РАДИОХИМИЧЕСКИЕ ТЕХНОЛОГИИ В ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ
ЫСТРЫХ» РЕАКТОРОВ
Доктор химических наук Андрей ШАДРИН, заместитель директора по науке Центра по обращению с радиоактивными отходами
и отработанным ядерным топливом Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов им. А.А. Бочвара (Москва)
Достижение энергетического и экономического лидерства нашим государством лежит в создании экологически чистой, безопасной
и дешевой атомной энергетики. Обеспечить эти параметры может переход на замкнутый топливный цикл, когда ядерные «отходы», точнее извлеченные из них уран, плутоний и нептуний, оказываются новым горючим, пригодным для использования в АЭС. Однако современные промышленные технологии переработки отработанного (облученного) ядерного топлива (ОЯТ) и фабрикации смешанного уран-плутониевого не позволяют в полной мере решить актуальные проблемы замыкания топливного цикла. Поэтому сегодня усилия металловедов, технологов, конструкторов должны быть направлены на их кардинальное совершенствование.
' Неводные («сухие») операции (Гидрометаллургические операции I
Принципиальная схема головных операций комбинированных технологий для переработки низковыдержанного облученного ядерного топлива.
ЭНЕРГЕТИКА НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ
Специалисты давно признали: получившая в 1970-х годах широкое распространение в нашей стране и мире технология, основанная на тепловых ядерных реакторах с водяным или графитовым замедлителем нейтронов, не может в долгосрочной перспективе обеспечить полномасштабное и безопасное функционирование отрасли. Это связано с низкой эффективностью использования в таких системах делящегося материала — изотопа 235^ составляющего лишь ~0,7% в природном уране (остальная его часть уходит в «балласт»). Поэтому долговременная стратегия развития «большой» атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на «быстрых» ядерных реакторах. Они позволяют осуществлять воспроизводство топлива за счет конверсии идущего сейчас в отвалы урана -238 в плутоний-239 для последующего возврата их в энергетический цикл и тем самым обеспечивать безопасность атомной энергетики и ее практически бесконечную с исторической точки зрения ресурсную самодостаточность.
«Быстрые» реакторы давно разрабатывают во многих странах, но пока широкого внедрения они не получили. Сегодня в России действует единственный в мире промышленный аппарат данного типа БН-600 с натриевым теплоносителем электрической мощностью 600 МВт. Его ввели в эксплуатацию в 1980 г. на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Там же строят новый энергоблок с реактором мощностью 880 МВт, запуск которого намечен
на 2014 г. Но в полной мере реализовать накопленные в этой области знания смогут разработанные в Опытном конструкторском бюро машиностроения им. И.И. Африкантова (г. Нижний Новгород) и в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники им. Н.А. Доллежаля (Москва) реакторы на быстрых нейтронах мощностью 1200 МВт с натриевым (БН-1200) и свинцовым (БРЕСТ-1200) теплоносителем соответственно. Прототип промышленного реактора на быстрых нейтронах опытно-демонстрационный реактор БРЕСТ-300-ОД с пристанционным ядерным топливным циклом (заводом по переработке ОЯТ и производству нового ядерного топлива из регенерированных материалов) планируют ввести в эксплуатацию в 2020-х годах на территории Сибирского химического комбината в атомграде Северск Томской области.
Однако массовый переход к замкнутому топливному циклу на основе «быстрых» реакторов невозможен без решения ряда химико-технологических проблем. К ним, в частности, относятся: снижение длительности так называемого внешнего топливного цикла (фазы хранения и переработки делящегося материала вне реактора) и повышение его выгорания; уменьшение затрат на переработку и фабрикацию топлива за счет сокращения технологического процесса, а также объемов вторичных, нетехнологических отходов и увеличения срока службы оборудования; снижение затрат на обращение с радиоактивными отходами за счет трансмутации (превращения) долгоживущих актинидов, рецикла (возврата) конструкционных
ОТВС
J 1 L
Растворение в Zn
3
Очистка электролита (удаление ДМ)
Очистка электролита (удаление Am, Cm, РЗЭ)
2
Am, Cm, РЗЭ Очистка электролита
(регенерация)
kJ
■!. п Отверждение выводимого электролита
Электролит
Регенерация воды и кислоты
J ^ ВАО (Cs, Sr)
Принципиальная схема комбинированной (пиро+гидро) технологии переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах.
материалов и использования разлагаемых в процессе переработки реагентов. Кроме того, переход к замкнутому циклу ставит дополнительные вопросы, связанные с высоким содержанием делящихся материалов в облученном и рефабрицированном (вновь изготовленном) топливе.
ВЫСОКОЕ ВЫГОРАНИЕ И НИЗКОЕ ВРЕМЯ ВЫДЕРЖКИ
На сегодняшний день среднее выгорание перерабатываемого уранового или смешанного оксидного ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах составляет ~55 и 45 гВт-сут/т соответственно, в то время как для уран-плутониевого топлива «быстрых» реакторов ожидается 100 гВт-сут/т и более. Повышение этого показателя практически вдвое приведет к почти пропорциональному увеличению содержания в облученном топливе продуктов деления, многие из которых представляют серьезную проблему с точки зрения осадкообразования при переработке традиционными гидрометаллургическими методами, основанными на ПУРЕКС-процессе (от англ. Plutonium-Uranium Recovery by Eхtraction — регенерация урана и плутония посредством экстракции).
Кроме того, нарастание продуктов деления неизбежно спровоцирует появление осадков молибдена
и циркония при низкой или стронция и бария при высокой кислотности растворов, а увеличенная концентрация плутония — его захват осадками и необходимость проведения специальных операций по их отмывке. Все это отрицательно скажется на экономической эффективности и без того далеко не дешевого процесса переработки ОЯТ
Низкое время выдержки облученного топлива после выгрузки его из реактора позволит сократить объемы хранилищ и количество содержащихся в них ядерных материалов, но потребует операций с ОЯТ, обладающим высоким тепловыделением и температурой. Конечно, все перечисленные риски можно снизить за счет разведения растворов, но это существенно увеличит объем перерабатываемых высоко- и среднеактивных отходов. Такое решение вряд ли будет экономически эффективным, даже если использовать технологию окисления для предварительной отгонки трития, или кристаллизацию — для отказа от органического экстрагента (растворителя). То есть с ростом выгорания облученного топлива снижается привлекательность традиционных гидрометаллургических технологий.
Отметим, «сухие» (безводные пироэлектрохими-ческая и газофторидная) технологии переработки ОЯТ разрабатывают достаточно давно, в том числе
Завод по регенерации облученного ядерного топлива РТ-1, введенный в эксплуатацию в 1977 г. на Производственном объединении «Маяк» (г. Озерск Челябинской области). Фото И. Яковлева
применительно к плотному (металлическому) топливу реакторов на быстрых нейтронах. Пироэлек-трохимические процессы, протекающие в расплавах солей, позволяют выделять уран, плутоний и нептуний в виде металла. Их разрабатывают в основном для переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах. К «сухим» относят и газофторидную технологию, преимущества которой очевидны при переработке ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах, в результате чего получают уран в виде гексафторида, пригодного для обогащения, и совсем не очевидны — в случае с реакторами на быстрых нейтронах, когда уран и плутоний в соответствии с принципами нераспространения ядерного оружия не отделяют друг от друга.
Снижению затрат на переработку высоковыгоревшего топлива с низким временем выдержки могут способствовать и различные комбинированные технологии, основанные на «сухих» методах, а также в сочетании с «водными» процессами. Каждая из них подразумевает операции, отделяющие актиниды (группу радиоактивных химических элементов с атомными номерами 90—103) от продуктов деления без привлечения водных растворов, что дает возможность работать с низковыдержанным топливом. Словом, низкое время выдержки и высокое выгорание вынуждает применять неводные процессы.
ВЫСОКОЕ СОДЕРЖАНИЕ ДЕЛЯЩЕГОСЯ МАТЕРИАЛА
Другая, но ведущая к похожим проблемам особенность переработки ОЯТ «быстрых» реакторов — высокое содержание в них делящихся материалов. На сегодня промышленный опыт обращения с подобным топливом имеют лишь Франция и Россия. Очевидно, проблемы, связанные с обеспечением ядерной безопасности, снова заставляют обратиться к «сухим» методам. Отметим только: гидрометаллургия также пригодна для работы с большими количествами делящихся материалов, но требует либо разбавления растворов, либо применения кольцевых аппаратов, что отрицательно влияет на экономику процесса переработки из-за увеличения объемов отходов и размеров аппаратов.
СОКРАЩЕНИЕ ЧИСЛА ОПЕРАЦИЙ И ОБЪЕМА ОТХОДОВ
Попытки достичь снижения затрат за счет сокращения числа операций предпринимают в основном разработчики гидрометаллургических технологий. Вероятно, это связано с накопленным ими опытом промышленной эксплуатации радиохимических производств. Кроме того, именно в рамках этих технологий с целью предотвращения образования больших количеств водных и органических отходов предлага-
ч,тт
Макет опытно-демонстрационного центра по переработке облученного ядерного топлива на Железногорском горно-химическом комбинате (Красноярский край) производительностью 250 т в год.
Срок сдачи в эксплуатацию — 2015-2017 гг.
ют переход к осадительным процессам и переориентацию на неорганические носители для сорбции (поглощения), а также применение прямой термической денитрации нитратов актинидов (разложения солей кислоты) для получения порошков урана и плутония. Для гидрометаллургических, комбинированных технологий исследуют и коррозионную активность сред с целью подбора более стойких конструкционных материалов, а также возможность использования разлагаемых реаг
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.