RU 2560119 patentinin sahipleri:

Buluş, kullanılmış nükleer yakıtın (SNF) işlenmesi için araçlara ilişkindir. Talep edilen yöntemde, yakıt çubuklarının kesilmesi sırasında yok edilen oksit kullanılmış nükleer yakıt tabletleri, yakıtta 1.5-2.0:1'e eşit bir demir-uranyum molar oranında sulu bir demir(III) nitrat çözeltisi içinde ısıtıldığında çözünmeye tabi tutulur. , nükleer yakıtın çözünmemiş fisyon ürünleri ile demirin bazik tuzunun ortaya çıkan çökeltisi süzülerek ayrılır ve uranil peroksit, elde edilen zayıf asidik çözeltiden, etilendiamintetraasetik asidin disodyum tuzunun karıştırılarak çözeltiye art arda beslenmesi yoluyla çökeltilir. Daha sonra, elde edilen heterojen sistem en az 30 dakika tutulur ve asit ve su ile ayırma ve yıkamadan sonra, uranil peroksit çökeltisi, ısıtıldığında, işlemden geçirilerek katı faz indirgemesine tabi tutulur. alkali çözelti uranyuma göre 2-3 kat molar hidrazin fazlalığında su içinde hidrazin hidrat, ardından elde edilen hidratlı uranyum dioksit UO 2 2H 2 O'nun ayrılması, 0.1 mol/l konsantrasyonlu bir HNO3 çözeltisi ile yıkanması , su ve kurutma. Bu durumda, fisyon ürünleri ile bazik demir tuzlarının çökeltisi, fisyon ürünlerinin kalıntıları ile peroksit çökeltme aşamasının ana likörü, alkalin atıkları ve yıkama çözeltileri, sonraki işlenmeleri için atık toplayıcıya gönderilir. Teknik sonuç artırmaktır Çevre güvenliği ve atık miktarını azaltmak. 8 wp uçmak.

Buluş, nükleer enerji alanıyla, özellikle kullanılmış nükleer yakıtın (SNF) yeniden işlenmesiyle ilgilidir ve geri kalan U ve Pu miktarlarının petrolden çıkarılmasından bu yana MOX yakıtı da dahil olmak üzere yeniden işlemenin teknolojik şemasında kullanılabilir. Yeni yakıtın hazırlanması için SNF, ülkenin nükleer enerji endüstrisinin yöneldiği kapalı bir nükleer yakıt döngüsünün ana görevidir. Halihazırda, hem çalışan hem de karışık oksit uranyum-plütonyum yakıtı üzerinde çalışan 3. ve 4. nesil hızlı nötron reaktörlerinden kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesini sağlayacak yeni, düşük atık, çevre açısından güvenli ve ekonomik olarak uygulanabilir teknolojilerin oluşturulması ve optimize edilmesi önemlidir. MOX yakıtı). ).

Flor veya flor içeren kimyasal bileşikler kullanılarak SNF'nin işlenmesi için bilinen yöntemler. Nükleer yakıt bileşenlerinin ortaya çıkan uçucu flor bileşikleri gaz fazına geçer ve damıtılır. Florlama sırasında, uranyum dioksit, daha düşük uçuculuğa sahip olan plütonyumun aksine, nispeten kolay buharlaşan UF6'ya dönüştürülür. Genellikle, SNF bu şekilde yeniden işlendiğinde, SNF florlanır, içindeki uranyumun tamamını değil, sadece gerekli miktarını çıkarır, böylece onu yeniden işlenmiş yakıtın geri kalanından ayırır. Bundan sonra, buharlaşma modu değiştirilir ve içinde bulunan belirli bir miktar plütonyum da SNF kalıntısından buhar şeklinde çıkarılır.

[RF patent No. 2230130, S22V 60/02, yayın. 01/19/1976]

Bu teknolojinin dezavantajı, bu SNF işleme yönteminin gaz halinde, agresif ve çevresel olarak toksik kimyasal bileşikler kullanmasıdır. Bu nedenle, teknoloji çevre açısından güvenli değildir.

Özünde talep edilen yönteme yakın olan bir yöntem, ABD Pat. 2403634, (G21C 19/44, yayın 11/10/2010), buna göre SNF rejenerasyonu, bir nitrik asit çözeltisinde yakıt çözünme aşamasını, Pu'nun indirgenmesiyle elektrolitik değerlik kontrolü aşamasını içerir. üç değerlikli duruma ve Np'nin beş değerlikli durumunun korunmasına, altı değerlikli uranyum özütleme maddesinin bir organik çözücü içinde özütlenme aşamasına; bir oksalat çökeltisi olarak nitrik asit çözeltisinde kalan küçük aktinitlerin ve fisyon ürünlerinin birlikte çökeltilmesiyle sonuçlanan bir oksalik asit çökeltme aşaması; oksalat çökeltisine hidroklorik asit ekleyerek oksalat çökeltisini klorürlere dönüştürmek için bir klorlama aşaması; bir argon gazı akışında klorürlerin dehidrasyonu ile sentetik susuz klorürler üretmek için bir dehidrasyon aşaması; ve erimiş tuz içinde susuz klorürlerin çözülmesine ve katotta elektroliz yoluyla uranyum, plütonyum ve minör aktinitlerin biriktirilmesine yönelik bir erimiş tuz elektroliz aşaması.

Bu SNF yeniden işleme yönteminin dezavantajı, enerji tüketen, özel ekipman ve süreç gerektiren elektrokimyasal aşamaları içerdiğinden, çok aşamalı doğası ve uygulamadaki karmaşıklığıdır. Yüksek sıcaklık, özellikle erimiş tuzlarla çalışırken.

Ayrıca, kullanılmış nükleer yakıtın, uranyum veya plütonyumun tuz eriyiği kullanılarak tamamen pirokimyasal olarak işlendiği ve ardından nükleer yakıtın ayrılmış bileşenlerinin yeniden kullanıldığı bir yöntem de vardır. SNF'nin pirokimyasal işleminde, pota içinde indüksiyonla ısıtma ve potaya bir soğutucu besleyerek soğutması kullanılır.

[RF patent No. 2226725, G21C 19/46, yayın. 01/19/2009]

Pirometalurjik teknolojiler, büyük miktarlarda sıvı radyoaktif atık (LRW) oluşumuna yol açmaz ve ayrıca ekipmanın kompakt yerleşimini sağlar, ancak bunlar çok enerji yoğun ve teknolojik olarak karmaşıktır.

SNF işleme yöntemleri ayrıca şunları içerir:

(1) uranyumun dipolar aprotik bir çözücü içinde gaz halinde klor, nitrojen oksitler, kükürt dioksit veya bunların klor içeren bir bileşik ile karışımları ile oksidasyonunu içeren bir yöntem [RF patent No. 2238600, G21F 9/28, yayın. 27/04/2004];

(2) metalik uranyumun nitrik asit içeren tribütil fosfat-kerosen karışımı ile oksidasyonu dahil olmak üzere metalik uranyum içeren malzemelerin çözülmesi için bir yöntem [ABD Patenti No. 3288568, G21F 9/28, yayın. 12/10/1966];

(3) uranyum metalinin etil asetat içinde bir brom çözeltisi ile ısı ile oksitlenmesini içeren, uranyumu eritmek için bir işlem.

Bu yöntemlerin dezavantajları, sistemlerin artan yangın tehlikesini ve kullanımlarının sınırlı kapsamını içerir.

Yaygın olarak kullanılan bir SNF yeniden işleme teknolojisi, nükleer yakıtın uranyum, plütonyum ve fisyon ürünlerini (FP) içeren SNF'nin 60-80°'ye ısıtıldığında kuvvetli asidik nitrik asit çözeltilerinde çözüldüğü Purex işlemidir (prototip olarak aldık). C. Aktinitler daha sonra kerosen veya başka bir organik çözücü içinde tributil fosfat içeren bir organik faz ile nitrik asit çözeltisinden çıkarılır. Bunu, uranyum ve plütonyumun ayrılması ve bunların PD'den saflaştırılması ile ilgili teknolojik aşamalar takip eder. Purex işlemi, örneğin, The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements, 3. Baskı, Editör Lester R. Morss, Norman M. Edelstein ve Jean Fuger'da açıklanmıştır. 2006, Springer, s. 841-844.

Belirtilen SNF yeniden işleme süreci çok aşamalıdır ve çevreye zararlı ortamların kullanımına dayanmaktadır:

(1) 60-80°C'de bir SNF çözücüsü olarak nitrik asit (6-8 mol/l) ve katılımıyla reaksiyonlar sırasında agresif gazlı ürünler oluşturur;

(2) çözünmenin tamamlanmasından sonra çözeltinin asitliği nitrik asit içinde yaklaşık 3.5 mol/l olduğundan, bu kaçınılmaz olarak organik çözücüler ile U(Pu)'nun ekstraksiyonu için ekstraksiyon kullanımına yol açar;

(3) toksik, yanıcı, yüksek düzeyde yanıcı, patlayıcı ve genellikle radyasyona karşı kararsız organik çözücülerin kullanımı, sulu LRW ile birlikte büyük hacimlerde atık oluşumuna yol açar (1 ton işlenmiş SNF başına 7-12 tona kadar) .

Mevcut buluşun amacı, kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi için yenilikçi, düşük atıklı, çevresel açıdan güvenli ve ekonomik olarak uygun bir teknoloji yaratmaktır.

Bu problem, yakıt çubuklarının kesilmesi sırasında tahrip olan kullanılmış nükleer yakıt peletlerinin, molar sıcaklıkta sulu bir demir(III) nitrat çözeltisi içinde ısıtıldığında çözünmeye maruz kalmasıyla karakterize edilen yeni bir kullanılmış nükleer yakıt işleme yöntemi kullanılarak çözülür. yakıttaki demirin uranyuma oranı 1.5-2, 0:1'e eşittir, nükleer yakıtın çözünmemiş fisyon ürünleri ile bazik demir tuzunun ortaya çıkan çökeltisi süzme ile ayrılır ve uranil peroksit içeren zayıf asidik çözeltiden çökeltilir. esas olarak uranil nitrat, uranyuma göre %10'a eşit bir molar fazlalıkta karıştırarak çözeltiye art arda etilendiamintetraasetik asidin disodyum tuzunu ekleyerek ve uranyuma göre 1.5-2 kat molar fazlalıkta alınan %30 hidrojen peroksit çözeltisi 20°C'yi aşmayan bir sıcaklıkta, elde edilen heterojen sistem en az 30 dakika tutulur ve asit ve su ile ayrıştırılıp yıkandıktan sonra, uranil peroksit çökeltisi katı faza tabi tutulur. uranyuma göre 2-3 kat molar fazlalık hidrazin ile su içinde bir alkalin hidrazin hidrat çözeltisi ile işlemden geçirilerek ısıtılması üzerine indirgeme, ardından elde edilen hidratlı uranyum dioksit U022H20'nin ayrılması, bir çözelti ile yıkanması 0.1 mol/l konsantrasyonda HNO3, su ve kurutma, fisyon ürünleri ile bazik demir tuzlarının çökeltisi, fisyon ürünleri kalıntıları ile peroksit çökeltme aşamasının ana likörü, atık alkali ve yıkama çözeltileri gönderilir. sonraki işlemler için atık toplayıcı.

Tipik olarak, SNF'nin çözünmesi, pH'ı 0.2 ila 1.0 olan sulu bir demir(III) nitrat çözeltisi kullanılarak en fazla 5-10 saat süreyle 60-90°C sıcaklık aralığında gerçekleştirilir.

İzole edilmiş uranil peroksitin 0,05 mol/l konsantrasyona sahip bir HNO3 çözeltisi ile yıkanması tavsiye edilir ve katı faz indirgemesi, 60-90'da pH 10'da %10 sulu hidrazin hidrat çözeltisi ile gerçekleştirilmelidir. °C'de 10-15 saat.

Tercihen, hidratlı uranyum dioksitin kurutulması 60-90°C'de gerçekleştirilir.

İşlemi, tasarımı bir filtrasyon ünitesinin varlığını ve aparatların mekansal yönünü 180 ° değiştirme olasılığını sağlayan, birincisi çözündürmek için kullanılan iki seri bağlı iki işlevli aparatta yürütmek mümkündür. proses atıklarının toplanması ve uranyum peroksit çökeltmesi için ikincisi, katı faz indirgemesi ve izolasyon hedef ürünü.

Yöntemin teknik sonucu, kullanılmış yakıt işlemenin tüm aşamalarında, yakıt bileşenlerinin (ağırlıkça %5'e kadar UO 2, 239 Pu içeriği) - U (Pu), çözünmesi (demir nitrat) gerçeğiyle elde edilir. , çökeltici (hidrojen peroksit) ve indirgeyici reaktifler, daha fazla ayrılmaları için uygun olan farklı fazlardadır. Çözünme aşamasında, uranyum çözeltiye girer ve çözünen reaktifin büyük kısmı katı bir bileşik şeklinde salınır. Peroksit çökeltme ve katı faz indirgeyici uranyum dioksite dönüşüm aşamasında, hedef ürün katı formdadır ve sıvı fazdan kolayca ayrılır.

Önerilen yöntem aşağıdaki gibi gerçekleştirilir.

Yakıt çubuklarının kesilmesi sırasında yok edilen uranyum dioksit tabletleri (ağırlıkça %5'e kadar 239 Pu içeren) demir(III) nitrat içeren suya daldırılır ve 60-90°C'ye ısıtıldığında çözülür. U(Pu) içeren nihai çözelti ve çözünme sırasında oluşan bazik demir tuzunun hamuru ayrılır. U(Pu) ile çözeltinin uzaklaştırılmasından sonra, ana demir tuzu-PD-Mo, Tc ve Ru ile demir tuzu (~%95) ve kısmen Nd, Zr ve Pd (~%50) çökeltisi kalır. atık toplayıcıda.

Ayrılan çözeltiye U(Pu) ile hidrojen peroksit eklenir ve oda sıcaklığında uranil peroksit çökeltilir, bununla plütonyum da birlikte çökeltilir; PD ve Fe(III) nitrat, bir bazik çökelti ile bir atık toplayıcıya gönderilir. tuz. Karışık peroksitin çökeltisinin yıkanmasından elde edilen çözelti de atık toplayıcıya gönderilir. Ayrıca, oluşan peroksitin katı fazda indirgenmesi, 80-90°C'de bir nitrojen akımı ile karıştırılarak hidrazin hidratın eklenmesinden sonra gerçekleştirilir ve hidratlı U(Pu) dioksit elde edilir. Ayrılan alkali çözelti bir atık toplayıcıya taşınır. Dioksit çökeltisi, küçük bir hacimde 0.1 M HNO3 ile, daha sonra da atık toplayıcıya gönderilen damıtılmış su ile yıkanır. Nihai hedef ürün, 60-90°C'de ısıtılmış nitrojen akımında kurutulur ve cihazdan boşaltılır.

Atık toplayıcıda SNF'nin işlenmesi sırasında toplanan zayıf asidik ve hafif alkali sulu çözeltiler-atıklar buharlaştırılarak uzaklaştırılır ve içerdikleri demir 2-, 3- katyonları ile birlikte hidroksit şeklinde çökeltilir. , ve 4 değerlikli PD. PD içeren demir bileşiklerinin katı ürünü, önerilen SNF işleme yöntemindeki tek atıktır. Buharlaşan su yoğuşturulabilir ve gerekirse prosese geri döndürülebilir.

SNF yeniden işleme, iki işlevli bir şekilde gerçekleştirilebilir. özel aparat(cihazlar), tasarımı bir filtrasyon ünitesinin (UF), bir soğutucuyu besleyebilen ve reaksiyon karışımında ≤90°C'lik bir sıcaklıkta çözünme işlemini gerçekleştirebilen bir ceket ve aparatın uzaysal yönünü 180° değiştirin.

İşlem, kural olarak, iki seri bağlantılı iki işlevli cihazda aşağıdaki gibi gerçekleştirilir.

Cihazın filtrasyon ünitesi üst kısma yerleştirildiğinde cihaz SNF'yi çözecek şekilde tasarlanmıştır. U(Pu) içeren nihai çözelti ve SNF'nin çözünmesi üzerine oluşan bazik demir tuzu bulamacı ayrılır. Bunu yapmak için, UV alttayken cihaz 180° döndürülür. Filtrasyon, aparatın iç hacmine aşırı basınç uygulanarak veya bir vakum hattına bağlanarak gerçekleştirilir. U(Pu) ile çözeltinin süzülmesinden ve uzaklaştırılmasından sonra, demir tuzu ve PD (Mo, Tc ve Ru (~%95) ve kısmen Nd, Zr ve Pd (~%50)) çökeltisi olan cihaz döndürülür. UV'nin üst kısımda bulunduğu konuma 180° ve ardından cihaz, atık çözeltilerin toplanması işlevini yerine getirir.

U(Pu) ile filtrelenmiş çözelti, UV'nin cihazın tepesinde bulunduğu bir konumda aynı tasarımdaki ikinci cihaza beslenir. Çözeltiye hidrojen peroksit eklenir ve U(Pu) peroksit oda sıcaklığında çökeltilir. Biriktirme işlemi tamamlandıktan sonra cihaz 180° döndürülür ve filtrasyon ayırma aparatın altından geçirin. Elde edilen peroksit cihazdaki filtrede kalır ve çözünmüş PD (saflaştırma faktörü yaklaşık 1000) ve artık Fe(III) nitrat içeren ana likör, atık toplayıcı haline gelen bir bazik tuz çökeltisi ile ilk cihaza gönderilir. .

Cihaz, UV üstte olacak şekilde ters çevrilir ve cihazdaki filtreden gelen peroksit çökeltisi, peroksitin hidratlı U(Pu) dioksite dönüştürüldüğü bir bulamaç oluşturmak üzere hidrazin hidrat içeren az miktarda su ile yıkanır. 80-90°C'de hidrazin ile katı faz indirgemesi ile.

Katı faz indirgemesini tamamlayan ve hidratlı U(Pu) dioksiti elde eden cihaz, filtreleme işlevini gerçekleştirdiği bir konuma aktarılır. Ayrılan alkali çözelti, atık toplayıcı haline gelen bir bazik tuz tortusu ile ilk aparata gönderilir. Dioksit çökeltisi, küçük bir hacimde 0.1 M HNO3 ile, daha sonra da atık toplayıcıya gönderilen damıtılmış su ile yıkanır. Hidratlı U(Pu)O 2 ·nH 2 O çökeltisine sahip cihaz, UV'nin en üstte bulunduğu konumlara 180° döndürülür. Daha sonra hedef ürün, bir nitrojen akımı sağlanarak 60-90°C'de cihaz içinde kurutulur ve kurutmanın tamamlanmasının ardından preparasyon cihazdan boşaltılır.

Aşağıdaki örnekler, oksit SNF'yi çözmek için sulu zayıf asidik Fe(III) nitrat (klorür) çözeltilerinin, bu aşamada PD'nin bir kısmından aynı anda U(Pu) ayrılması ve ardından bunların PD kalıntılarından ayrılmasının etkinliğini göstermektedir. elde edilen çözeltiden U(Pu) peroksit çökeltmesi . Peroksitin önce hidratlı ve sonra kristalli U(Pu) dioksite katı faz indirgeyici dönüşümü, önerilen yöntemin verimliliğini arttırır.

Toz haline getirilmiş bir uranyum dioksit (238+235 U02) numunesi, 8 saat boyunca %20 hidrojen içerikli bir argon atmosferinde 850°C'de ön kalsine edildi.

132 g ağırlığında uranyum ve ağırlıkça %5 plütonyum içeren seramik nükleer yakıt tabletleri veya tozu, Fe konsantrasyonunda pH'ı en az 0.2 olan 1 l hacme sahip sulu bir demir (III) nitrat çözeltisine daldırılır. (NO 3) 3 suda 50 ila 300 g/l arasında ve 60-90 °C'ye ısıtıldığında Fe(III)'ün yakıta mol oranında 1,5 ila 1 olarak çözülür.

Çözeltideki pH değeri ve uranyum içeriği kontrol edilir ve tabletlerin çözündürülmesine, ardışık numunelerde uranyum içeriği değişmeyene kadar devam edilir. Çözünme işleminin bir sonucu olarak, ağırlıklı olarak uranil nitrat içeren ve pH değeri ≤ 2 olan bir çözelti ve bir bazik demir tuzu çökeltisi elde edilir. Alınan numunelerin kantitatif olarak çözünmesi 5-7 saatten fazla sürmez.

Nihai nitrat çözeltisi, örneğin bir sermet filtresi kullanılarak süzme yoluyla hamurdan ayrılır. Filtrede kalan bazik demir tuzunun tortusu su ile yıkanır ve yıkama suyu ile birlikte atık toplayıcıya gönderilir.

Ayrılmış uranil nitratın ≤20°C sıcaklıktaki hafif asidik çözeltisine, 60 ml %10 disübstitüe edilmiş EDTA sodyum tuzu çözeltisi (Trilon-B) ekleyin, 10 dakika karıştırın. Çözeltide beyaz bir kompleks uranil bileşiği çöker.

Karıştırarak, elde edilen süspansiyona 1-1,5 dakika aralıklarla 50 ml'lik kısımlar halinde 300 ml %30'luk bir hidrojen peroksit (H202) çözeltisi ilave edilir ve uranil elde etmek için ≤20 °C sıcaklıkta eklenir. kantitatif olarak plütonyumun birlikte çökeldiği peroksit.

Uranil peroksit çökeltisi, atık toplayıcıya gönderilen ana likörden süzülerek ayrılır. Çökelti 0.25 l 0.05 M HNO3 ile yıkanır, yıkama solüsyonu atık toplayıcıya gönderilir.

Uranil peroksitin yıkanmış çökeltisi önce su içinde %10 sulu alkalin hidrazin hidrat solüsyonu ile süspansiyona aktarılır, solüsyon pH değeri ~10'dur.

Süspansiyonun karıştırılması ve 80°C'ye ısıtılmasıyla, uranil peroksit, U(VI)'nın hidrazin ile U(IV)'e katı faz indirgenmesi sırasında hidratlı U02 ·H20 dioksite dönüşür.

U(VI)'nın U(IV)'e indirgenmesi süreci üzerindeki kontrol, 50 mg'dan fazla olmayan katı süspansiyon içeren süspansiyonların periyodik olarak örneklenmesiyle gerçekleştirilir. Çökelti, 0.1M HF ile 4M HC1 karışımı içinde çözülür, çözeltinin ilk spektrumu kaydedilir. Çözelti daha sonra amalgam ile işlenir ve bu çözeltinin ikinci bir spektrumu kaydedilir. Bu durumda, çözeltideki tüm uranyum tamamen U(IV)'e indirgenmelidir. Böylece, birinci ve ikinci spektrum çakışırsa, katı faz indirgeme işlemi tamamlanır. Aksi takdirde, peroksitin uranyum dioksite dönüştürülmesi prosedürüne devam edilir. İşlem 10-15 saatte tamamlanır.

Elde edilen hidratlı uranyum dioksit, alkali çözeltiden (hacim ~0,6 l) süzülerek ayrılır, çözelti atık toplayıcıya gönderilir. Hidratlanmış uranyum dioksit çökeltisi, çökelti hacminde kalan alkaliyi nötralize etmek için 0.25 l 0.1 M HNO3 ile filtre üzerinde yıkanır, daha sonra pH kontrolü ile çökelti hacmindeki asit izlerini gidermek için aynı hacimde su ile yıkanır. son yıkama suyu. Yıkama solüsyonları atık toplayıcıya gönderilir.

Ana likör ve uranyum peroksit analizlerinin sonuçları, uranyumun çökelme derecesinin %99,5'ten az olmadığını ve ayrılan peroksit içindeki demir içeriğinin ağırlıkça %0,02'yi geçmediğini göstermektedir.

Eser miktarda alkaliden yıkanan uranyum peroksit çökeltisi, örneğin, 60-90°C'ye ısıtılmış bir nitrojen akımı ile kurutulur ve bir toz halinde cihazdan boşaltılır.

Sonuç 131.3 g uranyum dioksitten daha az değildir.

Atık toplayıcıda toplanan hafif alkali sulu çözeltilerde, amorf hidroksit şeklinde demir kalıntıları salınır. Heterojen süspansiyon buharlaştırılır ve suyun neredeyse tamamen uzaklaştırılması sağlanır. Esas olarak demir bileşikleri olan ıslak veya kuru katı ürün, demir(III) nitrat çözeltileri kullanılarak seramik oksit yakıtın işlenmesi için talep edilen yöntemdeki tek atıktır.

Önerilen yöntem, kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesini basitleştirmeyi ve Purex işlemine kıyasla LRW oluşumunu hariç tutmayı mümkün kılar.

Yeni önemli ve ayırt edici özelliklerÖnerilen yöntemin (prototip ile karşılaştırıldığında):

Daha önce bunun için kullanılmayan, oksit SNF'yi çözmek için sulu zayıf asidik Fe(III) nitrat çözeltilerinin kullanımı. Çözünme gücünde önemli bir bozulma olmaksızın, demir nitrat Fe(III) klorür ile değiştirilebilir;

Prototipten farklı olarak, Pu(IV)'ü Pu(III)'e geri döndürmek için sisteme demir sülfat eklenmesiyle özel bir aşama yoktur. Talep edilen yöntemde, oksit uranyum ve karışık yakıt çözülürken, uranyum (IV) Fe (III) tarafından uranyum (VI)'ya oksitlenir ve ortaya çıkan Fe (II) katyonları Pu (IV)'ü Pu (III)'e indirger ve aktinitler, nitratları formunda nicel olarak çözeltiye geçer;

Talep edilen yöntemde, kullanılan ortam demir(III) nitratın hidrolizinden dolayı bir asitliğe sahip olduğundan ve konsantrasyonuna bağlı olarak 50 ila 300 g/l arasında pH'a sahip olduğundan, SNF'yi çözmek için asit eklenmesi gerekli değildir. değer 1 ile 0,3 arasında değişir;

Önerilen yöntemde yakıtın çözünmesinden sonra elde edilen çözeltilerin asitliği ≤0,1 M (uranyum 100-300 g/l için) olurken, Purex işleminde kuvvetli asit ~3M HNO3 çözeltileri oluşur. kaçınılmaz olarak büyük miktarda organik ve sulu LRW'nin ekstraksiyonuna ve oluşumuna yol açan;

Talep edilen yönteme göre SNF'nin çözünmesinden sonra düşük asitlik, Purex işlem teknolojisine kıyasla SNF işleme sürecinin organizasyonunu basitleştirmek ve LRW'yi ortadan kaldırmak için yakıt bileşenlerinin organik çözeltilerle ekstraksiyon ekstraksiyonundan vazgeçmeyi mümkün kılar;

Önerilen yöntemde, başlangıçtaki demir(III) nitrat içeriğinin ~%50'si miktarında U(Pu) ve demirin ana tuzunun bir çökeltisini içeren bir çözelti elde edilerek yakıt çözündürme işlemi tamamlanır;

Mo, Tc ve Ru gibi (~%95) ve kısmen Nd, Zr ve Pd'den (~%50) fisyon ürünleri, zaten SNF çözünmesi aşamasında uranyumdan ayrılır ve oluşan çökelti içinde konsantre edilir. temel demir tuzu. Bu aynı zamanda, Purex işlemine kıyasla önerilen SNF çözünme yönteminin bir avantajıdır;

Kullanılan zayıf asidik çözeltilerde, yakıt çubuğu kaplamasının yapısal malzemeleri ve SNF matrisinde FP'den oluşan fazlar, hafif metalik (Ru, Rh, Mo, Tc, Nb) ve gri seramik kapanımlar (Rb, Cs, Ba, Zr, Mo) çözünmez. Bu nedenle, Purex işlemindeki 6-8 M HNO3'ün aksine, zayıf asitli olanlar çözünmüş kabuk bileşenleri ve PD ile daha az kirlenecektir;

Asitlik ≤0,1 M, 100-300 g/l uranyum konsantrasyonu ile elde edilen çözeltiler, uranyum(VI) ve plütonyum(IV) peroksitlerinin birikmesi için idealdir. Hidrojen peroksit, uranyumu nicel çökeltme için gerekli olan U(VI) durumuna dönüştürdüğü için tercih edilir;

U(Pu) peroksitin çözeltiden çökeltilmesi, çözeltide bulunan hemen hemen tüm PD ve demir kalıntılarından U'nun nicel olarak ayrılmasına neden olur (saflaştırma faktörü ~1000);

Önerilen yöntemdeki yeni ve orijinal bir çözüm, hidrazin hidrat ile sulu bir U(Pu) peroksit süspansiyonunda 90°C'de hidratlı U(Pu)O 2 × nH 2 O'ya katı faz indirgeme işlemini gerçekleştirmektir, ardından hedef ürünün 60-90°C'de kurutulması ve cihazdan boşaltılması

Atık toplayıcıda SNF işlemi sırasında biriken zayıf asidik ve hafif alkali sulu atık çözeltiler, buharlaşma sırasında uzaklaştırılır ve içerdikleri demir, 2-, 3- ve 4-valent PD katyonları ile birlikte hidroksit şeklinde çöker. PD fazlarına dahil edilen demir bileşiklerinin katı ürünü, önerilen oksit SNF işleme yöntemindeki tek atıktır.

1. Kullanılmış nükleer yakıtı yeniden işlemek için bir yöntem olup, karakterize edici özelliği, yakıt çubuklarının kesilmesi sırasında yok edilen kullanılmış nükleer yakıt tabletlerinin, demir/uranyum molar oranındaki sulu bir demir(III) nitrat çözeltisi içinde ısıtıldığında çözünmeye tabi tutulmasıdır. 1.5-2.0 :1'e eşit yakıtta, nükleer yakıtın çözünmemiş fisyon ürünleri ile bazik demir tuzunun ortaya çıkan çökeltisi süzülerek ayrılır ve uranil peroksit, esas olarak uranil nitrat içeren sonuçtaki zayıf asidik çözeltiden sırayla beslenme yoluyla çökeltilir. 20'yi aşmayan bir sıcaklıkta uranyuma göre 1.5-2 kat molar fazlalıkta alınan, uranyuma göre %10'a eşit molar fazlalıkta etilendiamintetraasetik asidin disodyum tuzunu karıştırarak çözelti ve %30 hidrojen peroksit çözeltisi °C'de, elde edilen heterojen sistem en az 30 dakika tutulur ve asit ve su ile ayrıştırılıp yıkandıktan sonra uranil peroksit çökeltisi ısıtıldığında katı hal indirgemesine tabi tutulur. uranyuma göre 2-3 kat molar fazlalıkta hidrazin su içinde alkali bir hidrazin hidrat çözeltisi ile muamele edilmesi, ardından elde edilen hidratlı uranyum dioksit UO2 2H20'nin ayrılması, bir HNO3 çözeltisi ile yıkanması 0.1 mol / l konsantrasyonda, su ve kurutma, fisyon ürünleri ile bazik demir tuzlarının çökeltisi, fisyon ürünü kalıntıları ile peroksit çökeltme aşamasının ana likörü, atık alkali ve yıkama çözeltileri, bunların için atık toplayıcıya gönderilir. sonraki işleme.

2. Kullanılmış nükleer yakıtın çözülmesinin 60-90°C'de gerçekleştirilmesiyle karakterize edilen, istem l'e göre kullanılmış nükleer yakıtı işleme yöntemi.

3. İstem l'e göre kullanılmış nükleer yakıtı işleme yöntemi olup, özelliği yakıtı çözmek için pH değeri 0,2 ila 1,0 olan sulu bir demir (III) nitrat çözeltisinin kullanılmasıdır.

4. Kullanılmış nükleer yakıtın çözünmesinin 5-10 saatten fazla yapılmaması ile karakterize edilen, istem l'e göre kullanılmış nükleer yakıtı işleme yöntemi.

5. Kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesi için istem l'e göre bir yöntem olup, özelliği, uranil peroksit çökeltisinin 0.05 mol/l konsantrasyonlu bir HN03 çözeltisi ile yıkanmasıdır.

6. İstem l'e göre kullanılmış nükleer yakıtı işleme yöntemi olup, özelliği, katı faz indirgemesinin pH 10'da %10 sulu hidrazin hidrat çözeltisi ile gerçekleştirilmesidir.

7. İstem l'e göre kullanılmış nükleer yakıtı işleme yöntemi olup, özelliği, katı faz indirgeme işleminin 60-90°C'de 10-15 saat boyunca gerçekleştirilmesidir.

8. Kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesi için istem l'e göre bir yöntem olup, özelliği, hidratlı uranyum dioksitin kurutulmasının 60-90°C'de gerçekleştirilmesidir.

9. Paragraflardan herhangi birine göre kullanılmış nükleer yakıtı işleme yöntemi. 1-8, işlemin, tasarımı bir filtreleme ünitesinin varlığını ve aparatların uzamsal yönünü 180 ° değiştirme olasılığını sağlayan, seri bağlantılı iki çift işlevli aparatta gerçekleştirilmesiyle karakterize edilir. proses atıklarını çözmek ve toplamak için kullanılır ve ikincisi peroksit uranili çökeltmek için kullanılır, katı faz indirgemesi ve hedef ürünün izolasyonu.

Benzer patentler:

Buluş, radyasyon ekolojisi ve biyojeokimya alanı ile ilgilidir ve aşağıdakilerden Th konsantrasyonuna yöneliktir: deniz suyu ve deniz sularındaki sedimantasyon süreçlerinin hızını ölçmek için kullanılabilecek içeriğinin belirlenmesi.

Talep edilen buluş nükleer mühendislik ile ilgilidir ve örneğin nükleer ve termal için bir nötron reflektörü gibi ışınlanmış berilyum ürünlerinin bertarafı, bertarafı ve yeniden imalatında kullanılabilir. nükleer reaktörler.

Buluş nükleer endüstri ile, yani herhangi bir aktivite seviyesindeki radyoaktif atıklar için depolama tanklarının dibinde biriken tortunun püskürtülmesi ve erozyonu, tortunun çözünmeyen katı fazının askıya alınmış bir duruma aktarılması ve dağıtılması için cihazlarla ilgilidir. çözelti ve tanktan süspansiyon.

Buluş, radyoaktif atıkların işlenmesi açısından nükleer endüstriyle ve özellikle depolama tanklarının radyoaktif serpintiden daha eksiksiz bir şekilde salınması için cihazlarla ilgilidir ve kimya, petrokimya ve diğer endüstrilerde kullanılabilir.

Talep edilen buluş, radyoaktif atıkların işlenmesi için yöntemlerle, yani teknolojik ekipmanın hurdası biçiminde platinin saflaştırılmasıyla ilgilidir ve plütonyum tarafından radyoaktif kirlenmeden ikincil platinin saflaştırılması için kullanılabilir.

Buluş nükleer endüstri ile ilgilidir ve ekipmanın iç ve dış yüzeylerini dekontamine etmek için kullanılabilir. Talep edilen buluşta, dekontamine edilen ekipman, bir dekontaminasyon solüsyonuna yerleştirilerek ultrasonik titreşimlere maruz bırakılırken, titreşimler, akustik ultrasonik emitörler ile ekipman yüzeyinin sert akustik teması sağlanarak ekipmanın tüm hacminde uyarılır ve titreşimler, yayıcı ekipman için yüklenen rezonans frekansına karşılık gelen bir doldurma frekansına sahip darbeler şeklinde uyarılır.

MADDE: buluşlar grubu, transuranyum elementlerin izotopları dahil olmak üzere uzun ömürlü radyonüklidlerin bertaraf yöntemleri ile ilgilidir. Talep edilen yöntem, jeolojik oluşumlarda oluşturulmuş bir kuyuya en az bir yakıt kapsülünün daldırılmasını içerir.

Buluş, nükleer mühendislik ve teknoloji, dekontaminasyon ile ilgilidir. çeşitli malzemeler radyonüklidlerle kirlenmiş. Talep edilen yöntemde, dekontaminasyon iki aşamada gerçekleştirilir: ilk aşamada, kimyasal reaktifler tarafından aktive edilen buhar, kontamine malzemelerle 110°C'ye ısıtılan dekontaminasyon odasına beslenir, ikinci aşamada deaktivasyon odası soğutulur ve deaktivasyon odası soğutulur. deaktive edilmiş malzeme, sıvılaştırılmış gazların veya düşük kaynama noktalı çözücülerin bulunduğu bir ortamda organik çözücülerin ve kompleks oluşturucu maddelerin çözeltileriyle işlenir.

Buluş, insan derisinin ve insan derisinin temizlenmesi için bir dekontaminasyon deterjanı olarak harici kullanıma yönelik ürünlere ilişkindir. dış yüzey radyoaktif kontaminasyondan ekipman. Aşağıdaki bileşime sahip bir dekontaminasyon deterjanı tarif edilmektedir: Ku-1 iyon değişim reçinesi %5-20, Ku-2-8chs iyon değişim reçinesi %5-20, An-31 iyon değişim reçinesi %3-10, EDE-10P iyon değişim reçine %3-10, deterjan sentetik tozu %60-84. ETKİ: çeşitli radyonüklidlerin sorpsiyonunu artırarak dekontaminasyon deterjanının artan verimi.

Buluş, döküntü araçlarına ilişkindir. Talep edilen cihaz, tritiye edilmiş atıkların eritilmesi için bir fırın (1) içerirken, bahsedilen fırın, tritiye edilmiş atıkların alınması için bir fırın ve fırında tritiye edilmiş atıkların eritilmesi ve işlenmesi sırasında hidrojene köpüren gazın fırına verilmesi için bir köpürme cihazı içerir. Cihaz ayrıca, fırında tritiye edilmiş atıkların eritilmesi ve işlenmesinden kaynaklanan gazın işlenmesi için dört kutuplu bir membrana sahip bir katalitik reaktör (2) içerir; söz konusu reaktör, hidrojen izotoplarına karşı geçirgen iki gaz akışını ayırmak için bir zar içerir. Talep edilen cihaz, talep edilen detritus yönteminde kullanım için sağlanmıştır. Teknik sonuç, kırıntı işlemi tamamlandıktan sonra trityum suyunun üretimini önlemektir. 2 n. ve 9 z.p. f-ly, 4 ill., 1 pr.

Buluş, basınçlı su reaktörlerinden ve RBMK reaktörlerinden nükleer yakıtın işlenmesi sırasında üretilen katı radyoaktif atıkların işlenmesi için bir yöntemle ilgilidir. Yöntem, atığın moleküler klor ile 400-500°C sıcaklıkta klorlanması ve ortaya çıkan ürünlerin ayrıştırılmasından oluşur, kül ve filtrelenmiş toz benzeri ürünler Purex işlemine gönderilirken, gaz karışımı hidrojen ile işlenir. niyobyum ve diğer alaşım elementlerini uzaklaştırmak için 450-550°C sıcaklıkta ve 500-550°C'ye ısıtılmış seramik bir filtreden geçirilmiş, saflaştırılmış zirkonyum tetraklorür, 150°C'yi aşmayan bir sıcaklıkta bir yoğunlaştırıcıda kristalize edilir. Buluş, hacmin en aza indirilmesini ve daha fazla radyoaktif atığın daha güvenli kategorilere aktarılmasını ve ayrıca atık bertarafı ile ilgili maliyetlerin azaltılmasını sağlar. 1 z.p. f-ly, 1 hasta, 1 sekme.

Buluş, uranyum izotop ayırma tesislerinin çalışması ile ilgili olarak uranyum teknolojisi ile ilgilidir ve bir uranyum heksaflorür ortamında çalışan çeşitli metal yüzeyleri uçucu olmayan uranyum tortularından temizlemek için kullanılabilir. Metal yüzeyleri uranyum birikintilerinden temizlemeye yönelik bir yöntem, dinamik işlem koşulları altında, uranyum birikintileri ve bir sodyum florür tabakası boyunca dolaşan gazlar yoluyla, (1.7÷3.6)::1 kütle oranında ClF3 ve F2 içeren gazlı florinleştirici reaktiflerle yüzeylerin işlenmesini içerir. , 185-225 °C'ye ısıtılır. ETKİ: buluş, florlama işleminin yoğunlaştırılmasını, uranyum heksaflorürün gazdan seçici olarak çıkarılmasını ve aşındırıcı ve kolayca yoğunlaşan reaksiyon ürünlerinin oluşumunun dışlanmasını sağlar. 1 örn., 1 sekme.

Buluş, nükleer endüstri ile ilgilidir. Kapatılmış bir uranyum-grafit reaktöründen reaktör grafitini işlemek için bir yöntem, reaktör duvarından bir numune içerir. Büyük grafit parçaları mekanik olarak ezilir. Ezilmiş parçalar, sarf elektrotları olarak bir plazma-kimyasal reaktöre yerleştirilir. Sarf malzemesi elektrotlarının malzemesi buharlaştırılır. Düşük sıcaklıklı plazma bölgesine bir oksitleyici madde verilir. Plazma-kimyasal reaksiyonun ürünleri söndürülür. Reaksiyon ürünleri, reaktörün duvarlarında konsantre edilir. Gaz halindeki reaksiyon ürünleri reaktörden çıkarılır. Gaz akışının bir kısmı döngülenir ve oksitleyici ile birlikte reaktöre beslenir. Karbon oksitler hariç gaz halindeki reaksiyon ürünleri bir yıkayıcı tarafından toplanır. Karbon oksitler sıvı faza aktarılır ve daha sonra bertaraf edilmek üzere gönderilir. Katı kül kalıntısı, plazma-kimyasal reaktörden çıkarılır. ETKİ: buluş, daha güvenli depolama için radyoaktif grafitin fisyon ve aktivasyon ürünlerinden arındırılmasını mümkün kılar. 4 wp f-ly, 2 hasta.

Buluş, bir uranyum karbür bileşiğinin kimyasal stabilizasyonu için bir yöntemle ve yöntemin uygulanması için bir cihazla ilgilidir. Yöntem aşağıdaki adımları içerir: adı geçen oda içindeki sıcaklığın adı geçen uranyum karbür bileşiğinin oksidasyon sıcaklığına yaklaşık olarak 380°C ila 550°C aralığında yükseltilmesi adımı, burada bir soy gaz adı geçen odaya girer; bahsedilen oksidasyon sıcaklığında bir izotermal oksidasyon işlemi aşaması, bahsedilen oda, 02'nin kısmi bir basıncı altındadır; belirtilen moleküler oksijen giriş set değerine, minimum eşik değerine kadar emilen moleküler oksijen ve/veya karbon dioksit veya yayılan karbon dioksit veya karbon monoksit miktarının izlenmesini içeren söz konusu bileşiğin stabilizasyonunun tamamlanmasının izlenmesi adımı Belirtilen karbondioksit miktarının veya karbon dioksit ve karbon monoksitin minimum eşik değerlerine ulaşılır. Teknik sonuç, x sayısının 1'e eşit veya daha büyük olabileceği ve gerçek sayının UCx + yC formülü ile uranyum karbür bileşiklerinin karmaşık stabilizasyonu sorununa güvenli, güvenilir, kontrollü ve hızlandırılmış bir çözüm olasılığıdır. y sıfırdan büyüktür. 2 n. ve 11 z.p. f-ly, 8 hasta.

MADDE: Buluş grubu, radyoaktif malzeme içeren bir nesnedeki radyoaktif malzeme içeriğini çevre için güvenli bir düzeye indirmek için bir yöntem ve cihazla ilgilidir. Radyoaktif malzeme içeren bir nesnedeki radyoaktif malzeme içeriğini çevre için güvenli bir düzeye indirme yöntemi, bir organizma, kanalizasyon çamuru, toprak ve yakma külünden oluşan gruptan seçilen en az bir nesne olan bir nesneyi içerir. Nesne, sıcaklığın suyun, suda çözünür bir sıvının veya bir sıvının kritik sıcaklığına eşit veya daha düşük olduğu bir durumda nesnenin ısıtılması adımından oluşan gruptan seçilen bir ısıtma/basınçlandırma/basınçlandırma adımına tabi tutulur. su ve suda çözünür bir sıvı karışımı ve basınç, su içeren sıvıların doymuş buhar basıncından büyük veya ona eşittir. Nesnedeki radyoaktif malzeme içeriğini azaltmak için bir işleme cihazı da vardır. ETKİ: Buluş grubu, radyoaktif malzemenin bir nesneden çıkarılmasını mümkün kılar; işlendikten sonra nesne çevreye geri döndürülebilir. 2 n. ve 16 z.p. f-ly, 5 ill., 1 sekme., 13 pr.

Buluş, radyoaktif kontaminasyonlu metallerin kimyasal dekontaminasyonu için yöntemler ile ilgilidir. Metal alaşımlarından veya parçalarından yapılmış yüzeyi kirlenmiş ürünlerin dekontaminasyonu için yöntem, partiküllerin en az %80'inin potasyum, sodyum ve kükürt içeren 1 um'den küçük bir boyuta sahip olduğu, dekontamine edilmiş yüzeye bir toz reaktif uygulanmasından oluşur. , yüzeyin daha sonra ısıtılması, soğutulması ve oluşan ölçekten temizlenmesi. Toz reaktif kuru bir yüzeye uygulanır. Reaktifle işlenen yüzeye 210-250°C tutuşma sıcaklığına sahip bir sentetik cila tabakası uygulanır. ETKİ: buluş, reaktifin açık gözeneklerde, çatlaklarda ve diğer yüzey kusurlarında bulunan radyonüklidlerle temasını artırarak, metal alaşımlarından veya bunların parçalarından yapılmış radyonüklid ürünleri ile kirlenmiş yüzeyin dekontaminasyon işleminin verimliliğini arttırmayı mümkün kılarken, arttırırken reaktif tozu tüketimini azaltarak verimliliği. 3 wp f-ly, 3 sekme., 2 pr.

Buluş, geri dönüşüm teknolojisi ile ilgilidir ve bir nükleer santral ile büyük yüzen nesnelerin geri dönüştürülmesinde kullanılabilir. Hizmetten çıkarma ve bertaraf kararından sonra, kullanılmış nükleer yakıt reaktörlerden boşaltılır, üst yapı sökülür, ekipmanın bir kısmı boşaltılır, reaktör bloğu oluşturulur, nesne su hattı düzleminin olduğu bir duruma boşaltılır. nesne, oluşturulmuş reaktör bloğunun altındadır, nesnenin yanında teknolojik bir kesme yapılır, çekmeceli cihazı monte edin, çekmeceli cihazı kullanarak reaktör bloğunu çıkarın. Aynı zamanda, nesnenin kütlesindeki azalma, nesne üzerine balast alınarak telafi edilir. Daha sonra reaktör bloğu uzun süreli depolama için hazırlanır ve nesne, bertaraf projesinin öngördüğü şekilde bertaraf edilir. ETKİ: büyük kapasiteli bir yüzer transfer rıhtım dubası kullanmadan nükleer santral ile büyük bir yüzer nesnenin sökülmesi. 3 hasta.

Buluş grubu aşağıdakilerle ilgilidir: nükleer Fizik, katı radyoaktif atık işleme teknolojisine. Bir uranyum-grafit reaktörünün ışınlanmış grafit burçlarını temizleme yöntemi, bunların ısıtılmasını, gazla işlenmesini, safsızlıkların gaz fazına aktarılmasını ve karbon malzemenin soğutulmasını içerir. Işınlanmış grafit manşon, akış odasının birinci sıcaklık bölgesinde, bir asal gaz atmosferinde 3973K'nin üzerindeki bir sıcaklığa kadar düşük sıcaklıktaki bir plazma akışıyla ısıtılır. Elde edilen gaz karışımı, sıcaklığın 3143K ila 3973K aralığında tutulduğu karbon çökeltme akış odasının ikinci sıcaklık bölgesine aktarılır. Birikmeyen gaz karışımı, 940K'nın altındaki bir sıcaklığa soğutulduğu ve proses safsızlıklarının çökeltildiği akış odasının üçüncü sıcaklık bölgesine aktarılır. Kalan soy gaz, akış odasının birinci sıcaklık bölgesine geri döndürülür, işlem grafit kovanın tamamen buharlaşmasına kadar devam ettirilir. Uranyum-grafit reaktörünün ışınlanmış grafit burçlarını temizlemek için bir cihaz da vardır. ETKİ: buluş grubu, bir uranyum-grafit reaktörünün ışınlanmış grafit burçlarının grafitini temizleme süresini azaltmayı mümkün kılar. 2 n.p. f-ly, 4 hasta.

Buluş, kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesi için araçlara ilişkindir. Talep edilen yöntemde, yakıt çubuklarının kesilmesi sırasında yok edilen oksit kullanılmış nükleer yakıt tabletleri, yakıtta 1.5-2.0: 1'e eşit bir demir-uranyum molar oranında sulu bir demir nitrat çözeltisi içinde ısıtıldığında çözünmeye tabi tutulur; bazik demir tuzunun çözünmemiş fisyon ürünleri ile çökeltisi nükleer yakıt süzülerek ayrılır ve uranil peroksit, etilendiamintetraasetik asidin disodyum tuzunun karıştırılarak çözeltiye art arda beslenmesi ile elde edilen zayıf asidik çözeltiden çökeltilir. Daha sonra, elde edilen heterojen sistem en az 30 dakika tutulur ve asit ve su ile ayırma ve yıkamadan sonra, uranil peroksit çökeltisi, su içinde bir alkalin hidrazin hidrat çözeltisi ile muamele edilerek ısıtıldığında katı faz indirgemesine tabi tutulur. uranyuma göre 2-3 kat molar hidrazin fazlalığında, ardından elde edilen hidratlı uranyum dioksit UO2 2H2O'nun ayrılması, 0.1 mol konsantrasyonlu bir HNO3 çözeltisi, su ile yıkanması ve kurutulması. Bu durumda, fisyon ürünleri ile bazik demir tuzlarının çökeltisi, fisyon ürünlerinin kalıntıları ile peroksit çökeltme aşamasının ana likörü, alkalin atıkları ve yıkama çözeltileri, sonraki işlenmeleri için atık toplayıcıya gönderilir. Teknik sonuç, çevre güvenliğini artırmak ve atık miktarını azaltmaktır. 8 wp uçmak.

Nükleer atık ve nükleer yakıt atığı kesinlikle iki farklı konseptler. Her ikisinin de elden çıkarılması Farklı yollar. Nükleer yakıt atıklarının bertaraf edilmesi sorununun akut olmadığı, çünkü günümüzde daha fazla kullanım amacıyla işlenmesi için mekanizmalar olduğu belirtilmelidir.

nükleer yakıt atığı nedir

Bunlar yakıt elemanlarıdır. Nükleer yakıt kalıntılarını ve diğer bileşenleri içerirler. Sanayi işletmeleri, maddeyi özel mekanizmalar kullanarak işler. Sonuç olarak, atık her türlü nükleer tesise (nükleer santraller, denizaltılar, endüstri) hizmet etmek için kullanılan tam teşekküllü bir yakıta dönüşür.

Nükleer atıklarla tamamen farklı bir resim. Bugün bunların işlenmesi için bir mekanizma yoktur. Aslında sadece geri dönüşüm mümkündür. Ancak bu süreç zaten insanlığın şimdiye kadar çözemediği nüanslara sahiptir.

Atık türleri

Bu tür atıkların birkaç türü vardır:

• sert;
• sıvı;
• nükleer tesislerin unsurları.

Her tür atık kendi yöntemiyle bertaraf edilir. Böylece katılar yakılır, ardından küller çimento ile karıştırılır. Ortaya çıkan plakalar özel depolama tesislerinde saklanır. Sıvılar buharlaştırılır, bu amaca yönelik kaplarda paketlenir ve toprağa gömülür. Nükleer tesislerin temel bileşenlerinin geri dönüşüm süreci çok daha karmaşıktır.

Nükleer yakıt atıklarının insanlık için çok daha faydalı olduğu ortaya çıktı mı? Aynen öyle. Geri dönüştürülmüş atıkların kullanıldığı birçok insan faaliyeti alanı vardır. BT:

• silah endüstrisi;
• ilaç;
• Tarım;
• üretim ve benzeri.

Tüm dünyada ülkeye nükleer atık ithalatı yasağı var. Bununla birlikte, elden çıkarma süreci göz önüne alındığında, doğal bir soru ortaya çıkıyor: konteynerleri onlarla nerede saklamalı? Ne de olsa, nükleer endüstriden kaynaklanan atıklar için "mezarlık" olarak kullanılabilecek gerçekten büyük araziler gereklidir.

Mevcut yasaklara rağmen, "üçüncü dünya"nın birçok ülkesi atık konteynerlerinin bertarafı için kendi arazilerini tahsis etmeyi kabul ediyor. Doğal olarak, ücretsiz değil. Şimdiye kadar, bu tür bir sadakat durumu kurtarıyor, ancak bu alanlar tam kapasite dolduğunda bundan sonra ne olacak?

İnanılmaz bir şekilde, bu soruna hala bir çözüm yok. Hiçbir ülkede bilim adamları, insanlık için son derece endişe verici ve endişe verici olan diğer atıkların bertarafı için henüz fırsat bulamadılar. Yine de, modern insanlar bu konuyu yaklaşık olarak şu şekilde ilişkilendirin: "hayatım için yeterli, o zaman bu benim umrumda değil." Kesinlikle dar görüşlü ve pervasız, ancak şu anda nükleer atıkların elden çıkarılması ve işlenmesiyle ilgili durumu değiştirecek hiçbir araç yok.

Nükleer yakıt depolama sorunları

Nükleer yakıtın bertarafı insanlığı çok fazla şaşırtmasa da, başka bir soru daha var: atık nasıl güvenli ve güvenilir bir şekilde depolanır? Harcanan madde "geri kazanıma" tabidir, ancak bu gerçekleşmeden önce atık bir yerde depolanmalıdır, taşınması gerekir. Tüm bu süreçler, çevreye ve elbette insanlara yönelik gerçek bir tehditle ilişkilidir.

1998'de Rus makamları, nükleer yakıt atıklarının Türkiye'den ithal edilmesine izin veren bir yasa çıkardı. yabancı ülkeler. Rusya'da daha fazla işlenmesi ve işletilmesi için kullanılmış yakıt alma fırsatı, milletvekillerini böyle bir karar vermeye sevk etti. Doğal olarak, hammadde maliyeti Rusya Federasyonu bütçesi için çok karlı olacaktır. Bazı hesaplamalara göre, bu şekilde atık elde etmek, kendi nükleer yakıt üretiminden çok daha ucuzdur.

O zaman, yasa kabul edilmedi, ancak kabulünün uygunluğu konusunda hala aktif tartışmalar var. Bir yandan, ülke için ekonomik olarak faydalıdır. Öte yandan, güvenilir depolama tesislerinin organizasyonu ve donanımı ile nakliye süreçlerine yetkin bir yaklaşım gerektirir. Bunlar, böyle bir adıma karar vermenize izin vermeyen tek "sınırlayıcıdır". Ülkede kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesi için tüm tesisler mevcuttur.

Şu an için bu konuyla ilgili bir karar bekleniyor. Ancak, bu olumlu bir eğilim olarak kabul edilebilir. Bununla birlikte, yöneticilerin sadece böyle bir girişimin karlılığını değil, aynı zamanda Rusya nüfusu için olası olumsuz sonuçları da düşünmeleri memnuniyet vericidir.

Başlangıçta, SNF yalnızca nükleer silah üretiminde plütonyum çıkarmak amacıyla yeniden işlendi. Şu anda, silah sınıfı plütonyum üretimi pratik olarak durdu. Daha sonra, güç reaktörlerinden yakıtın işlenmesi ihtiyacı ortaya çıktı. Güç reaktörü yakıtının yeniden işlenmesinin hedeflerinden biri, MOX yakıtının bir parçası olarak veya kapalı bir yakıt döngüsünün (CFFC) uygulanması için güç reaktörü yakıtı olarak yeniden kullanmaktır. 2025 yılına kadar, hem depolanan yakıt hem de mevcut ve planlanan nükleer santrallerden boşaltılan kullanılmış nükleer yakıt sorununu çözme fırsatı sağlayacak büyük ölçekli bir radyokimyasal işleme tesisi kurulması planlanmaktadır. Zheleznogorsk GCC'de, hem deneysel gösteri merkezinde (ODC) hem de VVER-1000 basınçlı su reaktörlerinden büyük ölçekli SNF üretiminde ve kanal tipi reaktörlerden RBMK-1000 atıklarının çoğunun işlenmesi planlanmaktadır. Rejenerasyon ürünleri nükleer yakıt çevriminde, uranyum termal nötron reaktörleri için yakıt üretiminde, plütonyum (neptünyum ile birlikte) hızlı nötron reaktörleri için nükleer yakıt çevrimini etkin bir şekilde kapatmayı mümkün kılan nötronik özelliklere sahip olacak. Aynı zamanda, RBMK SNF'nin yeniden işlenme hızı, nükleer yakıt çevriminde rejenerasyon ürünlerine (hem uranyum hem de plütonyum) olan talebe bağlı olacaktır. Bu tür yaklaşımlar, 2011-2020 ve Kasım 2011'de onaylanan 2030'a kadar olan dönem için Altyapı Oluşturma ve SNF Yönetimi Programının temelini oluşturdu.

Rusya'da, 1948'de kurulan Mayak Üretim Birliği, kullanılmış nükleer yakıtı işleyebilen ilk kuruluş olarak kabul edilir. Rusya'daki diğer büyük radyokimyasal tesisler, Sibirya Kimyasal Kombine ve Zheleznogorsk Madencilik ve Kimyasal Kombinedir. Büyük radyokimyasal üretimler İngiltere'de (Sellafield tesisi), Fransa'da (Cogema tesisi) faaliyet göstermektedir. (İngilizce) Rusça) ; üretimin Japonya (Rokkasho, 2010'lar), Çin (Lanzhou, 2020), Krasnoyarsk-26'da (RT-2, 2020'ler) yapılması planlanıyor. Amerika Birleşik Devletleri, reaktörlerden boşaltılan yakıtın toplu işlenmesini terk etti ve onu özel depolama tesislerinde depolamaya başladı.

teknoloji

Nükleer yakıt, çoğunlukla yakıt elemanı (FEL) olarak adlandırılan zirkonyum alaşımı veya çelikten yapılmış sızdırmaz bir kaptır. İçlerindeki uranyum, küçük oksit topakları veya (çok daha az sıklıkla) uranyum nitrür gibi ısıya dayanıklı diğer uranyum bileşikleri biçimindedir. Uranyumun bozunması, diğer birçok kararsız izotopu üretir. kimyasal elementler gazlar dahil. Güvenlik gereksinimleri, tüm hizmet ömrü boyunca yakıt elemanının sızdırmazlığını düzenler ve tüm bu çürüme ürünleri yakıt elemanının içinde kalır. Bozunma ürünlerine ek olarak, önemli miktarlarda uranyum-238, az miktarda yanmamış uranyum-235 ve reaktörde üretilen plütonyum kalır.

Yeniden işlemenin görevi, kullanılmış nükleer yakıtın radyasyon tehlikesini en aza indirmek, kullanılmayan bileşenleri güvenli bir şekilde elden çıkarmak, faydalı maddeleri izole etmek ve bunların daha fazla kullanılmasını sağlamaktır. Bunun için en sık kimyasal ayırma yöntemleri kullanılır. Çoğu basit yöntemlerçözümlerde işleniyor, ancak bu yöntemler en büyük sayı sıvı radyoaktif atık, bu nedenle bu tür yöntemler sadece şafakta popülerdi nükleer çağ. Şu anda tercihen katı olmak üzere atık miktarını en aza indirecek yöntemler arıyor. Vitrifikasyon yoluyla atılmaları daha kolaydır.

Kullanılmış nükleer yakıtın (SNF) işlenmesi için tüm modern teknolojik planların kalbinde, çoğunlukla plütonyumun indirgeyici sıyırma işleminden oluşan Purex süreci (İngilizce'den. Pu U Geri Kazanım Ekstraksiyonu) adı verilen ekstraksiyon süreçleri vardır. uranyum ve fisyon ürünleri ile ortak bir özüt. Spesifik işleme şemaları, kullanılan reaktifler seti, bireysel teknolojik aşamaların sırası ve enstrümantasyon açısından farklılık gösterir.

Yeniden işlemeden ayrılan plütonyum, uranyum oksit ile karıştırıldığında yakıt olarak kullanılabilir. Yeterince uzun bir kampanyadan sonra yakıt için, plütonyumun neredeyse üçte ikisi Pu-239 ve Pu-241 izotopları ve yaklaşık üçte biri Pu-240'tır, bu yüzden güvenilir ve öngörülebilir nükleer yükler yapmak için kullanılamaz (240 izotop kirletici) .

Notlar

1. Güvenli tehlike (Rusça). dünya çapında. vokrugsveta.ru (2003, Temmuz). Erişim tarihi: 4 Aralık 2013.
2. AV Balıkhin. Kullanılmış nükleer yakıt yeniden işleme yöntemlerinin geliştirilmesi için durum ve beklentiler hakkında. (Rusça) // Mineral hammaddelerin entegre kullanımı. - 2018. - Hayır. 1. - s. 71-87. - ISSN 2224-5243.
3. Guardian tarafından hazırlanan infografik (flaş)
4. Yeniden işleme tesisleri, dünya çapında // European Nuclear Society
5. Kullanılmış Nükleer Yakıtın İşlenmesi // Dünya Nükleer Birliği, 2013: "Dünya ticari yeniden işleme kapasitesi"
6. Kullanılmış yakıtın yeniden işlenmesinde durum ve eğilimler // IAEA -TECDOC-1467, Eylül 2005 sayfa 52 Tablo I Geçmişteki, mevcut ve planlanan yeniden işleme kapasiteleri Dünya
7. ABD, SNF'yi işlemek istiyor, "Uzman" No. 11 (505) (20 Mart 2006). Erişim tarihi: 4 Aralık 2013. “.. Fransa, Rusya ve Almanya'nın aksine, .. Amerika Birleşik Devletleri .. onu kendi yakınlarına gömmeyi tercih etti. oyun Merkezi Bugüne kadar 10.000 tondan fazla ışınlanmış yakıtın biriktiği Las Vegas, Nevada'da.”
8. LWR'lerde plütonyum "yanıyor"(İngilizce) (kullanılamayan bağlantı). - "Mevcut yeniden işlenmiş plütonyum (yakıt yanması 35-40 MWd/kg HM) yaklaşık %65 oranında bölünebilir içeriğe sahiptir, geri kalanı esas olarak Pu-240'tır.". Erişim tarihi: 5 Aralık 2013. 13 Ocak 2012 tarihinde kaynağından arşivlendi.
9. MOX FUEL'IN YAYILMAMIŞ PROGRAMLARDAN PERFORMANSI . - 2011 Su Reaktörü Yakıt Performansı Toplantısı Chengdu, Çin, Eylül. 11-14, 2011.

Tüketim ekolojisi Bilim ve teknoloji: Kullanılmış nükleer yakıt, hem son derece pahalı bertarafı olan çok tehlikeli bir atık hem de aynı zamanda oldukça fazla paraya mal olan birçok benzersiz element ve izotop kaynağıdır.

Kullanılmış nükleer yakıtın (SNF) ekonomisini anlamak oldukça ilginç görünüyor. Yeryüzünde böylesine karmaşık bir ekonomik ikiliğe sahip çok az şey vardır: SNF, hem son derece pahalı bertarafı olan çok tehlikeli bir atıktır hem de aynı zamanda oldukça fazla paraya mal olan birçok benzersiz element ve izotopun kaynağıdır.

Bu ikilik, hakkında zor bir seçime yol açar. gelecek kader SNF - onlarca yıldır, ülkelerin büyük çoğunluğu nükleer güç kullanılmış nükleer yakıtı elden çıkarmanın veya yeniden işlemenin gerekli olup olmadığına karar veremezler.

Bu metinde SNF ekonomisinin gider ve gelir kısmını olabildiğince doğru bir şekilde hesaplamaya çalışacağım.

Kullanılan terimler ve kısaltmalar:

Bölünebilir malzemeler (DM)- fisyon zinciri reaksiyonunu destekleyen gerçek nükleer yakıt (Pu239, U235, Pu241, U233). Yakıt denilen şey, aslında, DM'ye ek olarak, genellikle diğer malzemeleri içerir - oksijen, uranyum 238 ve fisyon ürünleri

fisyon ürünleri- fisyon reaksiyonunun bir sonucu olarak DM'den oluşan parçalanma elemanları. Genellikle periyodik tablo numarasının 70 ila 140'ı arasında radyoaktif izotoplar.

PWR/VVER- termal nötron spektrumlu, birincil devrede basınçlı su (kaynar olmayan) ile dünyadaki en yaygın nükleer reaktör tipi.

BN- hızlı bir nötron spektrumu ve soğutucu olarak sodyum içeren başka bir reaktör türü.

CNFC- Nükleer enerjinin yakıt tabanını genişletmek için umut verici bir yöntem olan nükleer yakıt döngüsünün kapatılması. BN veya BREST reaktörlerinin kullanımını ima eder.

BREST- teorik olarak BN'den daha güvenli olan hızlı bir nötron spektrumu ve bir kurşun soğutucuya sahip başka bir reaktör tipi. Henüz böyle bir reaktör inşa edilmedi.

borç

SNF maliyetleri, reaktör havuzundan ayrıldığında ve kuru veya ıslak depolamaya gönderildiğinde NPP operatörü ile başlar. Burada ve aşağıda tüm maliyetleri, SNF ağır metallerinin kilogramı başına birim maliyetler olarak yeniden hesaplamak uygundur, ancak bir kuru depolama tesisine nakliye durumunda, bu maliyetler, SNF'nin kg'ı başına 130 ila 300 dolar arasında değişir ve esas olarak aşağıdakiler tarafından belirlenir. depolama konteynerlerinin maliyeti veya SNF'nin bulunduğu bina. Bu miktarın 5 ila 30 doları nakliye operasyonlarından kaynaklanmaktadır.

Bu miktarlar aslında ihmal edilebilir düzeydedir. Hala yakıt iken bir kilogram SNF, 400 ila 500 MWh elektrik üretti (PWR / VVER alırsak), 16 ... 50 bin dolar civarında bir yere mal oldu, yani. ara depolamaya transfer, nükleer enerji üretiminden elde edilen gelirin %1'ine bile değmez.

Ancak, ara depolama bunun içindir ve ara depolama, bir tür devamı olmalıdır. Bu, SNF'nin değişmemiş bir biçimde doğrudan bertarafı veya yeniden işleme olabilir.

Aşağıda, yeniden işlenmiş yakıttan elde edilen bölünebilir malzemelerin kullanımı yoluyla doğal uranyum ihtiyacındaki azalmayı gösteren bir tablo bulunmaktadır.

Şimdi, kullanılmış nükleer yakıtta bir bütün olarak yeniden işleme ekonomisini iyileştirebilecek başka yararlı bir şey olup olmadığına bakalım. Burada uranyum ve plütonyumun fisyon ürünlerinin 25 elementin yaklaşık 70 izotopu olduğunu hatırlamak gerekir. Hem kararlı hem de radyoaktif olan bazı nüklidler, prensipte ticari açıdan önemlidir.

paladyum. Her bir ton fisyon ürünü için, karmaşık bir izotopik bileşimin yaklaşık %5 paladyumu vardır. Şunlar. 100 kilogram fisyon ürünü içeren her bir ton BN SNF'den yaklaşık 5 kilogram paladyum ve bir ton VVER SNF'den 800 gram paladyum çıkarılabilir. Ne yazık ki, paladyum 6,5 milyon yıllık bir yarı ömre sahip olan Pd-107 izotopu (SNF'deki tüm paladyum izotoplarının yaklaşık %14'ü) nedeniyle radyoaktif olacaktır, yani. çökmesini bekleyemez. Kullanılmış nükleer yakıttan elde edilen paladyumun spesifik aktivitesi yaklaşık 1.2 MBq/g olacaktır - bu oldukça fazladır, NRB-99, bu tür aktivitenin yıllık güvenli paladyum alımının sınırını yılda 1.45 gram olarak belirler.

Teorik olarak, eğer bu radyoaktif paladyum uygulama bulursa (örneğin bazı endüstriyel katalizörlerde) ve fiyatı doğalın fiyatına (kg başına ~30.000$!) eşitse, kullanılmış nükleer yakıttan çıkarılan paladyum bunun %1-2'sini oluşturacaktır. kullanılmış nükleer yakıt işleme maliyeti.

Rodyum. Platin grubunun bir başka metali. Bir ton BN SNF'den 1,2 kg rodyum, bir ton VVER SNF'den yaklaşık 500 gram rodyum elde etmek mümkün olacaktır. En uzun ömürlü radyoaktif izotop, 3,74 yıllık yarı ömre sahip Rh-102'dir.50 yıllık maruz kalmanın bir yerinde, rodyumun radyoaktivitesi, radyoaktif olmadığı kabul edilebilecek değerlere düşecektir. Rodyumun maliyeti, sırasıyla, paladyum ile aynı (şimdi daha da fazla) olup, kullanılmış nükleer yakıttan çıkarılan rodyum, işleme maliyetinin %0.3-0.5'ini oluşturacaktır.

Rutenyum. Kötü şöhretli Ru-106'ya ek olarak, fisyon ürünleri arasında bu elementin kararlı izotopları da vardır. Kütle olarak, SNF'deki rutenyum paladyumdan yaklaşık %25 daha fazladır ve yaklaşık 40 yıl maruz kaldıktan sonra radyoaktif olmaz (ana Ru-106 miktarının bozulmasından sonra). Ne yazık ki, rutenyum maliyeti paladyumdan 6 kat daha düşüktür, bu nedenle satıldığında kullanılmış nükleer yakıt işleme maliyetinin sadece %0.2-0.4'ünü ekler.

Gümüş. Fisyon parçaları arasında payı yaklaşık %0,8'dir. Şunlar. bu ton parçadan yaklaşık 8 kg olacaktır. Nispeten uzun ömürlü iki radyoaktif izotopa sahiptir. 250 günlük yarı ömre sahip Ag-110m ve 418 yıllık yarı ömre sahip Ag-108m. İkinci izotop, nispeten düşük bir verimle oluşturulur. 30 yıllık yaşlanmadan sonra kalan aktivite, doğal uranyumun radyoaktivitesinden biraz daha yüksek, ancak karşılaştırılabilir olan 2,9 μCi/g olacaktır. Teknik uygulamalar için uygundur, ancak nispeten düşük maliyeti nedeniyle ekonomik olarak pek haklı değildir.

ksenon. Uranyum veya plütonyum parçalarının en yaygın olanıdır - kararlı izotoplar tek başına fisyon ürünlerinin kütlesinin yaklaşık %12'sini oluşturur. Paladyum veya rutenyum ile karşılaştırıldığında düşük maliyetine rağmen (kg başına ~50$), ksenonun soy gaz olması onu ilginç kılmaktadır. Kullanılmış nükleer yakıtın herhangi bir şekilde işlenmesi sırasında, ksenon gaz halinde salınır, bu nedenle onu elde etmek için özel bir radyokimyaya gerek yoktur, bu da maliyeti önemli ölçüde azaltır. Bununla birlikte, bir sorun var - uzun ömürlü ksenon izotopları olmamasına rağmen (doğanın bir armağanı!), Her zaman Kr-85 izotopu uzun ömürlü bir radyoaktif element olan kripton eşlik eder.
Bununla birlikte, kriyojenik damıtma, günümüzde uzay araçlarının iyon iticilerinde, anestezide vb. daha fazla uygulama bulan saf ksenonun elde edilmesine yardımcı olabilir. Buna rağmen, kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesi sırasında ksenon depolama uygulamasının izlerini bulamadım - genellikle atmosfere atılıyor.

Teknik olarak, gelecekte kullanılmış nükleer yakıttan ekstraksiyon için ilgi çekici olabilecek başka unsurlar da var - örneğin tellür. Bununla birlikte, gümüş durumunda olduğu gibi bu malzemelerin mevcut maliyeti, kullanılmış nükleer yakıttan çıkarılmalarını haklı çıkarmaz.

Aşağıdaki eylem derecelendirmesi ortaya çıkıyor - en ucuz yol “arada” depolamaktır, ancak bu süreç gecikme riskini taşır (kullanılmış nükleer yakıtın ulusal olarak bertarafının tartışıldığı Amerika Birleşik Devletleri'nde olduğu gibi) 40 yıl boyunca) ve nükleer yakıt yaşam döngüsünün toplam maliyetinde önemli bir faktör haline geldi. Maliyet açısından en iyi acil çözüm, kullanılmış nükleer yakıtı mümkün olduğunca çabuk derin jeolojide bertaraf etmektir. Peki, nükleer enerjinin CNFC yönünde gelişmesi için bir umut varsa, o zaman nükleer yakıtın işlenmesini geliştirmek gerekir.

Bu arada, Fin mezar bölgesi Onkalo'nun tünelleri için beton bir tapanın oluşturulması ve test edilmesi hakkında harika bir video izleyin.

Sibirya GCC stüdyosundan ilginç bir video geldi. MCC, bir zamanlar silah sınıfı plütonyum üretimi için bir merkez olan ve şimdi kullanılmış nükleer yakıtın depolanması ve işlenmesinde uzmanlaşan Krasnoyarsk yakınlarındaki bir "Madencilik ve Kimyasal Kombine"dir.

Kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesinin kapalı nükleer yakıt döngüsünün (CFFC) üç ana teknolojisinden biri olduğunu hatırlatmama izin verin: (1) bir reaktörde dönüştürme / yakma, (2) kullanılmış nükleer yakıtın yeniden işlenmesi sırasında yeni bölünebilir malzemelerin çıkarılması, ve (3) 1 numaralı tesis için yeni yakıt üretimi (sadece çevrimi alın). Bu arada, bu sizin için net değilse, okumanızı tavsiye ederim. mümkün olduğunca detaylı bir şekilde açıklamaya çalıştım.

Böylece, 2009'dan beri MCC'de bir tesis kompleksi inşa edildi:

SNF için RBMK kuru merkezi depolama tesisinin iki binası. Bu sadece, yavaş yavaş soğuyan ve gelecek on yıllar boyunca da öyle olmaya devam edecek olan kullanılmış RBMK kullanılmış nükleer yakıt bidonlarının bulunduğu bir depolama tesisidir. Görevi, yakında hizmet dışı bırakılmaya başlayacak olan yerinde RBMK depolama tesislerini boşaltmak. Bu SNF yeniden işlenmeyecektir - içinde çok az parçalanabilir malzeme kalıntısı vardır. İki bina 18.000 ton RBMK SNF'yi barındırabilir.




VVER-1000 SNF kuru depolama tesisinin bir binası ve VVER-1000 ıslak depolama tesisinden bir yakıt ikmali kompleksi. VVER-1000'in geliştirilmesi sırasında hemen yerinde SNF depolama tesisi yerine merkezi bir tesis kurmaya karar verildiğini ve 1985 yılında MCC'de devreye alındığını hatırlatmama izin verin. Orada 8.000 ton VVER-1000 kullanılmış nükleer yakıt var ve depolama tesisi dolmaya yakın. Şimdi kuru (daha ucuz) depolama, ilkini tamamlayacak




VVER-1000 SNF Yeniden İşleme için Deneysel Gösteri Merkezi. Kapasitesi yılda 250 ton olacak ve bu da yaklaşık olarak 2020'deki tüm VVER-1000/1200'ün (şimdi daha az) yıllık boşaltmasına eşit.

Videoda gösterilen bu yapıdır.

Fiyat 75 + 30-35 milyar ruble = 110-115 milyar olarak açıklandı, ki bu oldukça ilginç. RBMK SNF kuru depolama tesislerinin 40 milyar rubleye mal olduğu biliniyor, eğer VVER-1000 SNF kuru depolama tesisine bir yeniden yükleme ünitesi ile 30 milyar daha koyarsak, o zaman ODC'nin 40+ milyar ruble maliyetini alıyoruz. , elbette ucuz değil.

VVER-1000 SNF Yeniden İşleme için Pilot ve Gösteri Merkezi, teknolojiyi sıvı radyoaktif atıkları boşaltmadan kullanması bakımından ilginçtir (bunların büyük kısmı yakıt kaplamasının çözülmesiyle oluşur - Fransız La Hague'da bu LRW, örneğin okyanusa boşaltılır). ) ve katı radyoaktif atık miktarı (bunlar yapının fisyon ve aktivasyon ürünleridir) hacimce kaptaki işlenmiş yakıt gruplarının kapladığı hacmin ¼'üdür, yani. sonuç olarak, 4 kat daha az nihai bertaraf hacmi gereklidir. Yakıt düzenekleri için küçük aktinitler ve teknetyum-99 tarafından belirlenen depolama süresiyle ilgili hala incelikler var - kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesi sırasında çıkarılırlar ve özel bir reaktörde daha kısa ömürlü bir şeye dönüştürülürse, o zaman yüzlerce yerine Kullanılmış nükleer yakıtın binlerce yıllık depolanmasından sonra, işlemden sonra kalan yüzlerce yıllık radyoaktif atık depolaması elde edeceğiz - neredeyse bin kat azalma.

Rosenergoatom bu kompleksin inşasıyla çok ilgileniyor - 27'den beri SNF'yi depolamanın tüm maliyetlerini üstlenecek ve kuru depolama ve işleme olmadan endişe zor olacak.

MCC'deki ODC, nükleer yakıt döngüsünün kapatılmasında da yer alacak - VVER-1000 kullanılmış nükleer yakıttan plütonyum, BN-800 için taze yakıt üretimine yılda yaklaşık 2,5 ton tedarik edilecek (eğer varsa SUOP anlaşması kapsamındaki kırılma) veya BN-1200 (eğer inşa edilmişse).

Prensip olarak, Rosenergoatom endişesinin uzun vadeli planı, 3-6 BN-1200'ü inşa etmek ve tüm VVER SNF'yi bu şekilde işlemek, BN için yakıt elde etmek ve BN-1200 SNF, sırayla VVER için yakıtı işlemek. MOX. Sonuç olarak, depolama için yeni bir SNF üretilmediği ve ayrıca %15-20 oranında doğal uranyum tasarrufu sağlandığı ortaya çıktı. Bununla birlikte, bu ihtişam için, kullanılmış nükleer yakıtın işlenmesi için daha da büyük bir tesis inşa etmek gerekiyor, örneğin yılda 1000 ton (bu, dünyanın en büyük tesisi olan La Hague'deki Areva fabrikasının şu anda sahip olduğu miktardır) - bu da planlarda var, ama burada basitleştiriyorum - geliştirme seçenekleri çok sayıda teknolojik bağlantı var ve ayrıca gözle görülür şekilde daha fazlası var.

Rosatom'un planlarını bu üç slaytta daha detaylı görebilirsiniz: