Владельцы патента RU 2560119:

Изобретение относится к средствам переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). В заявленном способе разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты. Далее полученную гетерогенную систему выдерживают не менее 30 минут и после отделения и промывки кислотой и водой осадок пероксида уранила подвергают твердофазному восстановлению при нагревании путем обработки его щелочным раствором гидразингидрата в воде при 2-3-кратном мольном избытке гидразина по отношению к урану, с последующим отделением полученного гидратированного диоксида урана UO 2 ·2H 2 O, промыванием его раствором HNO 3 с концентрацией 0,1 моль/л, водой и сушкой. При этом осадок основных солей железа с продуктами деления, маточный раствор стадии осаждения пероксидов с остатками продуктов деления, отходы щелочных и промывных растворов направляют в сборник отходов для их последующей переработки. Техническим результатом является повышение экологической безопасности и уменьшение количества отходов. 8 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологической схеме переработки, в том числе МОКС-топлива, так как извлечение из ОЯТ оставшихся количеств U и Pu для приготовления нового топлива является основной задачей замкнутого ядерного топливного цикл, на который ориентирована атомная энергетика страны. В настоящее время актуальным является создание и оптимизация новых, малоотходных, экологически безопасных и экономически целесообразных технологий, которые бы обеспечили переработку ОЯТ как действующих, так и реакторов 3 и 4 поколения на быстрых нейтронах, работающих на смешанном оксидном уран-плутониевом топливе (МОКС-топливо).

Известны способы переработки ОЯТ с помощью фтора или фторсодержащих химических соединений. Образующиеся при этом летучие фтористые соединения компонентов ядерного топлива переходят в газовую фазу и отгоняются. При фторировании диоксид урана превращается в UF 6 , который сравнительно легко испаряется в отличие от плутония, обладающего более низкой летучестью. Обычно при переработке ОЯТ этим способом ОЯТ фторируют, извлекая из него не весь содержащийся в нем уран, а только его необходимое количество, отделяя таким образом его от остальной части перерабатываемого топлива. После этого меняют режим испарения и извлекают из остатка ОЯТ также в виде паров и некоторое количество содержащегося в нем плутония.

[патент РФ №2230130, С22В 60/02, опубл. 19.01.1976]

Недостатком указанной технологии является то, что в этом способе переработки ОЯТ используют газообразные, агрессивные и токсичные в экологическом отношении химические соединения. Таким образом, технология является экологически небезопасной.

Одним из близких по сути к заявляемому способу является известный метод, заявленный в пат. РФ №2403634, (G21C 19/44, опубл. 10.11.2010), по которому регенерация ОЯТ включает стадию растворения топлива в растворе азотной кислоты, стадию электролитического регулирования валентности, с восстановлением Pu до трехвалентного состояния и сохранением пятивалентного состояния Np, стадию экстракции шестивалентного урана экстрагирующим агентом в органическом растворителе; стадию осаждения щавелевой кислотой, приводящую к совместному осаждению второстепенных актинидов и продуктов деления, оставшихся в растворе азотной кислоты, в виде оксалатного осадка; стадию хлорирования с превращением оксалатного осадка в хлориды путем добавления хлористоводородной кислоты к осадку оксалатов; стадию дегидратации с получением синтетических безводных хлоридов путем дегидратации хлоридов в токе газообразного аргона; и стадию электролиза в расплаве солей с растворением безводных хлоридов в расплавленной соли и накоплением урана, плутония и второстепенных актинидов на катоде за счет электролиза.

Недостатком этого способа переработки ОЯТ является его многостадийность и сложность в осуществлении, так как включает электрохимические стадии, которые энергозатратны, требуют специального оборудования и проведения процесса при высокой температуре, в особенности при работе с расплавами солей.

Известен также способ, согласно которому ОЯТ перерабатывают чисто пирохимически с применением солевого расплава урана или плутония, после чего выделенные компоненты ядерного топлива используют повторно. При пирохимической переработке ОЯТ применяют его индукционный нагрев в тигле и его охлаждение путем подвода хладагента к тиглю.

[патент РФ №2226725, G21C 19/46, опубл. 19.01.2009]

Пирометаллургические технологии не приводят к образованию больших количеств жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а также обеспечивают компактное размещение оборудования, однако они являются очень энергоемкими и технологически сложны.

Также к способам переработки ОЯТ относятся:

(1) способ, включающий окисление урана газообразным хлором, оксидами азота, диоксидом серы в среде диполярного апротонного растворителя или его смеси с хлорсодержащим соединением [патент РФ №2238600, G21F 9/28, опубл. 27.04.2004];

(2) способ растворения материалов, содержащих металлический уран, включающий окисление металлического урана смесью трибутилфосфат-керосин, содержащей азотную кислоту [патент США №3288568, G21F 9/28, опубл. 10.12.1966];

(3) способ растворения урана, включающий окисление металлического урана раствором брома в этилацетате при нагревании .

К недостаткам указанных способов относятся повышенная пожароопасность систем и ограниченность сферы их использования.

Широко распространенной технологией переработки ОЯТ является Пурекс-процесс (взятый нами за прототип), при котором ОЯТ, содержащее уран, плутоний и продукты деления (ПД) ядерного топлива, растворяют в сильнокислых растворах азотной кислоты при нагревании до 60-80°C. После этого актиниды извлекают из азотнокислого раствора органической фазой, содержащей трибутилфосфат в керосине или другом органическом растворителе. Далее следуют технологические стадии, связанные с разделением урана и плутония и их очисткой от ПД. Пурекс-процесс описан, например, в монографии «The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements», 3rd Edition, Edited by Lester R. Morss, Norman M. Edelstein and Jean Fuger. 2006, Springer, pp. 841-844.

Указанный процесс переработки ОЯТ является многостадийным и основан на применении экологически опасных сред:

(1) азотной кислоты (6-8 моль/л) как растворителя ОЯТ при 60-80°C и образующей при протекании реакций с ее участием агрессивные газообразные продукты;

(2) так как кислотность раствора после завершения растворения примерно 3,5 моль/л по азотной кислоте, то это с неизбежностью приводит к применению экстракции для извлечения U(Pu) органическими растворителями;

(3) использование органических растворителей, токсичных, горючих, легко воспламеняющихся, взрывоопасных и зачастую неустойчивых к радиационному излучению приводит к образованию вместе с водными ЖРО больших объемом отходов (до 7-12 тонн на 1 тонну переработанного ОЯТ).

Задачей настоящего изобретения является создание инновационной, малоотходной, экологически безопасной и экономически целесообразной технологии переработки ОЯТ.

Поставленная задача решается использованием нового способа переработки ОЯТ, характеризующегося тем, что разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора, содержащего преимущественно уранилнитрат, осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты в мольном избытке по отношению к урану, равном 10%, и 30% раствора перекиси водорода, взятой в 1,5-2-кратном мольном избытке по отношению к урану, при температуре не выше 20°C, полученную гетерогенную систему выдерживают не менее 30 минут и после отделения и промывки кислотой и водой осадок пероксида уранила подвергают твердофазному восстановлению при нагревании путем обработки его щелочным раствором гидразингидрата в воде при 2-3-кратном мольном избытке гидразина по отношению к урану, с последующим отделением полученного гидратированного диоксида урана UO 2 ·2H 2 O, промыванием его раствором HNO 3 с концентрацией 0,1 моль/л, водой и сушкой, при этом осадок основных солей железа с продуктами деления, маточный раствор стадии осаждения пероксидов с остатками продуктов деления, отходы щелочных и промывных растворов направляют в сборник отходов для их последующей переработки.

Обычно растворение ОЯТ ведут в интервале температуры 60-90°C не более 5-10 часов с использованием водного раствора нитрата железа(III) с pH от 0,2 до 1,0.

Выделенный пероксид уранила целесообразно промывать раствором HNO 3 с концентрацией 0,05 моль/л, а его твердофазное восстановление вести 10%-ным водным раствором гидразингидрата при pH 10 при 60-90°C в течение 10-15 часов.

Преимущественно сушку гидратированного диоксида урана ведут при 60-90°C.

Возможно вести процесс в двух последовательно соединенных бифункциональных аппаратах, конструкция которых предусматривает наличие узла фильтрации и возможности изменения на 180° пространственной ориентации аппаратов, первый из которых используют для растворения и сбора отходов процесса, а второй - для осаждения пероксида урана, его твердофазного восстановления и выделения целевого продукта.

Технический результат способа достигается тем, что на всех стадиях переработки ОЯТ компоненты топлива (UO 2 с содержанием до 5 масс.% 239 Pu) - U(Pu), растворяющий (нитрат железа), осаждающий (пероксид водорода) и восстанавливающий реагенты находятся в разных фазах, удобных для их дальнейшего разделения. На стадии растворения уран переходит в раствор, а основная масса растворяющего реагента выделяется в виде твердого соединения. На стадии осаждения пероксида и его твердофазного восстановительного превращения в диоксид урана целевой продукт находится в твердом виде и легко отделяется от жидкой фазы.

Предлагаемый способ осуществляется следующим образом.

Разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки диоксида урана (UO 2 с содержанием до 5 масс.% 239 Pu) погружают в воду, содержащую нитрат железа(III), и растворяют при нагревании до 60-90°C. Полученный раствор, содержащий U(Pu), и пульпу основной соли железа, образовавшуюся при растворении, разделяют. После удаления раствора с U(Pu) осадок основной соли железа - соли железа с ПД - Мо, Tc и Ru (~95%) и частично Nd, Zr и Pd (~50%) - остается в сборнике отходов.

К отделенному раствору с U(Pu) добавляют перекись водорода и при комнатной температуре проводят осаждение пероксида уранила, с которым соосаждается и плутоний, коэффициент очистки целевого продукта от ПД около 1000. Завершив осаждение, отделяют осадок от слабокислого маточного раствора, который с оставшимся в нем ПД и нитратом Fe(III) направляют в сборник отходов с осадком основной соли. В сборник отходов также направляют раствор от промывки осадка смешанного пероксида. Далее проводят твердофазное восстановление образованного пероксида после введения гидразингидрата при перемешивании током азота при 80-90°C и получают гидратированный диоксид U(Pu). Отделенный щелочной раствор транспортируют в сборник отходов. Осадок диоксида промывается небольшим объемом 0,1М HNO 3 , затем дистиллированной водой, которые также направляются в сборник отходов. Полученный целевой продукт сушат в потоке нагретого азота при 60-90°C и выгружают из аппарата.

Слабокислые и слабощелочные водные растворы-отходы, собирающиеся по мере переработки ОЯТ в сборнике отходов, удаляют их упариванием, а находящееся в них железо осаждается в форме гидроксида совместно с катионами 2-, 3- и 4-валентных ПД. Твердый продукт из соединений железа с ПД, включенными в их фазу, является единственным отходом в заявляемом способе переработки ОЯТ. Упариваемую воду можно конденсировать и вернуть при необходимости в процесс.

Переработка ОЯТ может осуществляться в бифункциональном специальном аппарате (аппаратах), конструкция которых предусматривает наличие узла фильтрации (УФ), рубашки, способной обеспечить подачу теплоносителя и проведение процесса растворения при температуре ≤90°C в реакционной смеси, и возможности изменять на 180° пространственную ориентацию аппарата.

Процесс ведут, как правило, в двух последовательно соединенных бифункциональных аппаратах следующим образом.

Когда узел фильтрации устройства находится в верхней части, аппарат предназначен для растворения ОЯТ. Полученный раствор, содержащий U(Pu), и пульпу основной соли железа, образовавшуюся при растворении ОЯТ, разделяют. Для этого устройство переворачивают на 180°, при этом УФ находится в донной части. Фильтрацию осуществляют, подавая избыточное давление во внутренний объем аппарата, либо подключая его к вакуумной линии. После фильтрации и удаления раствора с U(Pu) устройство с осадком соли железа и ПД (Мо, Tc и Ru (~95%) и частично Nd, Zr и Pd (~50%)) поворотом на 180° переводится в положение, когда УФ расположен в верхней части, и далее аппарат выполняет функцию сборника растворов-отходов.

Фильтрованный раствор с U(Pu) подается во второй аппарат той же конструкции в позиции, когда УФ расположен в верхней части устройства. К раствору добавляют перекись водорода и проводят осаждение пероксида U(Pu) при комнатной температуре. Завершив осаждение, устройство переворачивают на 180° и проводят фильтрационное разделение через донную часть аппарата. Полученный пероксид остается на фильтре в аппарате, а маточный раствор с растворенными ПД (фактор очистки около 1000) и остаточным нитратом Fe(III) направляется в первый аппарат с осадком основной соли, ставший сборником отходов.

Устройство переворачивают в положение с УФ в верхней части и осадок пероксида с фильтра в аппарате смывают небольшим количеством воды, содержащей гидразингидрат, с образованием пульпы, в которой пероксид твердофазным восстановлением гидразином переводят в гидратированный диоксид U(Pu) при 80-90°C.

Завершив твердофазное восстановление и получив гидратированный диоксид U(Pu), переводят аппарат в положение, при котором он выполняет функцию фильтрации. Отделенный щелочной раствор направляется в первый аппарат с осадком основной соли, ставший сборником отходов. Осадок диоксида промывается небольшим объемом 0,1М HNO 3 , затем дистиллированной водой, которые также направляются в сборник отходов. Устройство с осадком гидратированного U(Pu)O 2 ·nH 2 O поворотом на 180° переводится в положения, когда УФ расположен в верхней части. Далее в аппарате проводится сушка целевого продукта при 60-90°C подачей потока азота, и по завершении сушки препарат выгружается из аппарата.

Нижеприведенные примеры иллюстрируют эффективность использования водных слабокислых растворов нитрата (хлорида) Fe(III) для растворения оксидного ОЯТ с одновременным отделением U(Pu) на этой стадии от части ПД с последующим их отделением от остатков ПД при пероксидном осаждении U(Pu) из полученного раствора. Дальнейшее твердофазное восстановительное превращение пероксида сначала в гидратированный, а потом в кристаллический диоксид U(Pu) повышает эффективность заявляемого способа.

Порошкообразный образец диоксида урана (238+235 UO 2) предварительно прокаливали при 850°C в атмосфере аргона с 20% содержанием водорода в течение 8 часов.

Таблетки или порошок керамического ядерного топлива, содержащего уран и 5 масс.% плутония, массой 132 г погружают в водный раствор нитрата железа(III) объемом 1 л с pH не менее 0,2 при концентрации Fe(NO 3) 3 в воде от 50 до 300 г/л и растворяют при нагревании до 60-90°C при мольном отношении Fe(III) к топливу как 1,5 к 1.

Контролируют величину pH и содержание урана в растворе и продолжают растворение таблеток до тех пор, пока в последовательно отобранных пробах содержание урана не изменяется. В результате процесса растворения получают раствор, содержащий преимущественно уранилнитрат и имеющий величину pH≤2, и осадок основной соли железа. Требуется не более 5-7 часов для количественного растворения взятых образцов.

Полученный нитратный раствор отделяют от пульпы фильтрацией, например, с использованием металлокерамического фильтра. Оставшийся на фильтре осадок основной соли железа промывают водой и направляют в сборник отходов вместе с промывными водами.

К слабокислому раствору отделенного уранилнитрата при температуре ≤20°C добавляют 60 мл 10% раствора двузамещенной натриевой соли ЭДТА (Трилон-Б), перемешивают 10 минут. В растворе выпадает комплексное соединение уранила белого цвета.

При перемешивании к образовавшейся суспензии добавляют порциями по 50 мл с интервалом через 1-1,5 мин 300 мл 30%-ного раствора перекиси водорода (Н 2 О 2) также при температуре ≤20°C для получения пероксида уранила, с которым также количественно соосаждается плутоний.

Отделяют фильтрацией осадок пероксида уранила от маточного раствора, который направляют в сборник отходов. Осадок промывают 0,25 л 0,05М HNO 3 , промывной раствор направляют в сборник отходов.

Промытый осадок пероксида уранила сначала переводят 10%-ным водным щелочным раствором гидразингидрата в воде в суспензию, раствор при этом имеет величину pH~10.

При перемешивании и нагревании суспензии до 80°C пероксид уранила переходит в гидратированный диоксид UO 2 ·H 2 O при твердофазном восстановлении U(VI) гидразином до U(IV).

Контроль за процессом восстановления U(VI) до U(IV) осуществляют периодическим отбором проб суспензии, содержащих не более 50 мг твердой взвеси. Осадок растворяют в смеси 4М HCl с 0,1М HF, записывают первый спектр раствора. Затем раствор обрабатывают амальгамой и записывают второй спектр этого раствора. При этом весь уран, находящийся в растворе, должен быть восстановлен полностью до U(IV). Таким образом, если первый и второй спектры совпадают, то процесс твердофазного восстановления закончен. В противном случае процедуру превращения пероксида в диоксид урана продолжают. Процесс завершается за 10-15 часов.

Полученный гидратированный диоксид урана отделяют фильтрацией от щелочного раствора (объем ~0,6 л), раствор направляют в сборник отходов. Осадок гидратированного диоксида урана промывают на фильтре 0,25 л 0,1М HNO 3 для нейтрализации щелочи, оставшейся в объеме осадка, затем таким же объемом воды, чтобы удалить следы кислоты из объема осадка с контролем pH последней промывной воды. Промывные растворы направляют в сборник отходов.

Результаты анализов маточного раствора и пероксида урана указывают, что степень осаждения урана составляет не менее 99,5%, а содержание железа в выделенном пероксиде не превышает 0,02 масс.%.

Промытый от следов щелочи осадок пероксида урана высушивают, например, нагретым до 60-90°C потоком азота и выгружают из аппарата в виде порошка.

В результате получают не менее 131,3 г диоксида урана.

В собранных в сборнике отходов водных растворах со слабощелочной реакцией выделяются остатки железа в форме аморфного гидроксида. Гетерогенную суспензию упаривают, при этом достигается практически полное удаления воды. Влажный или сухой твердый продукт, представляющий собой в основном соединения железа, является единственным отходом в заявляемом способе переработки керамического оксидного топлива с использованием растворов нитрата железа(III).

Заявляемый способ позволяет упростить переработку ОЯТ и исключить образование ЖРО в сравнении с Пурекс-процессом.

Новыми существенными и отличительными признаками заявляемого способа (в сравнении с прототипом) являются:

Использование водных слабокислых растворов нитрата Fe(III) для растворения оксидного ОЯТ, которые ранее для этого не применялись. Без существенного ухудшения растворяющей способности нитрат железа может быть заменен на хлорид Fe(III);

В отличие от прототипа отсутствует специальная стадия с введением в систему двухвалентного сульфата железа для восстановления Pu(IV) до Pu(III). В заявляемом способе при растворении оксидного уранового и смешанного топлива уран(IV) окисляется Fe(III) до урана(VI), а образующиеся при этом катионы Fe(II) восстанавливают Pu(IV) до Pu(III), и актиниды количественно переходят в раствор в виде их нитратов;

В заявляемом способе не требуется вводить кислоту для растворения ОЯТ, так как используемая среда имеет кислотность, обусловленную гидролизом нитрата железа(III), и в зависимости от его концентрации от 50 до 300 г/л величина pH в диапазоне от 1 до 0,3;

В заявляемом способе после растворения топлива кислотность получаемых растворов будет ≤0,1 М (по урану 100-300 г/л), в то время как в Пурекс-процессе образуются сильнокислые ~3М растворы HNO 3 , что с неизбежностью приводит к экстракции и образованию большого количества органических и водных ЖРО;

Низкая кислотность после растворения ОЯТ по заявляемому способу позволяет отказаться от экстракционного извлечения компонентов топлива органическими растворами, упростить организацию процесса переработки ОЯТ и устранить ЖРО в сравнении с технологией Пурекс-процесса;

В заявляемом способе процесс растворения топлива завершается получением раствора, содержащего U(Pu), и осадка основной соли железа, в количестве ~50% от исходного содержания нитрата железа(III);

Продукты деления, такие как Мо, Tc и Ru (~95%) и частично от Nd, Zr и Pd (~50%), отделяются от урана уже на стадии растворения ОЯТ и концентрируются в образовавшемся осадке основной соли железа. Это также является преимуществом заявляемого способа растворения ОЯТ в сравнении с Пурекс-процессом;

В применяемых слабокислых растворах не растворяются конструкционные материалы оболочек ТВЭЛов и фазы, образовавшиеся из ПД в матрице ОЯТ в форме светлых металлических (Ru, Rh, Мо, Tc, Nb) и серых керамических включений (Rb, Cs, Ba, Zr, Мо). Поэтому слабокислые будут менее загрязнены компонентами растворенных оболочек и ПД, в отличие от 6-8 М HNO 3 в Пурекс-процессе;

Кислотность ≤0,1 М получаемых растворов с концентрацией по урану 100-300 г/л является оптимальной для осаждения пероксидов урана(VI) и плутония(IV). Перекиси водорода отдано предпочтение, так как она переводит уран в состояние U(VI), что требуется для количественного осаждения;

При осаждении пероксида U(Pu) из раствора достигается количественное отделение U практически от всех ПД и остатков железа, находящихся в растворе (коэффициент очистки ~1000);

Новым и оригинальным решением в заявляемом способе является проведение процесса твердофазного восстановления в водной суспензии пероксида U(Pu) гидразингидратом при 90°C до гидратированного U(Pu)O 2 ×nH 2 O с последующей сушкой целевого продукта при 60-90°C и выгрузкой из аппарата,

Слабокислые и слабощелочные водные растворы отходы, накапливаемые по мере переработки ОЯТ в сборнике отходов, удаляются при упаривании, а находящееся в них железо осаждается в форме гидроксида совместно с катионами 2-, 3- и 4-валентных ПД. Твердый продукт из соединений железа с включенными в их фазу ПД является единственным отходом в заявляемом способе переработки оксидного ОЯТ.

1. Способ переработки отработавшего ядерного топлива, характеризующийся тем, что разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора, содержащего преимущественно уранилнитрат, осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты в мольном избытке по отношению к урану, равном 10%, и 30% раствора перекиси водорода, взятой в 1,5-2-кратном мольном избытке по отношению к урану, при температуре не выше 20°C, полученную гетерогенную систему выдерживают не менее 30 минут и после отделения и промывки кислотой и водой осадок пероксида уранила подвергают твердофазному восстановлению при нагревании путем обработки его щелочным раствором гидразингидрата в воде при 2-3-кратном мольном избытке гидразина по отношению к урану, с последующим отделением полученного гидратированного диоксида урана UO 2 ·2H 2 O, промыванием его раствором HNO 3 с концентрацией 0,1 моль/л, водой и сушкой, при этом осадок основных солей железа с продуктами деления, маточный раствор стадии осаждения пероксидов с остатками продуктов деления, отходы щелочных и промывных растворов направляют в сборник отходов для их последующей переработки.

2. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что растворение отработавшего ядерного топлива ведут при 60-90°C.

3. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что для растворения топлива используют водный раствор нитрата железа(III) с величиной рН от 0,2 до 1,0.

4. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что растворение отработавшего ядерного топлива ведут не более 5-10 часов.

5. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что осадок пероксида уранила промывают раствором HNO 3 с концентрацией 0,05 моль/л.

6. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что твердофазное восстановление ведут 10%-ным водным раствором гидразингидрата при рН 10.

7. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что твердофазное восстановление ведут при 60-90°C в течение 10-15 часов.

8. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что сушку гидратированного диоксида урана ведут при 60-90°C.

9. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по любому из пп. 1-8, отличающийся тем, что процесс ведут в двух последовательно соединенных бифункциональных аппаратах, конструкция которых предусматривает наличие узла фильтрации и возможности изменения на 180° пространственной ориентации аппаратов, первый из которых используют для растворения и сбора отходов процесса, а второй - для осаждения пероксида уранила, его твердофазного восстановления и выделения целевого продукта.

Похожие патенты:

Изобретение касается области радиационной экологии и биогеохимии и предназначено для концентрирования Th из морской воды и определения его содержания, которое может быть использовано для измерения скорости седиментационных процессов в морских водоемах.

Заявленное изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при утилизации, захоронении и рефабрикации облученных изделий из бериллия, таких как, например, отражатель нейтронов ядерных и термоядерных реакторов.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к устройствам для струйного растворения и размыва осадка, скопившегося на дне емкостей-хранилищ радиоактивных отходов любого уровня активности, перевода нерастворимой твердой фазы осадка во взвешенное состояние и выдачи раствора и суспензии из емкости.

Изобретение относится к атомной промышленности в части переработки радиоактивных отходов, а именно к устройствам для более полного освобождения емкостей-хранилищ от радиоактивных осадков, и может найти применение в химической, нефтехимической и других отраслях.

Заявленное изобретение относится к способам обработки радиоактивных отходов, а именно к очистке платины в виде лома технологического оборудования, и может быть использовано для очистки вторичной платины от радиоактивного заражения плутонием.

Изобретение относится к области атомной промышленности и может быть использовано для дезактивации внутренних и наружных поверхностей оборудования. В заявленном изобретении дезактивируемое оборудование помещают в дезактивирующий раствор и воздействуют на него ультразвуковыми колебаниями, при этом колебания возбуждают во всем объеме оборудования путем обеспечения жесткого акустического контакта поверхности оборудования с акустическими ультразвуковыми излучателями, причем колебания возбуждают в виде импульсов с частотой заполнения, соответствующей резонансной частоте нагруженных на оборудование излучателей.

Группа изобретений относится к методам захоронения долгоживущих радионуклидов, в том числе изотопов трансурановых элементов. Заявленный способ включает погружение, по меньшей мере, одной тепловыделяющей капсулы в скважину, образованную в геологических формациях.

Изобретение относится к ядерной технике и технологии, к дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами. В заявленном способе дезактивацию проводят в две стадии: на первой стадии в разогретую до 110°C камеру дезактивации с загрязненными материалами подают пар, активированный химическими реагентами, на второй стадии охлаждают камеру дезактивации и проводят обработку дезактивируемого материала растворами органических растворителей и комплексообразователей в среде сжиженных газов или низкокипящих растворителей.

Изобретение относится к средствам для наружного употребления в качестве дезактивирующего моющего средства для очистки кожных покровов человека и наружной поверхности оборудования от загрязнений радиоактивными веществами. Описано дезактивирующее моющее средство, следующего состава: ионообменная смола Ку-1 5-20%, ионообменная смола Ку-2-8чс 5-20%, ионообменная смола Ан-31 3-10%, ионообменная смола ЭДЭ-10П 3-10%, средство моющее синтетическое порошкообразное 60-84%. Технический результат - повышение эффективности дезактивирующего моющего средства за счет повышения сорбции различных радионуклидов.

Изобретение относится к средствам детритирования. Заявленное устройство содержит печь (1) для плавления тритированных отходов, при этом указанная печь содержит топку для приема тритированных отходов и барботажное устройство для ввода гидрогенизированного барботирующего газа в топку во время плавления и обработки тритированных отходов в печи. Устройство также содержит каталитический реактор (2) с четырехполюсной мембраной для обработки газа, возникающего вследствие плавления и обработки тритированных отходов в печи; при этом указанный реактор содержит мембрану для разделения двух потоков газа, проницаемую для изотопов водорода. Заявленное устройство предусмотрено для использования в заявленном способе детритирования. Техническим результатом является предотвращение производства тритиевой воды при завершении процесса детритирования. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 пр.

Изобретение относится к способу обработки твердых радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК. Способ заключается в хлорировании отходов молекулярным хлором при температуре 400-500°С и разделении полученных продуктов, при этом огарок и отфильтрованные пылевидные продукты направляют в пурекс-процесс, газовую смесь с целью очистки от ниобия и других легирующих элементов обрабатывают водородом при температуре 450-550°С и пропускают через керамический фильтр, нагретый до 500-550°С, очищенный тетрахлорид циркония кристаллизуют в конденсаторе при температуре не выше 150°С. Изобретение обеспечивает минимизацию объема и перевод большей радиоактивных отходов в более безопасные категории, а также снижение затрат, связанных с захоронением отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к технологии урана, применительно к эксплуатации производств по разделению изотопов урана, и может быть использовано для очистки различных металлических поверхностей, работающих в среде гексафторида урана, от нелетучих отложений урана. Способ очистки металлических поверхностей от отложений урана включает обработку поверхностей газообразными фторирующими реагентами, содержащими ClF3 и F2 в массовом соотношении (1,7÷3,6):1, в условиях динамического течения процесса, путем циркуляции газов через отложения урана и слой фторида натрия, нагретого до 185-225°C. Изобретение обеспечивает интенсификацию процесса фторирования, селективное извлечение из газа гексафторида урана и исключение образования коррозионно-активных и легкоконденсирующихся продуктов реакций. 1 пр., 1 табл.

Изобретение относится к атомной промышленности. Cпособ обращения с реакторным графитом остановленного уран-графитового реактора включает выборку из кладки реактора. Крупные куски графита измельчают механическим способом. Измельченные куски помещают в плазмохимический реактор в качестве расходуемых электродов. Материал расходуемых электродов испаряют. В область низкотемпературной плазмы вводят окислитель. Производят закалку продуктов плазмохимической реакции. Концентрируют продукты реакции на стенках реактора. Газообразные продукты реакции извлекают из реактора. Часть газового потока закольцовывают и подают вместе с окислителем в реактор. Газообразные продукты реакции за исключением оксидов углерода улавливают скруббером. Оксиды углерода переводят в жидкую фазу и отправляют на дальнейшее захоронение. Твердый зольный остаток извлекают из плазмохимического реактора. Изобретение позволяет очистить радиоаквтивный графит от продуктов деления и активации для дальнейшего безопасного хранения. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу химической стабилизации соединения карбида урана и устройству для осуществления способа. Способ включает следующие этапы: этап повышения температуры внутри указанной камеры до температуры окисления указанного соединения на основе карбида урана в интервале приблизительно от 380°C до 550°C, причем в указанную камеру поступает инертный газ; этап изотермической окислительной обработки при указанной температуре окисления, причем указанная камера находится под парциальным давлением O2; этап контроля завершения стабилизации указанного соединения, который содержит отслеживание количества поглощенного молекулярного кислорода и/или диоксида углерода или выделенных диоксида или моноксида углерода до достижения входного заданного значения указанного количества молекулярного кислорода, минимального порогового значения указанного количества диоксида углерода или минимальных пороговых значений диоксида углерода и моноксида углерода. Техническим результатом является возможность безопасного, надежного управляемого и ускоренного решения комплексной проблемы стабилизации соединений карбида урана с формулой UCx + yC, где число x может быть больше или равно 1, а действительное число y больше нуля. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 8 ил.

Группа изобретений относится к способу и устройству для уменьшения содержания радиоактивного материала в объекте, содержащем радиоактивный материал, до безопасного для среды обитания уровня. Способ уменьшения содержания радиоактивного материала в объекте, содержащем радиоактивный материал, до безопасного для среды обитания уровня содержит объект, который является, по меньшей мере, объектом, выбранным из группы, состоящей из организма, осадка сточных вод, почвы и золы мусоросжигательных установок. Объект подвергают стадии нагрева/нагнетания давления/сброса давления, выбранной из группы, состоящей из этапа нагрева объекта в состоянии, когда температура меньше или равна критической температуре воды, водорастворимой жидкости или смеси воды и водорастворимой жидкости, и давление больше или равно давлению насыщенного пара водосодержащей жидкости. Имеется также обрабатывающее устройство для уменьшения содержания радиоактивного материала в объекте. Группа изобретений позволяет удалить радиоактивный материал из объекта, после обработки объект может быть возращен в среду обитания. 2 н. и 16 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл., 13 пр.

Изобретение относится к способам химической дезактивации металлов с радиоактивным загрязнением. Способ дезактивации поверхностно загрязненных изделий из металлических сплавов или их фрагментов заключается в нанесении на дезактивируемую поверхность порошкового реагента, в котором по меньшей мере 80% частиц имеют размер менее 1 мкм, содержащего калий, натрий и серу, последующем нагреве поверхности, ее охлаждении и очистке от образовавшейся окалины. Порошковый реагент наносится на сухую поверхность. На обработанную реагентом поверхность наносят слой синтетического лака с температурой воспламенения 210-250°С. Изобретение позволяет повысить эффективность процесса дезактивации поверхностно загрязненных радионуклидами изделий из металлических сплавов или их фрагментов за счет увеличения контакта реагента с радионуклидами, находящимися в открытых порах, трещинах и других дефектах поверхности, при одновременном повышении его экономичности за счет уменьшения расхода порошка реагента. 3 з.п. ф-лы, 3 табл., 2 пр.

Изобретение относится к технологии утилизации и может быть использовано при утилизации крупногабаритных плавучих объектов с ядерной энергетической установкой. После вывода из эксплуатации и принятия решения об утилизации производят выгрузку отработавшего ядерного топлива из реакторов, демонтируют надстройку, выгружают часть оборудования, формируют реакторных блок, разгружают объект до состояния, при котором плоскость ватерлинии объекта оказывается ниже сформированного реакторного блока, выполняют технологический вырез в борту объекта, монтируют выкатное устройство, удаляют реакторный блок с помощью выкатного устройства. Одновременно компенсируют уменьшение массы объекта приемом на объект балласта. Затем подготавливают реакторный блок к длительному хранению, а объект утилизируют способом, установленным проектом утилизации. Технический результат - утилизация крупногабаритного плавучего объекта с ядерной энергетической установкой без использования крупнотоннажного плавучего передаточного док-понтона. 3 ил.

Группа изобретений относится к ядерной физике, к технологии обработки твердых радиоактивных отходов. Способ очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора включает их нагрев, обработку газом, перевод примесей в газовую фазу, охлаждение углеродного материала. Облученную графитовую втулку нагревают потоком низкотемпературной плазмы в первой температурной зоне проточной камеры в атмосфере инертного газа до температуры выше 3973K. Образовавшуюся газовую смесь перемещают во вторую температурную зону проточной камеры для осаждения углерода, где поддерживают температуру в интервале от 3143K до 3973K. Неосажденную газовую смесь перемещают в третью температурную зону проточной камеры, где ее охлаждают до температуры ниже 940K и осаждают технологические примеси. Остаточный инертный газ возвращают в первую температурную зону проточной камеры, процесс продолжают до полного испарения графитовой втулки. Имеется также устройство для очистки облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. Группа изобретений позволяет уменьшить время очистки графита облученных графитовых втулок уран-графитового реактора. 2 н.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к средствам переработки отработавшего ядерного топлива. В заявленном способе разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты. Далее полученную гетерогенную систему выдерживают не менее 30 минут и после отделения и промывки кислотой и водой осадок пероксида уранила подвергают твердофазному восстановлению при нагревании путем обработки его щелочным раствором гидразингидрата в воде при 2-3-кратном мольном избытке гидразина по отношению к урану, с последующим отделением полученного гидратированного диоксида урана UO2·2H2O, промыванием его раствором HNO3 с концентрацией 0,1 мольл, водой и сушкой. При этом осадок основных солей железа с продуктами деления, маточный раствор стадии осаждения пероксидов с остатками продуктов деления, отходы щелочных и промывных растворов направляют в сборник отходов для их последующей переработки. Техническим результатом является повышение экологической безопасности и уменьшение количества отходов. 8 з.п. ф-лы.

Ядерные отходы и отходы ядерного топлива – два абсолютно разных понятия. Утилизация того и другого происходит различными способами. Следует отметить, что проблема утилизации отходов ядерного топлива остро не стоит, так как сегодня есть механизмы их переработки с целью дальнейшего использования.

Что такое отходы ядерного топлива

Это – тепловыделяющие элементы. В них есть остатки ядерного топлива и другие составляющие. Промышленные предприятия перерабатывают субстанцию, применяя специальные механизмы. В результате, отходы превращаются снова в полноценное топливо, применяемое для обслуживания атомных установок любого типа (АЭС, подводные лодки, промышленность).

Совершенно иная картина с ядерными отходами. Сегодня не существует механизма их переработки. По сути, возможна только утилизация. А вот этот процесс уже имеет нюансы, которые до сих пор человечеству решить не удалось.

Виды отходов

Есть несколько видов таких отходов:

• твердые;
• жидкие;
• элементы ядерных установок.

Каждый вид отходов проходит утилизацию по-своему. Так, твердые сжигаются, затем пепел смешивают с цементом. Полученные плиты хранят в специальных хранилищах. Жидкие выпаривают, упаковывают в предназначенную для этого тару и закапывают в землю. Процесс утилизации элементных составляющих ядерных установок происходит намного сложнее.

Получается, что отходы ядерного топлива намного полезнее для человечества? Именно так. Есть масса областей жизнедеятельности человека, где переработанные отходы используются. Это:

• оружейная промышленность;
• медицина;
• сельское хозяйство;
• производство и прочее.

Во всем мире существует запрет на ввоз в страну ядерных отходов. Однако, учитывая процесс их утилизации, возникает закономерный вопрос: где хранить контейнеры с ними? Ведь требуются действительно большие по площади участки земли, которые можно использовать в качестве «кладбища» для отходов ядерной промышленности.

Несмотря на имеющиеся запреты, многие страны «третьего мира» соглашаются выделять собственную землю под захоронения контейнеров с отходами. Естественно, не безвозмездно. Пока такая лояльность спасает ситуацию, но что будет дальше, когда эти участки просто будут заполнены до отказа?

Невероятно, но решения этой проблемы нет до сих пор. Ученые ни одной страны пока не нашли возможностей для другой утилизации отходов, что крайне настораживает и беспокоит человечество. Впрочем, современные люди относятся к этой проблематике приблизительно так: «на мой век хватит, а дальше – не моя забота». Совершенно недальновидно и опрометчиво, однако на данный момент нет никаких инструментов, чтобы изменить положение дел с утилизацией и переработкой ядерных отходов.

Проблемы хранения ядерного топлива

Хотя утилизация ядерного топлива не слишком озадачивает человечество, есть другой вопрос: как надежно и безопасно хранить отходы? Отработанная субстанция подлежит «восстановлению», однако, прежде чем это случится, отходы следует где-то хранить, есть необходимость их транспортировки. Все эти процессы сопряжены с реальной угрозой для окружающей среды и, конечно, человека.

В 1998 году российскими власть держателями был инициирован закон о разрешении ввоза в страну отходов ядерного топлива из зарубежных стран. Сподвигло на принятие такого решения депутатов возможность получать отработанное топливо для дальнейшей его переработки в России и эксплуатации. Естественно, стоимость сырья являлась бы для бюджета РФ очень выгодной. По некоторым расчетам, получение отходов таким способом намного дешевле, чем собственное производство ядерного топлива.

Тогда закон принят не был, но до сих пор ведутся активные обсуждения целесообразности его принятия. С одной стороны, это экономически выгодно для страны. С другой – требуется организация и оборудование надежных хранилищ, а также грамотный подход к процессам транспортировки. Это – единственные «ограничители», которые не позволяют решиться на такой шаг. Все мощности для переработки отработанного ядерного топлива в стране имеются.

На данные момент принятие решения по этому вопросу откладывается. Впрочем, это можно считать положительной динамикой. Ибо радует, что властители, все же, задумываются не только о выгодности такого предприятия, но и возможных негативных последствий для населения России.

Первоначально ОЯТ подвергалось переработке исключительно с целью извлечения плутония при производстве ядерного оружия . В настоящее время наработка оружейного плутония практически прекращена. Впоследствии возникла необходимость в переработке топлива энергетических реакторов. Одна из целей переработки топлива энергетических реакторов - повторное использование в качестве энергетического реакторного топлива, в том числе в составе МОХ-топлива или для реализации закрытого топливного цикла (ЗЯТЦ). К 2025 году планируется создать крупномасштабный перерабатывающий радиохимический завод, который предоставит возможность решить проблему как накопленного топлива, так и ОЯТ, выгружаемого из существующих и планируемых к созданию АЭС. На Железногорском ГХК предполагается перерабатывать как в опытно-демонстрационном центре (ОДЦ), так и на крупномасштабном производстве ОЯТ водо-водяных энергетических реакторов ВВЭР-1000 и большую часть отходов реакторов канального типа РБМК-1000. Продукты регенерации будут использоваться в ядерном топливном цикле, уран – в производстве топлива для реакторов на тепловых нейтронах, плутоний (совместно с нептунием) – для реакторов на быстрых нейтронах, которые обладают нейтронно-физическими свойствами, обеспечивающими возможность эффективного замыкания ЯТЦ. При этом темпы переработки ОЯТ РБМК будут зависеть от востребованности продуктов регенерации (как урана, так и плутония) в ядерном топливном цикле. Подобные подходы легли в основу «Программы создания инфраструктуры и обращения с ОЯТ на 2011-2020 годы и на период до 2030 года», утверждённой в ноябре 2011 года.

В России первым предприятием, способным перерабатывать ОЯТ, считается Производственное Объединение «Маяк» , основанное в 1948 году . Другие крупные радиохимические заводы на территории России это Сибирский химический комбинат и Железногорский горно-химический комбинат . Крупные радиохимические производства действуют в Англии (завод Селлафилд ), во Франции (завод Cogema (англ.) русск. ) ; планируются производства в Японии (Rokkasho, 2010-е), Китае (Lanzhou, 2020), Красноярске-26 (РТ-2 , 2020-е) . США отказались от массовой переработки выгруженного из реакторов топлива и хранят его в специальных хранилищах .

Технологии

Ядерное топливо чаще всего представляет собой герметичный контейнер из сплава циркония или стали, часто именуемый тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Уран в них имеет форму небольших таблеток из оксида или (гораздо реже) других термостойких соединений урана, например нитрида урана. При распаде урана образуется множество нестабильных изотопов других химических элементов, в том числе газообразных. Требования безопасности регламентируют герметичность ТВЭЛа весь срок службы, и все эти продукты распада остаются внутри ТВЭЛа. Помимо продуктов распада остаются значительные количества урана-238, небольшие количества невыгоревшего урана-235 и наработанный в реакторе плутоний.

Задача переработки - минимизировать радиационную опасность ОЯТ, безопасно утилизировать неиспользуемые компоненты, выделить полезные вещества и обеспечить их дальнейшее использование. Для этого чаще всего применяются химические методы разделения . Наиболее простыми методами являются переработка в растворах, однако эти методы дают наибольшее количество жидких радиоактивных отходов, поэтому такие методы были популярны только на заре ядерной эры. В настоящее время ищут методы с минимизацией количества отходов, предпочтительно твердых. Их проще утилизировать остекловыванием.

В основе всех современных технологических схем переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) лежат экстракционные процессы, чаще всего так называемый Пьюрекс-процесс (от англ. Pu U Recovery EXtraction ), который заключается в восстановительной реэкстракции плутония из совместного экстракта с ураном и продуктами деления. Конкретные схемы переработки отличаются набором применяемых реагентов, последовательностью отдельных технологических стадий, аппаратурным оформлением.

Плутоний, выделенный при переработке, может быть использован в виде топлива в смеси с оксидом урана . Для топлива после достаточно длительной кампании почти две трети плутония приходится на изотопы Pu-239 и Pu-241 и около трети на Pu-240 , из-за чего он не может быть использован для изготовления надежных и предсказуемых ядерных зарядов (240 изотоп является загрязнителем) .

Примечания

1. Безопасная опасность (рус.) . Вокруг света . vokrugsveta.ru (2003, июль). Проверено 4 декабря 2013.
2. А.В. Балихин. О состоянии и перспективах развития методов переработки отработавшего ядерного топлива. (рус.) // Комплексное использование минерального сырья. - 2018. - № 1 . - С. 71-87 . - ISSN 2224-5243 .
3. инфографика (flash) от Guardian
4. Reprocessing plants, world-wide // European Nuclear Society
5. Processing of Used Nuclear Fuel // World Nuclear Association, 2013: «World commercial reprocessing capacity»
6. Status and trends in spent fuel reprocessing // IAEA -TECDOC-1467, September 2005 page 52 Table I Past, current and planned reprocessing capacities in the world
7. США хотят перерабатывать ОЯТ , «Эксперт» №11 (505) (20 мар 2006). Проверено 4 декабря 2013. «.. в отличие от Франции, России и Германии, .. США.. предпочитали хоронить его неподалеку от своего игрового центра в Лас-Вегасе в штате Невада, где на сегодняшний день накопилось уже более 10 тысяч тонн облученного топлива».
8. Plutonium "burning" in LWRs (англ.) (недоступная ссылка) . - «Current reprocessed plutonium (fuel burn-up 35-40 MWd/kg HM) has a fissile content of some 65%, the rest is mainly Pu-240.». Проверено 5 декабря 2013. Архивировано 13 января 2012 года.
9. PERFORMANCE OF MOX FUEL FROM NONPROLIFERATION PROGRAMS (англ.) . - 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting Chengdu, China, Sept. 11-14, 2011.

Экология потребления.Наука и техника: Отработанное ядерное топливо - это и весьма опасный отход с крайне недешевой утилизацией, и одновременно источник многих уникальных элементов и изотопов, стоящих весьма немалые деньги.

Кажется довольно интересным разобраться с экономикой отработанного ядерного топлива (ОЯТ). На Земле мало вещей с такой сложной экономической двойственностью: ОЯТ это и весьма опасный отход с крайне недешевой утилизацией, и одновременно источник многих уникальных элементов и изотопов, стоящих весьма немалые деньги.

Эта двойственность порождает сложный выбор о дальнейшей судьбе ОЯТ - вот уже много десятилетий подавляющее большинство стран, обладающих атомной энергетикой не могут определится, необходимо ли захоранивать ОЯТ или перерабатывать.

В этом тексте я по возможности аккуратно попытаюсь посчитать расходную и доходную часть экономики ОЯТ.

Использованные термины и сокращения:

Делящиеся материалы (ДМ) - собственно ядерное топливо, поддерживающее цепную реакцию деления (Pu239, U235, Pu241, U233). То, что называется топливом, на самом деле, кроме ДМ обычно содержит и другие материалы - кислород, уран 238 и продукты деления

Продукты деления - осколочные элементы, образующиеся из ДМ в результате реакции деления. Обычно радиоактивные изотопы от 70 до 140 номера таблицы Менделеева.

PWR/ВВЭР - самый распространенный в мире тип ядерных реакторов, с водой под давлением (не кипящей) в первом контуре, с тепловым нейтронным спектром.

БН - другой тип реакторов, с быстрым нейтронным спектром и натрием в качестве теплоносителя.

ЗЯТЦ - замыкание ядерного топливного цикла, перспективный метод расширения топливной базы ядерной энергетики. Подразумевает использование реакторов БН или БРЕСТ.

БРЕСТ - еще один тип реакторов, с быстрым нейтронным спектром и свинцовым теплоносителем, теоретически являющийся более безопасным, чем БН. Ни один подобный реактор пока не построен.

Дебит

Расходы на ОЯТ начинаются у оператора АЭС, когда оно покидает приреакторный бассейн выдержки и отправляется либо в сухое, либо в мокрое хранилище. Удобно здесь и далее все расходы пересчитывать в удельные затраты на килограмм тяжелых металлов ОЯТ, так вот в случае отправки в сухое хранилище такие расходы составляют от 130 до 300 долларов на кг ОЯТ и определяются в основном стоимостью контейнеров хранения либо здания, в котором размещается ОЯТ. Из этой суммы от 5 до 30 долларов приходится на транспортные операции.

Эти суммы, на самом деле, ничтожны. Килограмм ОЯТ, когда еще был топливом, выработал (если взять PWR/ВВЭР) от 400 до 500 МВт*ч электроэнергии, стоимостью где-то 16...50 тысяч долларов, т.е. перемещение в промежуточное хранение не стоит и 1% доходов от производства атомной электроэнергии.

Впрочем, промежуточное хранение на то и промежуточное, что у него должно быть какое-то продолжение. Это может быть либо прямое захоронение ОЯТ в неизменном виде, либо переработка.

Ниже табличка, которая показывает сокращение потребности в природном уране за счет использования делящихся материалов из переработанного топлива.

А теперь посмотрим, нет ли еще чего полезного в ОЯТ, что могло бы улучшить экономику переработки в целом. Тут необходимо вспомнить, что продукты деления урана и плутония - это примерно 70 изотопов 25 элементов. Некоторые нуклиды - стабильные и радиоактивные, в принципе, представляют коммерческий интерес.

Палладий . На каждую тонну продуктов деления приходится примерно 5% палладия сложного изотопного состава. Т.е. из каждой тонны ОЯТ БН, содержащей 100 килограмм продуктов деления, можно будет извлечь около 5 килограмм палладия, из тонны ОЯТ ВВЭР - 800 грамм. К сожалению, палладий будет радиоактивен из-за изотопа Pd-107 (его примерно 14% из всех изотопов палладия в ОЯТ), который имеет период полураспада 6,5 млн лет, т.е. дождаться его распада не получится. Удельная активность извлеченного из ОЯТ палладия будет около 1,2 МБк/г - это довольно много, НРБ-99 устанавливает предел безопасного годового поступления палладия такой активности в 1,45 грамма в год.

Теоретически, если этот радиоактивный палладий найдет применение (в каких-нибудь промышленных катализаторах, скажем) и цена его будет равна цене природного (~30000 долларов за кг!), то добытый из ОЯТ палладий будет восполнять 1-2% стоимости переработки ОЯТ.

Родий . Другой металл платиновой группы. Из тонны ОЯТ БН можно будет извлечь 1,2 кг родия, а из тонны ОЯТ ВВЭР - порядка 500 грамм. Самый долгоживущий радиоактивный изотоп Rh-102 с периодом полураспада 3,74 года, Где-то за 50 лет выдержки радиоактивность родия упадет до значений, после которых его можно считать не радиоактивным. Стоимость родия примерно такая же (сейчас даже больше), чем у палладия, соответственно добытый из ОЯТ родий будет восполнять 0,3-0,5% стоимости переработки.

Рутений . Кроме печально известного Ru-106 среди продуктов деления есть и стабильные изотопы этого элемента. Рутения по массе в ОЯТ примерно на 25% больше, чем палладия, а не радиоактивным (после распада основного количества Ru-106) он становится примерно за 40 лет выдержки. К сожалению, стоимость рутения в 6 раз ниже, чем палладия, поэтому он так же добавляет при продаже всего 0,2-0,4% от стоимости переработки ОЯТ.

Серебро . Среди осколков деления его доля приблизительно 0,8%. Т.е. из этой тонны осколков его будет около 8 кг. Имеет два относительно долгоживущих радиоактивных изотопа. Ag-110m с периодом полураспада 250 суток и Ag-108m c периодом полураспада 418 лет. Второй изотоп образуется со сравнительно малым выходом. Остаточная активность после 30 лет выдержки будет 2,9 мкКи/г, несколько повыше радиоактивности природного урана, но соизмеримо. Пригодно для технического применения, однако из-за относительно низкой стоимости вряд ли экономически оправдано.

Ксенон . Это самый распространенный из осколков урана или плутония - только стабильные изотопы составляют около 12% массы продуктов деления. Не смотря на его низкую, на фоне палладия или рутения, стоимость (~50 долларов за кг) тот факт, что ксенон - это благородный газ делает его интересным. При любой переработке ОЯТ ксенон выделяется в газообразном виде, поэтому никакой специальной радиохимии для его получения не нужно, что резко снижает себестоимость. Есть, правда, одна проблема - хотя среди изотопов ксенона нет долгоживущих (подарок природы!), его всегда сопровождает криптон, изотоп Kr-85 которого является долгоживущим радиоактивным элементом.
Тем не менее криогенная ректификация может помочь получить чистый ксенон, который находит сегодня все больше применения в ионных двигателях космических аппаратов, в наркозе и т.п. Не смотря на это, мне не удалось найти следов практики сохранения ксенона при переработке ОЯТ - обычно его просто сбрасывают в атмосферу.

Технически есть еще несколько элементов, которые в будущем могут представлять интерес для извлечения из ОЯТ - например теллур. Однако текущая стоимость этих материалов, как и в случае серебра не оправдывает их добычи из ОЯТ.

Получается следующая градация действий - дешевле всего “промежуточно” хранить, однако этот процесс рискует затянуться (как это происходит в США, где национальное захоронение ОЯТ обсуждается уже 40 лет) и стать существенным фактором в общей цене жизненного цикла ядерного топлива. Наилучшим мгновенным решением в плане стоимости является как можно более быстрое захоронение ОЯТ в глубокой геологии. Ну а если есть надежда на развитие атомной энергетики в сторону ЗЯТЦ - то необходимо развивать переработку ядерного топлива.

Кстати, посмотрите классный ролик про создание и испытания бетонной пробки для туннелей финского захоронения Онкало.

Интересное видео прилетело от студии “Сибирский ГХК”. ГХК - это “Горно-Химический Комбинат” под Красноярском, когда-то бывший центром по наработке оружейного плутония, а теперь специализирующийся на хранении и переработке ОЯТ.

Напомню, переработка ОЯТ - это одна из трех главных технологий замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ): (1)трансмутации/сжигания в реакторе, (2)экстракции новых делящихся материалов в процессе переработки ОЯТ, и (3)фабрикация нового топлива для пункта #1 (как раз и получаем цикл). Кстати, если вам это совсем не понятно, советую прочесть мой , где я попытался объяснить это максимально подробно.

Так вот, в ГХК с 2009 года строится комплекс сооружений:

Два корпуса сухого централизованного хранилища ОЯТ РБМК. Это просто хранилище с пеналами ОЯТ РБМК, которые медленно остывают, и будут так делать еще десятилетия. Его задача разгрузить пристанционные хранилища РБМК, которые скоро начнут выводить из эксплуатации. Перерабатывать это ОЯТ не будут - в нем слишком мало остаточное содержание делящихся материалов. Два корпуса позволяют разместить 18000 тонн ОЯТ РБМК.




Один корпус сухого хранилища ОЯТ ВВЭР-1000 и комплекс перегрузки из мокрого хранилища ВВЭР-1000. Напомню, что при развитии ВВЭР-1000 сразу было решено строить централизованное, а не пристанционные хранилища ОЯТ, и оно было введено в 1985 году на ГХК. Там стоит 8000 тонн ОЯТ ВВЭР-1000, и хранилище близко к заполнению. Теперь сухое (более дешевое) хранилище дополнит первое




Опытно-демонстрационный центр по переработке ОЯТ ВВЭР-1000. Его производительность будет 250 тонн в год, что примерно равно годовой выгрузке всех ВВЭР-1000/1200 в 2020 году (сейчас меньше).

Именно это строительство и показано на видео

Озвучена цена в 75 +30-35 млрд рублей=110-115 млрд, что довольно интересно. Известно, что сухие хранилища ОЯТ РБМК обошлись в 40 миллиардов, если положить на сухое хранилище ОЯТ ВВЭР-1000 с узлом перегрузки еще 30, то получаем стоимость ОДЦ 40+ миллиардов рублей, что, конечно, недешево.

Опытно-демонстрационный центр по переработке ОЯТ ВВЭР-1000 интересен тем, что здесь будет использоваться технология без сбросов жидких радиоактивных отходов (основная их масса образуется при растворении оболочек твэлов - в французском Ла-Аг, эти ЖРО сбрасывают в океан, например), а количество твердых радиоактивных отходов (это продукты деления и активации конструкции) по объему составляет ¼ от объема занимаемого перерабатываемой ТВС в контейнере, т.е. нужно в итоге в 4 раза меньше объемов окончательного захоронения. Тут есть еще тонкости со временем хранения - которое для ТВС определяется минорными актиноидами и технецием-99 - если в ходе переработки ОЯТ их извлечь и трансмутировать в в специальном реакторе во что-то более короткоживущее, то мы получим вместо сотен тысяч лет хранения ОЯТ сотни лет хранения радиоактивного мусора, оставшегося после переработки - сокращение почти в тысячу раз.

Росэнергоатом очень заинтересован в строительстве этого комплекса - с 27 года на него лягут все расходы на хранение ОЯТ, и без сухих хранилищ и переработки концерну придется туго.

ОДЦ в ГХК так же поучаствует в замыкании ядерного топливого цикла - плутоний ОЯТ ВВЭР-1000, в объеме примерно 2,5 тонны в год будет поступать на изготовления свежего топлива для БН-800 (если разрыв по соглашению СУОП устоит) или БН-1200 (если его построят).

В принципе, дальний план концерна Росэнергоатом - построить 3-6 БН-1200, и все ОЯТ ВВЭР перерабатывать таким образом, получая топливо для БН, а ОЯТ БН-1200, в свою очередь перерабатывать в МОКС топливо для ВВЭР. В итоге получается, что нового ОЯТ на хранение не образуется, а кроме того экономится 15-20% природного урана. Для этого благолепия, правда, надо построить еще более крупный завод по переработке ОЯТ, скажем на 1000 тонн в год (именно столько сейчас у крупнейшего в мире завода Areva в Ла-Аг) - это тоже в планах, впрочем я тут упрощаю - вариантов развития очень много и технологических звеньев тоже заметно больше.

Более подробно планы Росатома можно увидеть на этих трех слайдах: