Энциклопедия Челябинской области

главнаяэнциклопедияэнциклопедия новаяобъявления
Точный Средний Глубокий

Переработка облучённого ядерного топлива

Переработка облучённого ядерного топлива С развитием атомной энергетики возникла проблема обращения с отработ. ядерным топливом (ОЯТ), выгружаемым из реакторов АЭС. Ежегодно в мире только из тепловых реакторов (их действует на АЭС более 400) извлекается ок. 1000 т ОЯТ. Отработ. топливо — это не ядерные отходы, а весьма ценный энергетически насыщ. продукт. Так, после облучения в реакторах типа ВВЭР в ОЯТ остается 95% урана-238, 1% урана-235, к-рые целесообразно повторно вовлечь в топливный цикл. К наст. времени практически все страны, развивающие ядерную энергетику, определили свою стратегию в завершающей стадии ядерного топливного цикла. В Великобритании, России, Франции и Японии в качестве базового принят замкнутый топливный цикл (с переработкой ОЯТ); в Канаде, США, Финляндии и Швеции — открытый топливный цикл (без переработки). Несмотря на определ. различия в технолог. схемах переработки ОЯТ, они практически одинаковы на всех совр. радиохим. з-дах. В общем виде они включают в себя след. операции: прием и хранение ОЯТ; подготовка ОЯТ к переработке; резка-растворение и подготовка раствора топлива к экстракции; очистка урана и плутония от продуктов деления и разделение их; аффинажная очистка уранового и плутониевого продуктов; концентрирование и хранение уранового продукта; концентрирование плутониевого продукта, его денитрация или оксалатное осаждение с прокаливанием и хранением продукта; обработка (очистка, концентрирование, отверждение и др.) газообразных, жидких и твердых радиоактивных отходов. В России в настоящее время регенерацией ОЯТ занимается единств. предпр., входящее в структуру ФГУП «ПО “Маяк”» (см. «Маяк»),— з-д РТ-1. Введение его в строй позволило производить переработку ОЯТ реакторов ВВЭР-440, БН-600, а также трансп. и исследоват. реакторов. Т. о., было обеспечено эффективное замыкание топливного цикла по «вторичному» урану — через смешивание низкообогащ. урана твэлов (тепловыделяющих элементов) ВВЭР и урана повыш. степ. обогащения из др. облуч. мат-лов. В разработке технологии и оборудования принимали участие отраслевые и академич. н.-и. и проектные ин-ты, крупнейшие машиностр. и приборостроит. предпр. страны. В основе производств. процесса переработки ОЯТ, включающего выделение из топлива урана, плутония, нептуния, их разделение и глубокую очистку от радионуклидов продуктов деления, лежит цельно-экстракционный, т. н. пурекс-процесс, в к-ром в качестве экстрагента используется трибутилфосфат в углеводородном разбавителе. Процесс осуществляется в многоступенчатых экстракторах типа «смеситель — отстойник» с механич. или пульсационным перемешиванием фаз. Каждый из 3 актиноидов (U, Pu, Np) проходит через 2 цикла экстракции. Общий коэффициент очистки от продуктов деления составляет от 107 до 109. Фактор разделения урана и плутония — более 7∙105; потери U, Pu и Np в экстракционном процессе не превышают 0,01, 0,025 и 0,5% соответственно. На сегодняшний день з-д РТ-1 является многофункцион. самостоят. пр-вом, на к-ром осуществляется переработка широкой номенклатуры ОЯТ с высокими технико-экон. показателями. Выводимыми из заводского технолог. процесса продуктами являются: диоксид энергетич. плутония с содержанием плутония-239 (по массе) 65—70% [поступает на врем. хранение на склад, в дальнейшем будет использоваться при пр-ве МОХ-топлива (смесь окиси урана и окиси плутония)]; сплав гексагидрата нитрата уранила с содержанием урана-235 (по массе) 2,4—2,6% (направляется на изготовление топлива для реакторов РБМК); закись-окись урана ср. и высокого обогащения по урану-235 (используется при изготовлении топлива для реакторов БН-600 и ВВЭР-1000); диоксид нептуния-237 (используется для реакторного получения плутония-238); концентраты палладия, стронция, технеция, цезия и др. (периодич. наработка для техн. использования и исследоват. целей). Важнейшим показателем технологии переработки ОЯТ является объем образующихся жидких радиоактивных отходов (ЖРО). На ПО «Маяк» принята концепция экологически безопасного обращения с отходами любого уровня активности, в соответствии с к-рой разработана принципиальная технолог. схема обращения с ЖРО любого типа (согласно ей все текущие отходы полностью перерабатываются). Для высокоактивных отходов, в соответствии с требованиями безопасного хранения, используются матрицы из фосфатного стекла; для средне- и низкоактивных — цементные матрицы. Обращение с жидкими радиоактивными растворами всех уровней активности с целью их утилизации является неотъемлемой частью замкнутого топливного цикла ядерной энергетики. Вовлечение в ядерный топливный цикл регенерир. из ОЯТ урана и плутония отвечает экон. и стратегич. целям России.

Вы можете дополнить или исправить текст, добавить фотографии и ссылки - правка
Поделиться:
    
Комментарии
Нет комментариев
Добавить комментарий
Имя(2-40 символов)
Комментарий(10-500 символов)
Энциклопедия Челябинской области
Яндекс.Метрика