 10 la 60-90. °C timp de 10-15 ore.

De preferinţă, uscarea dioxidului de uraniu hidratat se realizează la 60-90°C.

Este posibil să se efectueze procesul în două aparate bifuncționale conectate în serie, a căror proiectare prevede prezența unei unități de filtrare și posibilitatea de a schimba orientarea spațială a aparatelor cu 180°, primul fiind utilizat pentru dizolvare și colectarea deșeurilor de proces, iar al doilea pentru precipitarea peroxidului de uraniu, reducerea în fază solidă și produsul țintă de izolare.

Rezultatul tehnic al metodei este obținut prin faptul că, în toate etapele procesării combustibilului uzat, componentele combustibilului (UO 2 cu un conținut de până la 5% în greutate 239 Pu) - U (Pu), dizolvarea (nitrat de fier) , reactivii de precipitare (peroxid de hidrogen) și de reducere sunt în diferite faze potrivite pentru separarea lor ulterioară. În stadiul de dizolvare, uraniul intră în soluție, iar cea mai mare parte a reactivului de dizolvare este eliberată sub formă de compus solid. În stadiul de precipitare a peroxidului și a transformării sale reductive în fază solidă în dioxid de uraniu, produsul țintă este în formă solidă și este ușor separat de faza lichidă.

Metoda propusă se realizează după cum urmează.

Tabletele de dioxid de uraniu (UO 2 care conțin până la 5% în greutate 239 Pu) distruse în timpul tăierii barelor de combustibil sunt scufundate în apă care conține azotat de fier (III) și dizolvate când sunt încălzite la 60-90°C. Se separă soluția rezultată care conține U(Pu) și pulpa sării bazice de fier formată în timpul dizolvării. După îndepărtarea soluției cu U(Pu), precipitatul sării principale de fier - sare de fier cu PD - Mo, Tc și Ru (~95%) și parțial Nd, Zr și Pd (~50%) - rămâne în colectorul de deşeuri.

La soluția separată se adaugă peroxid de hidrogen cu U(Pu), iar peroxidul de uranil este precipitat la temperatura camerei, cu care se co-precipită și plutoniul; PD și azotatul de Fe(III) sunt trimise la un colector de deșeuri cu un precipitat de bazică. sare. Soluția de spălare a precipitatului de peroxid amestecat este trimisă și la colectorul de deșeuri. Mai mult, reducerea în fază solidă a peroxidului format este efectuată după introducerea hidratului de hidrazină cu agitare cu un curent de azot la 80-90°C şi se obţine dioxid de U(Pu) hidratat. Soluția alcalină separată este transportată la un colector de deșeuri. Precipitatul de dioxid se spală cu un volum mic de 0,1 M HNO 3 , apoi cu apă distilată, care sunt totodată trimise la colectorul de deșeuri. Produsul țintă rezultat este uscat într-un curent de azot încălzit la 60-90°C și descărcat din aparat.

Soluțiile-deșeuri apoase slab acide și ușor alcaline, care sunt colectate în timpul prelucrării SNF în colectorul de deșeuri, sunt îndepărtate prin evaporare, iar fierul conținut în acestea este precipitat sub formă de hidroxid împreună cu cationi de 2-, 3- , și PD 4-valent. Produsul solid al compușilor de fier cu PD inclus în faza lor este singurul deșeu din metoda propusă de prelucrare a SNF. Apa evaporată poate fi condensată și returnată, dacă este necesar, în proces.

Reprocesarea SNF poate fi efectuată într-un mod bifuncțional aparate speciale(dispozitive), al căror design prevede prezența unei unități de filtrare (UF), a unei cămașe capabile să furnizeze un agent de răcire și să efectueze procesul de dizolvare la o temperatură ≤90°C în amestecul de reacție și capacitatea de a modificați orientarea spațială a aparatului cu 180°.

Procesul se desfășoară, de regulă, în două dispozitive bifuncționale conectate în serie, după cum urmează.

Când unitatea de filtrare a dispozitivului se află în partea superioară, dispozitivul este proiectat să dizolve SNF. Soluția rezultată care conține U(Pu) și suspensia sării bazice de fier formată în timpul dizolvării SNF sunt separate. Pentru a face acest lucru, dispozitivul este rotit cu 180°, în timp ce UV este în partea de jos. Filtrarea se realizează prin aplicarea unei presiuni în exces la volumul intern al aparatului sau prin conectarea acestuia la o linie de vid. După filtrarea și îndepărtarea soluției cu U(Pu), dispozitivul cu un precipitat de sare de fier și PD (Mo, Tc și Ru (~95%) și parțial Nd, Zr și Pd (~50%)) este rotit prin 180° în poziția în care UV este situat în partea superioară, iar apoi dispozitivul îndeplinește funcția de colectare a soluțiilor reziduale.

Soluția filtrată cu U(Pu) este introdusă în cel de-al doilea aparat cu același design într-o poziție în care UV este situat în partea de sus a aparatului. La soluție se adaugă peroxid de hidrogen, iar peroxidul de U(Pu) este precipitat la temperatura camerei. După ce depunerea este finalizată, dispozitivul este rotit cu 180° și separare prin filtrare prin partea de jos a aparatului. Peroxidul rezultat rămâne pe filtrul din aparat, iar lichidul mamă cu PD dizolvat (factor de purificare de aproximativ 1000) și azotat de Fe(III) rezidual este trimis la primul aparat cu un precipitat de sare bazică, care a devenit un deșeu. colector.

Dispozitivul este inversat în poziție cu UV în partea de sus și precipitatul de peroxid din filtrul din aparat este spălat cu o cantitate mică de apă care conține hidrat de hidrazină pentru a forma o suspensie în care peroxidul este transformat în dioxid de U(Pu) hidratat. la 80-90°C prin reducerea în fază solidă cu hidrazină.

După finalizarea reducerii în fază solidă și obținând dioxid de U(Pu) hidratat, aparatul este transferat într-o poziție în care îndeplinește funcția de filtrare. Soluția alcalină separată este trimisă la primul aparat cu un sediment de sare bazică, care a devenit colector de deșeuri. Precipitatul de dioxid se spală cu un volum mic de 0,1 M HNO 3 , apoi cu apă distilată, care sunt totodată trimise la colectorul de deșeuri. Dispozitivul cu precipitatul de U(Pu)O 2 ·nH 2 O hidratat este rotit cu 180° în pozițiile în care UV este situat în partea de sus. Mai mult, produsul țintă este uscat în aparat la 60-90°C prin furnizarea unui curent de azot, iar după terminarea uscării, preparatul este descărcat din aparat.

Exemplele de mai jos ilustrează eficiența utilizării soluțiilor apoase slab acide de azotat (clorură) de Fe(III) pentru dizolvarea oxidului SNF cu separarea simultană a U(Pu) în această etapă dintr-o parte a PD, urmată de separarea lor de reziduurile de PD în timpul precipitarea peroxidului de U(Pu) din soluția rezultată . Transformarea reductivă suplimentară în fază solidă a peroxidului, mai întâi în dioxid de U(Pu) hidratat și apoi în dioxid cristalin, crește eficiența metodei propuse.

O probă sub formă de pulbere de dioxid de uraniu (238+235 UO2) a fost calcinată preliminar la 850°C într-o atmosferă de argon cu 20% conţinut de hidrogen timp de 8 ore.

Tabletele sau pulberea de combustibil nuclear ceramic care conțin uraniu și 5% în greutate plutoniu, cântărind 132 g, se scufundă într-o soluție apoasă de azotat de fier (III) cu un volum de 1 l cu un pH de cel puțin 0,2 la o concentrație de Fe (NO 3) 3 în apă de la 50 până la 300 g / l și se dizolvă când este încălzit la 60-90 ° C la un raport molar de Fe (III) la combustibil de 1,5 la 1.

Se controlează valoarea pH-ului și conținutul de uraniu din soluție și se continuă dizolvarea tabletelor până când conținutul de uraniu din probele selectate succesiv nu se modifică. Ca rezultat al procesului de dizolvare, se obține o soluție care conține predominant nitrat de uranil și care are o valoare a pH-ului ≤ 2 și un precipitat de sare bazică de fier. Nu durează mai mult de 5-7 ore pentru dizolvarea cantitativă a probelor prelevate.

Soluția de nitrat rezultată este separată de pulpă prin filtrare, de exemplu, folosind un filtru cermet. Sedimentul sării bazice de fier rămase pe filtru este spălat cu apă și trimis la colectorul de deșeuri împreună cu apa de spălare.

La o soluție ușor acidă de nitrat de uranil separat la o temperatură ≤20°C, se adaugă 60 ml dintr-o soluție 10% de sare de sodiu disubstituită a EDTA (Trilon-B), se agită timp de 10 minute. Un compus complex alb de uranil precipită în soluție.

Cu agitare, la suspensia rezultată se adaugă 300 ml dintr-o soluție 30% de peroxid de hidrogen (H 2 O 2) în porții de 50 ml cu un interval de 1-1,5 min, tot la o temperatură ≤20 ° C pentru a se obține peroxid de uranil, cu care co-precipită și cantitativ plutoniul.

Precipitatul de peroxid de uranil este separat prin filtrare din lichidul mamă, care este trimis la colectorul de deșeuri. Precipitatul se spală cu 0,25 l de 0,05 M HNO3, soluția de spălare este trimisă la colectorul de deșeuri.

Precipitatul spălat de peroxid de uranil este mai întâi transferat într-o suspensie cu o soluție apoasă alcalină 10% de hidrat de hidrazină în apă, soluția având o valoare a pH-ului de ~10.

După agitarea şi încălzirea suspensiei la 80°C, peroxidul de uranil se transformă în dioxid de UO2·H20 hidratat în timpul reducerii în fază solidă a U(VI) cu hidrazină la U(IV).

Controlul asupra procesului de reducere a U(VI) la U(IV) se realizează prin prelevarea periodică de probe a suspensiilor care conțin cel mult 50 mg suspensie solidă. Precipitatul se dizolvă într-un amestec de HCI 4M cu HF 0,1M, se înregistrează primul spectru al soluției. Soluția este apoi tratată cu amalgam și se înregistrează un al doilea spectru al acestei soluții. În acest caz, tot uraniul din soluție trebuie redus complet la U(IV). Astfel, dacă primul și al doilea spectru coincid, atunci procesul de reducere în fază solidă este finalizat. În caz contrar, se continuă procedura de transformare a peroxidului în dioxid de uraniu. Procesul se finalizează în 10-15 ore.

Dioxidul de uraniu hidratat rezultat se separă prin filtrare din soluția alcalină (volum ~0,6 l), soluția este trimisă la colectorul de deșeuri. Precipitatul de dioxid de uraniu hidratat se spală pe filtru cu 0,25 l de HNO 3 0,1 M pentru a neutraliza alcalii rămase în volumul precipitatului, apoi cu același volum de apă pentru a îndepărta urmele de acid din volumul precipitatului cu controlul pH-ului. ultima apa de spalare. Soluțiile de spălare sunt trimise la colectorul de deșeuri.

Rezultatele analizelor alcoolului mamă și a peroxidului de uraniu indică faptul că gradul de precipitare a uraniului nu este mai mic de 99,5%, iar conținutul de fier din peroxidul separat nu depășește 0,02% în greutate.

Precipitatul de peroxid de uraniu, spălat din urme de alcali, este uscat, de exemplu, cu un curent de azot încălzit la 60-90°C, și descărcat din aparat sub formă de pulbere.

Rezultatul este nu mai puțin de 131,3 g de dioxid de uraniu.

În soluțiile apoase ușor alcaline colectate în colectorul de deșeuri, reziduurile de fier sunt eliberate sub formă de hidroxid amorf. Suspensia eterogenă este evaporată și se obține îndepărtarea aproape completă a apei. Produsul solid umed sau uscat, care este în principal compuși de fier, este singurul deșeu în metoda revendicată de prelucrare a combustibilului cu oxid ceramic, folosind soluții de azotat de fier (III).

Metoda propusă face posibilă simplificarea procesării combustibilului nuclear uzat și excluderea formării LRW în comparație cu procesul Purex.

Noi semnificative și semne distinctive ale metodei propuse (în comparație cu prototipul) sunt:

Utilizarea soluțiilor apoase slab acide de azotat de Fe(III) pentru dizolvarea oxidului SNF, care nu au fost utilizate anterior pentru aceasta. Fără o deteriorare semnificativă a puterii de dizolvare, azotatul de fier poate fi înlocuit cu clorură de Fe(III);

Spre deosebire de prototip, nu există o etapă specială cu introducerea sulfatului feros în sistem pentru a restaura Pu(IV) în Pu(III). În metoda revendicată, atunci când oxidul de uraniu și combustibilul amestecat sunt dizolvate, uraniul (IV) este oxidat de Fe (III) la uraniu (VI), iar cationii de Fe (II) rezultați reduc Pu (IV) la Pu (III), iar actinidele trec cantitativ în soluție sub formă de nitrați;

În metoda revendicată, nu este necesară introducerea de acid pentru a dizolva SNF, deoarece mediul utilizat are o aciditate datorată hidrolizei azotatului de fier(III) și, în funcție de concentrația acestuia de la 50 la 300 g/l, pH-ul valoarea variază de la 1 la 0,3;

În metoda propusă, după dizolvarea combustibilului, aciditatea soluțiilor rezultate va fi ≤0,1 M (pentru uraniu 100-300 g/l), în timp ce în procesul Purex se formează soluții puternic acide ~3M de HNO 3 , ceea ce duce inevitabil la extracția și formarea unei cantități mari de LRW organic și apos;

Aciditatea scăzută după dizolvarea SNF conform metodei revendicate face posibilă refuzarea extracției componentelor combustibilului cu soluții organice, simplificarea organizării procesului de prelucrare a SNF și eliminarea LRW în comparație cu tehnologia procesului Purex;

În metoda propusă, procesul de dizolvare a combustibilului se finalizează prin obținerea unei soluții care conține U(Pu) și un precipitat de sare principală a fierului, în cantitate de ~50% din conținutul inițial de azotat de fier(III);

Produșii de fisiune, cum ar fi Mo, Tc și Ru (~95%) și parțial din Nd, Zr și Pd (~50%), sunt separați de uraniu deja în stadiul de dizolvare a SNF și sunt concentrați în precipitatul format de sarea de fier de bază. Acesta este, de asemenea, un avantaj al metodei propuse de dizolvare a SNF în comparație cu procesul Purex;

În soluțiile slab acide utilizate, materialele structurale ale învelișului barei de combustibil și fazele formate din FP în matricea SNF sub formă de incluziuni metalice ușoare (Ru, Rh, Mo, Tc, Nb) și ceramice gri (Rb, Cs, Ba, Zr, Mo) nu se dizolvă. Prin urmare, cele slab acide vor fi mai puțin contaminate cu componente de înveliș dizolvate și PD, spre deosebire de 6–8 M HNO 3 în procesul Purex;

Aciditatea ≤0,1 M soluțiile obținute cu o concentrație de uraniu 100-300 g/l este optimă pentru depunerea peroxizilor de uraniu(VI) și plutoniu(IV). Peroxidul de hidrogen este preferat deoarece transformă uraniul în starea U(VI), care este necesară pentru precipitarea cantitativă;

Precipitarea peroxidului de U(Pu) din soluție are ca rezultat separarea cantitativă a U din aproape toate reziduurile de PD și fier prezente în soluție (factor de purificare ~1000);

O soluție nouă și originală în metoda propusă este procesul de reducere în fază solidă într-o suspensie apoasă de peroxid de U(Pu) cu hidrat de hidrazină la 90°C până la U(Pu)O 2 × nH 2 O hidratat, urmată de uscare. produsul tinta la 60-90°C si descarcarea din aparat

Soluțiile de deșeuri apoase slab acide și ușor alcaline acumulate în timpul procesării SNF în colectorul de deșeuri sunt îndepărtate în timpul evaporării, iar fierul conținut în acestea precipită sub formă de hidroxid împreună cu cationi PD 2-, 3- și 4-valenti. Produsul solid al compușilor de fier cu inclus în faza lor PD este singurul deșeu în metoda propusă de prelucrare a oxidului SNF.

1. Metodă de reprocesare a combustibilului nuclear uzat, caracterizată prin aceea că tabletele de oxid de combustibil nuclear uzat distruse în timpul tăierii barelor de combustibil sunt supuse dizolvării atunci când sunt încălzite într-o soluție apoasă de azotat de fier (III) la un raport molar de fier și uraniu în combustibil egal cu 1,5-2,0:1, precipitatul rezultat al sării bazice de fier cu produșii de fisiune nedizolvați ai combustibilului nuclear este separat prin filtrare, iar peroxidul de uranil este precipitat din soluția slab acidă rezultată, care conține în principal azotat de uranil, prin alimentarea secvențială în soluția cu agitare a sării disodice a acidului etilendiaminotetraacetic într-un exces molar față de uraniu egal cu 10% și soluție de peroxid de hidrogen 30%, luată într-un exces molar de 1,5-2 ori față de uraniu, la o temperatură care să nu depășească 20 °C, sistemul heterogen rezultat se menține cel puțin 30 de minute și după separare și spălare cu acid și apă precipitatul de peroxid de uranil este supus reducerii în stare solidă când este încălzit. tratarea acestuia cu o soluție alcalină de hidrat de hidrazină în apă la un exces molar de hidrazină de 2-3 ori față de uraniu, urmată de separarea dioxidului de uraniu hidratat rezultat UO 2 2H 2 O, spălându-l cu o soluție de HNO 3 cu o concentrație de 0,1 mol/l, apă și uscare, în timp ce precipitatul de săruri bazice de fier cu produse de fisiune, lichidul-mamă din etapa de precipitare a peroxidului cu resturi de produse de fisiune, deșeuri alcaline și soluții de spălare sunt trimise la deșeuri. colector pentru prelucrarea lor ulterioară.

2. Metodă de prelucrare a combustibilului nuclear uzat conform revendicării 1, caracterizată prin aceea că dizolvarea combustibilului nuclear uzat se realizează la 60-90°C.

3. Metodă de prelucrare a combustibilului nuclear uzat conform revendicării 1, caracterizată prin aceea că, pentru dizolvarea combustibilului, se utilizează o soluţie apoasă de azotat de fier (III) cu o valoare a pH-ului de 0,2 până la 1,0.

4. Metodă de prelucrare a combustibilului nuclear uzat conform revendicării 1, caracterizată prin aceea că dizolvarea combustibilului nuclear uzat se efectuează timp de cel mult 5-10 ore.

5. Metodă de prelucrare a combustibilului nuclear uzat conform revendicării 1, caracterizată prin aceea că precipitatul de peroxid de uranil este spălat cu o soluţie de HN03 cu o concentraţie de 0,05 mol/l.

6. Metodă de prelucrare a combustibilului nuclear uzat conform revendicării 1, caracterizată prin aceea că reducerea în fază solidă se realizează cu o soluţie apoasă 10% de hidrat de hidrazină la pH 10.

7. Metodă de prelucrare a combustibilului nuclear uzat conform revendicării 1, caracterizată prin aceea că reducerea în fază solidă se realizează la 60-90°C timp de 10-15 ore.

8. Procedeu de prelucrare a combustibilului nuclear uzat conform revendicării 1, caracterizat prin aceea că uscarea dioxidului de uraniu hidratat se realizează la 60-90°C.

9. Metoda de prelucrare a combustibilului nuclear uzat în conformitate cu oricare dintre paragrafele. 1-8, caracterizat prin aceea că procesul se desfășoară în două aparate bifuncționale conectate în serie, a căror proiectare prevede prezența unei unități de filtrare și posibilitatea de a modifica orientarea spațială a aparatelor cu 180 °, primul dintre care este folosit pentru a dizolva și colecta deșeurile de proces, iar al doilea pentru a precipita peroxidul de uranil, reducerea sa în fază solidă și izolarea produsului țintă.

Brevete similare:

Invenția se referă la domeniul ecologiei radiațiilor și biogeochimiei și este destinată concentrației de Th din apa de mareși determinarea conținutului acestuia, care poate fi folosit pentru a măsura viteza proceselor de sedimentare în apele marine.

Invenția revendicată se referă la inginerie nucleară și poate fi utilizată la eliminarea, eliminarea și remanufacturarea produselor din beriliu iradiate, cum ar fi, de exemplu, un reflector de neutroni pentru energie nucleară și termică. reactoare nucleare.

Invenția se referă la industria nucleară, și anume la dispozitive pentru dizolvarea cu jet și erodarea sedimentelor acumulate la fundul rezervoarelor de depozitare a deșeurilor radioactive de orice nivel de activitate, transferul fazei solide insolubile a sedimentului în stare suspendată și distribuirea soluție și suspensie din rezervor.

Invenția se referă la industria nucleară în ceea ce privește prelucrarea deșeurilor radioactive, și anume la dispozitive pentru o eliberare mai completă a rezervoarelor de stocare din precipitațiile radioactive și poate fi utilizată în industria chimică, petrochimică și în alte industrii.

Invenţia revendicată se referă la metode de prelucrare a deşeurilor radioactive, şi anume la purificarea platinei sub formă de resturi de echipamente tehnologice, putând fi utilizată pentru purificarea platinei secundare de contaminarea radioactivă cu plutoniu.

Invenția se referă la industria nucleară și poate fi utilizată pentru decontaminarea suprafețelor interne și externe ale echipamentelor. În invenția revendicată, echipamentul decontaminat este plasat într-o soluție de decontaminare și expus la vibrații ultrasonice, în timp ce vibrațiile sunt excitate în întregul volum al echipamentului prin asigurarea unui contact acustic dur al suprafeței echipamentului cu emițători acustici de ultrasunete, iar vibrațiile sunt excitat sub formă de impulsuri cu o frecvență de umplere corespunzătoare frecvenței de rezonanță a echipamentului încărcat pentru emițător.

SUBSTANȚA: grupul de invenții se referă la metode de eliminare a radionuclizilor cu viață lungă, inclusiv izotopii elementelor transuraniului. Metoda revendicată include scufundarea a cel puţin unei capsule de combustibil într-un puţ format în formaţiuni geologice.

Invenția se referă la inginerie și tehnologie nucleară, la decontaminare diverse materiale contaminate cu radionuclizi. În metoda revendicată, decontaminarea se realizează în două etape: în prima etapă, aburul activat de reactivi chimici este alimentat în camera de decontaminare încălzită la 110°C cu materiale contaminate, în a doua etapă, camera de dezactivare este răcită și materialul dezactivat este tratat cu soluții de solvenți organici și agenți de complexare într-un mediu de gaze lichefiate sau solvenți cu punct de fierbere scăzut.

Invenţia se referă la produse de uz extern ca detergent decontaminant pentru curăţarea pielii umane şi suprafata exterioara echipamente de contaminare radioactivă. Un detergent de decontaminare este descris cu următoarea compoziție: rășină schimbătoare de ioni Ku-1 5-20%, rășină schimbătoare de ioni Ku-2-8chs 5-20%, rășină schimbătoare de ioni An-31 3-10%, rășină schimbătoare de ioni EDE-10P rășină 3-10%, detergent pudră sintetică 60-84%. EFECT: creșterea eficienței detergentului decontaminant prin creșterea sorbției diferiților radionuclizi.

Invenţia se referă la mijloace de detritus. Dispozitivul revendicat conţine un cuptor (1) pentru topirea deşeurilor tritiate, în timp ce cuptorul menţionat conţine un cuptor pentru primirea deşeurilor tritiate şi un dispozitiv de barbotare pentru introducerea în cuptor a gazului barbotant hidrogenat în timpul topirii şi procesării deşeurilor tritiate în cuptor. Dispozitivul mai conţine un reactor catalitic (2) cu membrană cu patru poli pentru prelucrarea gazului rezultat din topirea şi prelucrarea deşeurilor tritiate în cuptor; în timp ce reactorul menționat conține o membrană pentru separarea a două fluxuri de gaz, permeabilă la izotopii de hidrogen. Dispozitivul revendicat este prevăzut pentru utilizare în metoda revendicată de detritus. Rezultatul tehnic este de a preveni producerea de apă cu tritiu la finalizarea procesului detritic. 2 n. și 9 z.p. f-ly, 4 ill., 1 pr.

Invenţia se referă la o metodă de prelucrare a deşeurilor radioactive solide generate în timpul prelucrării combustibilului nuclear din reactoare cu apă sub presiune şi reactoare RBMK. Metoda constă în clorarea deșeurilor cu clor molecular la o temperatură de 400-500°C și separarea produselor rezultate, în timp ce cenușa și produsele filtrate asemănătoare prafului sunt trimise la procesul Purex, amestecul gazos este tratat cu hidrogen la un temperatura de 450-550 pentru îndepărtarea niobiului și a altor elemente de aliere.°C și trecută printr-un filtru ceramic încălzit la 500-550°C, tetraclorura de zirconiu purificată se cristalizează într-un condensator la o temperatură care nu depășește 150°C. Invenția asigură reducerea la minimum a volumului și transferul mai multor deșeuri radioactive către categorii mai sigure, precum și o reducere a costurilor asociate cu eliminarea deșeurilor. 1 z.p. f-ly, 1 ill., 1 tab.

Invenția se referă la tehnologia uraniului, în legătură cu funcționarea instalațiilor de separare a izotopilor de uraniu, și poate fi utilizată pentru curățarea diferitelor suprafețe metalice care funcționează într-un mediu de hexafluorură de uraniu de depozitele nevolatile de uraniu. O metodă de curățare a suprafețelor metalice din depozitele de uraniu include tratarea suprafețelor cu reactivi de fluorurare gazoși care conțin ClF3 și F2 într-un raport de masă de (1,7÷3,6):1, în condiții de proces dinamic, prin circulația gazelor prin depozitele de uraniu și un strat de fluorură de sodiu. , încălzit la 185-225°C. EFECT: invenția asigură intensificarea procesului de fluorurare, extracția selectivă a hexafluorurii de uraniu din gaz și excluderea formării de produse de reacție corozive și ușor de condensare. 1 ex., 1 filă.

Invenția se referă la industria nucleară. O metodă de manipulare a grafitului de reactor dintr-un reactor de uraniu-grafit oprit include o probă din zidăria reactorului. Bucățile mari de grafit sunt zdrobite mecanic. Piesele zdrobite sunt plasate într-un reactor chimic cu plasmă ca electrozi consumabili. Materialul electrozilor consumabili este evaporat. Un agent oxidant este introdus în regiunea plasmei la temperatură joasă. Produșii reacției plasma-chimice sunt stinși. Produșii de reacție sunt concentrați pe pereții reactorului. Produșii gazoși de reacție sunt îndepărtați din reactor. O parte din fluxul de gaz este în buclă și alimentată împreună cu oxidantul în reactor. Produșii gazoși de reacție, cu excepția oxizilor de carbon, sunt colectați cu un scruber. Oxizii de carbon sunt transferați în faza lichidă și trimiși pentru eliminare ulterioară. Reziduul solid de cenușă este îndepărtat din reactorul chimic cu plasmă. EFECT: invenția face posibilă purificarea grafitului radioactiv din produse de fisiune și activare pentru depozitare în siguranță în continuare. 4 w.p. f-ly, 2 ill.

Invenţia se referă la o metodă de stabilizare chimică a unui compus de carbură de uraniu şi la un dispozitiv pentru implementarea metodei. Metoda include următoarele etape: etapa de ridicare a temperaturii în interiorul camerei menţionate la o temperatură de oxidare a compusului de carbură de uraniu menţionat în intervalul de aproximativ 380°C până la 550°C, în care un gaz inert intră în camera respectivă; o etapă de tratare prin oxidare izotermă la temperatura de oxidare menţionată, camera menţionată fiind sub o presiune parţială de O2; etapa de monitorizare a finalizării stabilizării compusului menționat, care cuprinde monitorizarea cantității de oxigen molecular absorbit și/sau dioxid de carbon sau dioxid de carbon emis sau monoxid de carbon până la valoarea setată de intrare a cantității specificate de oxigen molecular, valoarea pragului minim din cantitatea specificată de dioxid de carbon sau valorile minime ale pragului de dioxid de carbon și monoxid de carbon sunt atinse de carbon. Rezultatul tehnic este posibilitatea unei soluții sigure, fiabile, controlate și accelerate la problema complexă a stabilizării compușilor de carbură de uraniu cu formula UCx + yC, unde numărul x poate fi mai mare sau egal cu 1, iar numărul real y este mai mare decât zero. 2 n. și 11 z.p. f-ly, 8 ill.

SUBSTANȚĂ: grupul de invenții se referă la o metodă și un dispozitiv pentru reducerea conținutului de material radioactiv dintr-un obiect care conține material radioactiv la un nivel care este sigur pentru mediu. Metoda de reducere a conținutului de material radioactiv dintr-un obiect care conține material radioactiv la un nivel sigur pentru mediu cuprinde un obiect care este cel puțin un obiect selectat din grupul constând dintr-un organism, nămol de epurare, sol și cenușă de incinerator. Obiectul este supus unei etape de încălzire/presurizare/presurizare selectată din grupul constând din etapa de încălzire a obiectului într-o stare în care temperatura este mai mică sau egală cu temperatura critică a apei, a unui lichid solubil în apă sau a unui amestec de apă și un lichid solubil în apă, iar presiunea este mai mare sau egală cu presiunea vaporilor saturați a lichidelor care conțin apă. Există, de asemenea, un dispozitiv de procesare pentru reducerea conținutului de material radioactiv din obiect. EFECT: grupul de invenții face posibilă îndepărtarea materialului radioactiv dintr-un obiect; după procesare, obiectul poate fi returnat în mediu. 2 n. și 16 z.p. f-ly, 5 ill., 1 tab., 13 pr.

Invenţia se referă la metode de decontaminare chimică a metalelor cu contaminare radioactivă. Metoda de decontaminare a produselor contaminate de suprafață din aliaje metalice sau fragmente ale acestora constă în aplicarea unui reactiv pulbere pe suprafața decontaminată, în care cel puțin 80% dintre particule au dimensiunea mai mică de 1 μm, care conțin potasiu, sodiu și sulf. , încălzirea ulterioară a suprafeței, răcirea acesteia și curățarea de pe scara formată. Reactivul pulbere este aplicat pe o suprafață uscată. Pe suprafața tratată cu reactiv se aplică un strat de lac sintetic cu o temperatură de aprindere de 210-250°C. EFECT: invenția face posibilă creșterea eficienței procesului de decontaminare a suprafețelor contaminate cu produse radionuclizi din aliaje metalice sau fragmente ale acestora prin creșterea contactului reactivului cu radionuclizii localizați în porii deschiși, fisuri și alte defecte de suprafață, crescând totodată eficiența acestuia prin reducerea consumului de pulbere reactivă. 3 w.p. f-ly, 3 tab., 2 pr.

Invenția se referă la tehnologia de reciclare și poate fi utilizată în reciclarea obiectelor plutitoare mari cu o centrală nucleară. După dezafectare și o decizie de eliminare, combustibilul nuclear uzat este descărcat din reactoare, suprastructura este demontată, o parte a echipamentului este descărcată, blocul reactorului este format, obiectul este descărcat într-o stare în care planul liniei de plutire a obiectul se află sub blocul reactor format, se face o decupare tehnologică în lateralul obiectului, se montează dispozitivul retractabil, se scoate blocul reactor folosind dispozitivul retractabil. În același timp, scăderea masei obiectului este compensată prin primirea balastului pe obiect. Apoi, blocul reactor este pregătit pentru depozitare pe termen lung, iar obiectul este eliminat în modul prescris de proiectul de eliminare. EFECT: demontarea unui obiect plutitor mare cu o centrală nucleară fără a utiliza un ponton-doc de transfer plutitor de mare capacitate. 3 bolnavi.

Grupul de invenții se referă la fizica nucleara, la tehnologia de prelucrare a deșeurilor solide radioactive. Metoda de curățare a bucșelor de grafit iradiat ale unui reactor de uraniu-grafit include încălzirea lor, tratarea lor cu gaz, transferul impurităților în faza gazoasă și răcirea materialului de carbon. Manșonul de grafit iradiat este încălzit printr-un flux de plasmă la temperatură joasă în prima zonă de temperatură a camerei de curgere într-o atmosferă de gaz inert la o temperatură peste 3973K. Amestecul de gaz rezultat este transferat în a doua zonă de temperatură a camerei de curgere a depunerii de carbon, unde temperatura este menținută în intervalul de la 3143K la 3973K. Amestecul de gaz nedepus este transferat în a treia zonă de temperatură a camerei de curgere, unde este răcit la o temperatură sub 940K și sunt precipitate impuritățile de proces. Gazul inert rezidual este returnat în prima zonă de temperatură a camerei de curgere, procesul este continuat până la evaporarea completă a manșonului de grafit. Există, de asemenea, un dispozitiv pentru curățarea bucșelor de grafit iradiat ale reactorului de uraniu-grafit. EFECT: grupul de invenții face posibilă reducerea timpului de curățare a grafitului din bucșele de grafit iradiat ale unui reactor uraniu-grafit. 2 n.p. f-ly, 4 ill.

Invenţia se referă la mijloace pentru prelucrarea combustibilului nuclear uzat. În metoda revendicată, tabletele de oxid de combustibil nuclear uzat distruse în timpul tăierii barelor de combustibil sunt supuse dizolvării prin încălzire într-o soluție apoasă de nitrat de fier la un raport molar de fier și uraniu în combustibil egal cu 1,5-2,0:1, rezultând precipitatul sării bazice de fier cu produse de fisiune nedizolvate combustibilul nuclear este separat prin filtrare, iar peroxidul de uranil este precipitat din soluția slab acidă rezultată prin alimentarea succesivă a sării disodice a acidului etilendiaminotetraacetic în soluție cu agitare. În continuare, sistemul heterogen rezultat se menține cel puțin 30 de minute, iar după separare și spălare cu acid și apă, precipitatul de peroxid de uranil este supus reducerii în fază solidă atunci când este încălzit prin tratarea lui cu o soluție alcalină de hidrat de hidrazină în apă. la un exces molar de 2-3 ori de hidrazină față de uraniu, urmată de separare s-a obținut dioxid de uraniu hidratat UO2 2H2O, spălându-l cu o soluție de HNO3 cu o concentrație de 0,1 mol, apă și uscare. În acest caz, precipitatul de săruri bazice de fier cu produse de fisiune, lichidul mamă din etapa de precipitare a peroxidului cu resturile de produse de fisiune, deșeurile de soluții alcaline și de spălare sunt trimise la colectorul de deșeuri pentru prelucrarea lor ulterioară. Rezultatul tehnic este creșterea siguranței mediului și reducerea cantității de deșeuri. 8 w.p. a zbura.

Deșeurile nucleare și deșeurile de combustibil nuclear sunt absolut două concepte diferite. Dispunerea ambelor este căi diferite. Trebuie remarcat faptul că problema eliminării deșeurilor de combustibil nuclear nu este acută, deoarece astăzi există mecanisme pentru prelucrarea acestora în scopul utilizării ulterioare.

Ce sunt deșeurile de combustibil nuclear

Acestea sunt elemente de combustibil. Acestea conțin rămășițe de combustibil nuclear și alte componente. Întreprinderile industriale procesează substanța folosind mecanisme speciale. Ca urmare, deșeurile se transformă din nou într-un combustibil cu drepturi depline folosit pentru deservirea instalațiilor nucleare de orice tip (centrale nucleare, submarine, industrie).

O imagine complet diferită cu deșeurile nucleare. Astăzi nu există niciun mecanism pentru prelucrarea lor. De fapt, doar reciclarea este posibilă. Dar acest proces are deja nuanțe pe care omenirea nu a fost capabilă să le rezolve până acum.

Tipuri de deșeuri

Există mai multe tipuri de astfel de deșeuri:

• greu;
• lichid;
• elemente ale instalaţiilor nucleare.

Fiecare tip de deșeu este eliminat în felul său. Deci, solidele sunt arse, apoi cenușa este amestecată cu ciment. Plăcile rezultate sunt depozitate în spații speciale de depozitare. Lichidele sunt evaporate, ambalate în recipiente destinate acestui scop și îngropate în pământ. Procesul de reciclare a componentelor elementare ale instalațiilor nucleare este mult mai complicat.

Se dovedește că deșeurile de combustibil nuclear sunt mult mai utile pentru omenire? Exact. Există multe domenii ale activității umane în care se folosesc deșeuri reciclate. Aceasta:

• industria armelor;
• medicamentul;
• Agricultură;
• producție și așa mai departe.

Peste tot în lume există interdicție privind importul de deșeuri nucleare în țară. Cu toate acestea, având în vedere procesul de eliminare a acestora, apare o întrebare firească: unde să depozitați containerele cu ele? La urma urmei, sunt necesare terenuri cu adevărat mari care să poată fi folosite ca „cimitir” pentru deșeurile din industria nucleară.

În ciuda interdicțiilor existente, multe țări din „lumea a treia” sunt de acord să-și aloce propriul teren pentru eliminarea containerelor de deșeuri. Desigur, nu gratuit. Până acum, o astfel de loialitate salvează situația, dar ce se va întâmpla în continuare când aceste zone vor fi pur și simplu umplute la capacitate maximă?

Incredibil, nu există încă o soluție la această problemă. Oamenii de știință din nicio țară nu au găsit încă oportunități pentru alte deșeuri, ceea ce este extrem de alarmant și îngrijorător pentru umanitate. In orice caz, oameni moderni raportați la această problemă aproximativ după cum urmează: „destul pentru viața mea, și atunci nu este preocuparea mea”. Absolut miop și nesăbuit, dar în acest moment nu există instrumente care să schimbe starea de fapt cu eliminarea și prelucrarea deșeurilor nucleare.

Probleme de stocare a combustibilului nuclear

Deși eliminarea combustibilului nuclear nu deranjează prea mult omenirea, există o altă întrebare: cum să depozitați în siguranță și fiabil deșeurile? Substanța uzată este supusă „recuperării”, totuși, înainte să se întâmple acest lucru, deșeurile trebuie depozitate undeva, este nevoie de transport. Toate aceste procese sunt asociate cu o amenințare reală pentru mediu și, desigur, pentru oameni.

În 1998, autoritățile ruse au inițiat o lege care să permită importul de deșeuri de combustibil nuclear din țări străine. Oportunitatea de a primi combustibil uzat pentru prelucrarea ulterioară a acestuia în Rusia și funcționarea i-a determinat pe deputați să ia o astfel de decizie. Desigur, costul materiilor prime ar fi foarte profitabil pentru bugetul Federației Ruse. Potrivit unor calcule, obținerea deșeurilor în acest mod este mult mai ieftină decât producția proprie de combustibil nuclear.

La acea vreme legea nu a fost adoptată, dar există încă discuții active asupra oportunității adoptării ei. Pe de o parte, este benefic din punct de vedere economic pentru țară. Pe de altă parte, necesită organizarea și echiparea unor instalații de depozitare fiabile, precum și o abordare competentă a proceselor de transport. Acestea sunt singurele „limitatoare” care nu vă permit să vă decideți asupra unui astfel de pas. Toate instalațiile pentru procesarea combustibilului nuclear uzat sunt disponibile în țară.

Deocamdată, o decizie în această privință este în așteptare. Cu toate acestea, aceasta poate fi considerată o tendință pozitivă. Căci este mulțumit că conducătorii, totuși, se gândesc nu numai la rentabilitatea unei astfel de întreprinderi, ci și la posibilele consecințe negative pentru populația Rusiei.

Inițial, SNF a fost reprocesat exclusiv în scopul extragerii plutoniului în producția de arme nucleare. În prezent, producția de plutoniu pentru arme practic a încetat. Ulterior, a apărut necesitatea procesării combustibilului din reactoarele de putere. Unul dintre obiectivele reprocesării combustibilului pentru reactoare de putere este reutilizarea ca combustibil pentru reactoare de putere, inclusiv ca parte a combustibilului MOX sau pentru implementarea unui ciclu închis al combustibilului (CFFC). Până în 2025, este planificată crearea unei uzine radiochimice de procesare la scară largă, care va oferi o oportunitate de a rezolva atât problema combustibilului stocat, cât și a combustibilului nuclear uzat descărcat din centralele nucleare existente și planificate. La GCC din Zheleznogorsk, este planificată procesarea atât în ​​centrul experimental de demonstrație (ODC), cât și în producția pe scară largă de SNF din reactoarele cu apă sub presiune VVER-1000 și majoritatea deșeurilor de la reactoarele cu canal RBMK-1000. Produsele de regenerare vor fi utilizate în ciclul combustibilului nuclear, uraniul în producerea combustibilului pentru reactoare cu neutroni termici, plutoniu (împreună cu neptuniul) pentru reactoare cu neutroni rapizi, care au proprietăți neutronice care fac posibilă închiderea eficientă a ciclului combustibilului nuclear. În același timp, rata de reprocesare a RBMK SNF va depinde de cererea de produse de regenerare (atât uraniu, cât și plutoniu) în ciclul combustibilului nuclear. Astfel de abordări au stat la baza Programului de Creare a Infrastructurii și Gestiunea SNF pentru perioada 2011-2020 și pentru perioada până în 2030, aprobat în noiembrie 2011.

În Rusia, Asociația de Producție Mayak, fondată în 1948, este considerată prima întreprindere capabilă să prelucreze combustibil nuclear uzat. Alte uzine radiochimice mari din Rusia sunt combinatul chimic siberian și combinatul minier și chimic din Zheleznogorsk. Producții radiochimice mari funcționează în Anglia (uzina Sellafield), în Franța (uzina Cogema (Engleză) Rusă) ; producția este planificată în Japonia (Rokkasho, anii 2010), China (Lanzhou, 2020), Krasnoyarsk-26 (RT-2, anii 2020). Statele Unite au abandonat procesarea în masă a combustibilului descărcat din reactoare și îl depozitează în depozite speciale.

Tehnologie

Combustibilul nuclear este cel mai adesea un recipient sigilat din aliaj de zirconiu sau oțel, adesea denumit element de combustibil (FEL). Uraniul din ele este sub formă de pelete mici de oxid sau (mult mai rar) alți compuși de uraniu termorezistenți, cum ar fi nitrura de uraniu. Dezintegrarea uraniului produce mulți izotopi instabili ai altora elemente chimice, inclusiv gazele. Cerințele de siguranță reglementează etanșeitatea elementului de combustibil pe întreaga durată de viață, iar toate aceste produse de degradare rămân în interiorul elementului de combustibil. Pe lângă produsele de degradare, rămân cantități semnificative de uraniu-238, cantități mici de uraniu-235 nearse și plutoniu produse în reactor.

Sarcina reprocesării este de a minimiza pericolul de radiații al combustibilului nuclear uzat, de a elimina în siguranță componentele neutilizate, de a izola substanțele utile și de a asigura utilizarea ulterioară a acestora. Pentru aceasta, cel mai des sunt folosite metode de separare chimică. Cel mai metode simple sunt procesate în soluții, cu toate acestea, aceste metode dau cel mai mare număr deșeuri radioactive lichide, așa că astfel de metode erau populare abia în zori vârsta nucleară. În prezent se caută metode de minimizare a cantității de deșeuri, de preferință solide. Ele sunt mai ușor de eliminat prin vitrificare.

În centrul tuturor schemelor tehnologice moderne de prelucrare a combustibilului nuclear uzat (SNF) se află procesele de extracție, cel mai adesea așa-numitul proces Purex (din engleză. Pu U Recovery EXtraction), care constă în îndepărtarea reductivă a plutoniului din un extract de articulație cu uraniu și produse de fisiune. Schemele specifice de procesare diferă în ceea ce privește setul de reactivi utilizați, secvența etapelor tehnologice individuale și instrumentația.

Plutoniul separat de reprocesare poate fi folosit ca combustibil atunci când este amestecat cu oxid de uraniu. Pentru combustibil, după o campanie suficient de lungă, aproape două treimi din plutoniu sunt izotopi Pu-239 și Pu-241 și aproximativ o treime este Pu-240, motiv pentru care nu poate fi folosit pentru a produce încărcături nucleare fiabile și previzibile (izotopul 240 este un poluant).

Note

1. Pericol sigur (Rusă). In jurul lumii. vokrugsveta.ru (2003, iulie). Preluat la 4 decembrie 2013.
2. A.V. Balikhin. Despre starea și perspectivele dezvoltării metodelor de reprocesare a combustibilului nuclear uzat. (rusă) // Utilizarea integrată a materiilor prime minerale. - 2018. - Nr. 1. - pp. 71-87. - ISSN 2224-5243.
3. infografic (flash) de Guardian
4. Instalații de reprocesare, la nivel mondial // European Nuclear Society
5. Procesarea combustibilului nuclear uzat // World Nuclear Association, 2013: „World commercial reprocessing capacity”
6. Starea și tendințele în reprocesarea combustibilului uzat // IAEA -TECDOC-1467, septembrie 2005 pagina 52 Tabel I Capacitățile de reprocesare trecute, actuale și planificate în lumea
7. SUA doresc să proceseze SNF, „Expert” nr. 11 (505) (20 martie 2006). Recuperat la 4 decembrie 2013. „.. spre deosebire de Franța, Rusia și Germania, .. Statele Unite .. au preferat să-l îngroape în apropierea lor Centru de jocuriîn Las Vegas, Nevada, unde s-au acumulat până în prezent peste 10.000 de tone de combustibil iradiat.”
8. Plutoniul „arde” în LWR-uri(Engleză) (link indisponibil). - „Plutoniul actual reprocesat (combustibil burn-up 35-40 MWd/kg HM) are un conținut de fisionat de aproximativ 65%, restul este în principal Pu-240.”. Consultat la 5 decembrie 2013. Arhivat din original pe 13 ianuarie 2012.
9. PERFORMANȚA COMBUSTIBILULUI MOX DIN PROGRAME DE NEPROLIFERARE . - 2011 Reactor de apă Fuel Performance Meeting Chengdu, China, sept. 11-14, 2011.

Ecologia consumului Știință și tehnologie: Combustibilul nuclear uzat este atât un deșeu foarte periculos, cu o eliminare extrem de costisitoare, cât și o sursă de multe elemente și izotopi unici care costă destul de mulți bani.

Pare destul de interesant să înțelegem economia combustibilului nuclear uzat (SNF). Există puține lucruri pe Pământ cu o dualitate economică atât de complexă: SNF este atât un deșeu foarte periculos, cu eliminare extrem de costisitoare, cât și o sursă de multe elemente și izotopi unici care costă destul de mulți bani.

Această dualitate dă naștere la o alegere dificilă cu privire la soarta viitoare SNF - de multe decenii, marea majoritate a țărilor cu energie nucleara ei nu pot decide dacă este necesar să se elimine combustibilul nuclear uzat sau să îl reproceseze.

În acest text, cât mai exact posibil, voi încerca să calculez partea de cheltuieli și venituri a economiei SNF.

Termeni și abrevieri folosiți:

Materiale fisionabile (DM)- combustibilul nuclear propriu-zis care susține reacția în lanț de fisiune (Pu239, U235, Pu241, U233). Ceea ce se numește combustibil, de fapt, pe lângă DM, conține de obicei și alte materiale - oxigen, uraniu 238 și produse de fisiune

produse de fisiune- elemente de fragmentare formate din DM ca urmare a unei reacţii de fisiune. De obicei, izotopi radioactivi de la 70 la 140 din numărul tabelului periodic.

PWR/VVER- cel mai răspândit tip de reactoare nucleare din lume, cu apă sub presiune (nefierbă) în circuitul primar, cu spectru de neutroni termici.

BN- un alt tip de reactoare, cu spectru de neutroni rapid si sodiu ca agent de racire.

CNFC- Închiderea ciclului combustibilului nuclear, o metodă promițătoare pentru extinderea bazei de combustibil a energiei nucleare. Presupune utilizarea reactoarelor BN sau BREST.

BREST- un alt tip de reactor, cu spectru de neutroni rapid si lichid de racire cu plumb, teoretic fiind mai sigur decat BN. Nu a fost încă construit un astfel de reactor.

Debit

Costurile SNF încep de la operatorul CNE atunci când părăsește bazinul reactorului și este trimis fie la depozitare uscată, fie umedă. Este convenabil aici și mai jos să se recalculeze toate costurile în costuri unitare pe kilogram de metale grele SNF, dar în cazul expedierii către o unitate de depozitare uscată, astfel de costuri variază de la 130 la 300 de dolari pe kg de SNF și sunt determinate în principal de costul containerelor de depozitare sau al clădirii în care se află SNF. Din această sumă, de la 5 la 30 de dolari se contabilizează operațiunile de transport.

Aceste sume sunt, de fapt, neglijabile. Un kilogram de SNF, când era încă combustibil, a generat (dacă luăm PWR/VVER) de la 400 la 500 MWh de energie electrică, costând undeva în jur de 16 ... 50 de mii de dolari, adică. transferul la depozitare intermediară nu valorează nici măcar 1% din veniturile din generarea de energie nucleară.

Cu toate acestea, stocarea intermediară este pentru asta și intermediară, că ar trebui să aibă un fel de continuare. Aceasta poate fi fie eliminarea directă a SNF într-o formă neschimbată, fie reprocesare.

Mai jos este un tabel care arată reducerea necesarului de uraniu natural prin utilizarea materialelor fisionabile din combustibilul reprocesat.

Și acum să vedem dacă mai există ceva util în combustibilul nuclear uzat care ar putea îmbunătăți economia reprocesării în ansamblu. Aici este necesar să ne amintim că produsele de fisiune ai uraniului și plutoniului sunt aproximativ 70 de izotopi a 25 de elemente. Unii nuclizi, atât stabili, cât și radioactivi, sunt în principiu de interes comercial.

Paladiu. Pentru fiecare tonă de produse de fisiune, există aproximativ 5% paladiu cu o compoziție izotopică complexă. Acestea. aproximativ 5 kilograme de paladiu pot fi extrase din fiecare tonă de BN SNF care conține 100 de kilograme de produse de fisiune și 800 de grame dintr-o tonă de VVER SNF. Din păcate, paladiul va fi radioactiv datorită izotopului Pd-107 (aproximativ 14% din toți izotopii de paladiu din SNF), care are un timp de înjumătățire de 6,5 milioane de ani, adică. abia astept sa se prabuseasca. Activitatea specifică a paladiului extras din combustibilul nuclear uzat va fi de aproximativ 1,2 MBq/g - aceasta este destul de mult, NRB-99 stabilește limita pentru aportul anual sigur de paladiu al unei astfel de activități la 1,45 grame pe an.

Teoretic, dacă acest paladiu radioactiv își găsește aplicație (în unii catalizatori industriali, să zicem) și prețul său este egal cu prețul naturalului (~30.000 USD per kg!), atunci paladiul extras din combustibilul nuclear uzat va reprezenta 1-2% din costul procesării combustibilului nuclear uzat.

Rodiu. Un alt metal din grupul platinei. Se vor putea extrage 1,2 kg de rodiu dintr-o tonă de BN SNF și aproximativ 500 de grame dintr-o tonă de VVER SNF. Cel mai lung izotop radioactiv este Rh-102, cu un timp de înjumătățire de 3,74 ani.Undeva în 50 de ani de expunere, radioactivitatea rodiului va scădea la valori după care poate fi considerat neradioactiv. Costul rodiului este aproximativ același (acum chiar mai mult) decât cel al paladiului, respectiv, rodiul extras din combustibilul nuclear uzat va reprezenta 0,3-0,5% din costul procesării.

Ruteniu. Pe lângă infamul Ru-106, printre produsele de fisiune există și izotopi stabili ai acestui element. În masă, ruteniul din SNF este cu aproximativ 25% mai mult decât paladiu și devine neradioactiv (după degradarea cantității principale de Ru-106) după aproximativ 40 de ani de expunere. Din păcate, costul ruteniului este de 6 ori mai mic decât cel al paladiului, așa că adaugă și doar 0,2-0,4% din costul procesării combustibilului nuclear uzat atunci când este vândut.

Argint. Dintre fragmentele de fisiune, ponderea acesteia este de aproximativ 0,8%. Acestea. din această tonă de fragmente vor fi aproximativ 8 kg. Are doi izotopi radioactivi cu viață relativ lungă. Ag-110m cu un timp de înjumătățire de 250 de zile și Ag-108m cu un timp de înjumătățire de 418 ani. Al doilea izotop se formează cu un randament relativ scăzut. Activitatea reziduală după 30 de ani de îmbătrânire va fi de 2,9 μCi/g, puțin mai mare decât radioactivitatea uraniului natural, dar comparabilă. Potrivit pentru aplicații tehnice, dar din cauza costului relativ scăzut, este greu justificat din punct de vedere economic.

Xenon. Este cel mai comun dintre fragmentele de uraniu sau plutoniu - izotopii stabili reprezintă singuri aproximativ 12% din masa produselor de fisiune. În ciuda costului său scăzut în comparație cu paladiu sau ruteniu (~50 USD pe kg), faptul că xenonul este un gaz nobil îl face interesant. În timpul oricărei reprocesări a combustibilului nuclear uzat, xenonul este eliberat sub formă gazoasă, astfel încât nu este necesară o radiochimie specială pentru a-l obține, ceea ce reduce drastic costul. Există, totuși, o problemă - deși nu există izotopi xenon cu viață lungă (un dar al naturii!), Este întotdeauna însoțit de cripton, al cărui izotop Kr-85 este un element radioactiv cu viață lungă.
Cu toate acestea, distilarea criogenică poate ajuta la obținerea xenonului pur, care își găsește din ce în ce mai multe aplicații astăzi în propulsoarele ionice ale navelor spațiale, în anestezie etc. În ciuda acestui fapt, nu am putut găsi urme ale practicii de stocare a xenonului în timpul procesării combustibilului nuclear uzat - de obicei, acesta este pur și simplu aruncat în atmosferă.

Din punct de vedere tehnic, există câteva alte elemente care pot fi de interes în viitor pentru extracția din combustibilul nuclear uzat - de exemplu, telurul. Cu toate acestea, costul actual al acestor materiale, ca și în cazul argintului, nu justifică extracția lor din combustibilul nuclear uzat.

Se dovedește următoarea gradare a acțiunilor - cea mai ieftină modalitate este de a stoca „intermediar”, cu toate acestea, acest proces riscă să fie întârziat (cum este cazul în Statele Unite, unde s-a discutat despre eliminarea națională a combustibilului nuclear uzat timp de 40 de ani) și devin un factor semnificativ în costul total al ciclului de viață al combustibilului nuclear. Cea mai bună soluție imediată în ceea ce privește costul este eliminarea combustibilului nuclear uzat în geologie adâncă cât mai repede posibil. Ei bine, dacă există speranță pentru dezvoltarea energiei nucleare în direcția CNFC, atunci este necesar să se dezvolte procesarea combustibilului nuclear.

Apropo, uitați-vă la un videoclip grozav despre crearea și testarea unui dop de beton pentru tunelurile sitului de înmormântare finlandez Onkalo.

Un videoclip interesant a venit de la studioul siberian GCC. MCC este o „combină minieră și chimică” de lângă Krasnoyarsk, care a fost cândva un centru pentru producția de plutoniu de calitate pentru arme, iar acum este specializată în depozitarea și procesarea combustibilului nuclear uzat.

Permiteți-mi să vă reamintesc că reprocesarea combustibilului nuclear uzat este una dintre cele trei tehnologii principale ale ciclului închis al combustibilului nuclear (CFFC): (1) transmutarea/incinerarea într-un reactor, (2) extracția de noi materiale fisionabile în timpul reprocesării combustibilului nuclear uzat, și (3) fabricarea de combustibil nou pentru instalația # 1 (doar obțineți ciclul). Apropo, dacă acest lucru nu vă este deloc clar, vă sfătuiesc să-l citiți pe al meu unde am încercat să-l explic cât mai detaliat.

Deci, din 2009, în MCC a fost construit un complex de dotări:

Două clădiri ale depozitului centralizat uscat RBMK pentru SNF. Aceasta este doar o unitate de depozitare cu recipiente de combustibil nuclear uzat RBMK, care se răcesc încet și va continua să facă acest lucru în deceniile următoare. Sarcina sa este de a descărca instalațiile de depozitare RBMK la fața locului, care vor începe în curând să fie scoase din funcțiune. Acest SNF nu va fi reprocesat - există prea puțin conținut rezidual de materiale fisionabile în el. Două clădiri pot găzdui 18.000 de tone de RBMK SNF.




O clădire a instalației de depozitare uscată VVER-1000 SNF și un complex de realimentare din instalația de depozitare umedă VVER-1000. Permiteți-mi să vă reamintesc că în timpul dezvoltării VVER-1000, s-a decis imediat construirea unui depozit SNF centralizat, mai degrabă decât la fața locului, și a fost pus în funcțiune în 1985 la MCC. Acolo sunt 8.000 de tone de combustibil nuclear uzat VVER-1000, iar depozitul este aproape de umplere. Acum depozitarea uscată (mai ieftină) o va completa pe prima




Centrul de demonstrare experimentală pentru reprocesarea VVER-1000 SNF. Capacitatea sa va fi de 250 de tone pe an, ceea ce este aproximativ egal cu descărcarea anuală a tuturor VVER-1000/1200 în 2020 (mai puțin acum).

Această construcție este prezentată în videoclip.

Prețul a fost anunțat la 75 + 30-35 miliarde ruble = 110-115 miliarde, ceea ce este destul de interesant. Se știe că instalațiile de depozitare uscată RBMK SNF costă 40 de miliarde de ruble, dacă punem alte 30 de miliarde pe instalația de depozitare uscată VVER-1000 SNF cu o unitate de reîncărcare, atunci obținem costul ODC de peste 40 de miliarde de ruble, care , desigur, nu este ieftin.

Centrul pilot și demonstrativ pentru reprocesarea VVER-1000 SNF este interesant prin faptul că va folosi tehnologia fără a arunca deșeuri radioactive lichide (volumul lor este format prin dizolvarea învelișului de combustibil - în La Hague franceză, aceste LRW sunt aruncate în ocean, de exemplu ), iar cantitatea de deșeuri solide radioactive (aceștia sunt produsele fisiunii și activării structurii) în volum este ¼ din volumul ocupat de ansamblurile combustibile prelucrate din container, i.e. ca urmare, sunt necesare de 4 ori mai puține volume de eliminare finală. Există încă subtilități cu timpul de depozitare - care pentru ansamblurile de combustibil este determinat de actinide minore și tehnețiu-99 - dacă în timpul procesării combustibilului nuclear uzat, acestea sunt îndepărtate și transmutate în ceva cu durată mai scurtă de viață într-un reactor special, atunci în loc de sute. de mii de ani de stocare a combustibilului nuclear uzat, vom avea sute de ani de depozitare a deșeurilor radioactive rămase după procesare - o reducere de aproape o mie de ori.

Rosenergoatom este foarte interesat de construcția acestui complex - din 27, va suporta toate costurile de stocare a SNF, iar fără depozitare și procesare uscată, preocuparea va avea dificultăți.

ODC de la MCC va participa, de asemenea, la închiderea ciclului combustibilului nuclear - plutoniu din VVER-1000 combustibil nuclear uzat, în cantitate de aproximativ 2,5 tone pe an va fi furnizat pentru fabricarea combustibilului proaspăt pentru BN-800 (dacă rupere sub acordul SUOP detine) sau BN-1200 (daca este construit).

În principiu, planul pe termen lung al concernului Rosenergoatom este de a construi 3-6 BN-1200 și de a procesa toate VVER SNF în acest fel, obținând combustibil pentru BN și BN-1200 SNF, la rândul său, procesarea combustibilului pentru VVER în MOX. Ca urmare, se dovedește că nu se generează SNF nou pentru depozitare și, în plus, se economisește 15-20% din uraniul natural. Pentru această splendoare este însă necesară construirea unei fabrici și mai mari de procesare a combustibilului nuclear uzat, să zicem, 1000 de tone pe an (exact este cât are acum uzina Areva din La Hague, cea mai mare fabrică din lume) - asta este și în planuri, dar simplific aici - opțiuni de dezvoltare există o mulțime de legături tehnologice și sunt, de asemenea, vizibil mai multe.

Puteți vedea planurile lui Rosatom mai detaliat pe aceste trei diapozitive: