Перспективные технологии утилизации отхода

- одновременное извлечение  основной массы долгоживущих  радионуклидов в рамках простой  одноэкстрагентной схемы.

Недостатками процесса являются:

- необходимость предварительной  корректировки состава ВАО;

- реэкстракция растворами солей органических кислот и растворами азотной кислоты высокой концентрации;

- недостаточно полное  разделение групп ТПЭ и лантанидов, а также Cs и Sr.

Процесс с использованием смеси ХДК и БНФОС, разрабатываемый  в России в сотрудничестве с химиками США [17], позволяет извлекать одновре-менно ТУЭ, лантаниды, Cs и Sr раствором смеси ХДК и дифенил(дибутил-карбамоилметил) фосфиноксида в ксилоле из кислых ВАО. Целесообразность использования такого процесса в настоящее время является предметом дискуссии, т.к. пока неясно, что более выгодно: последовательно осуществлять два процесса выделения (Cs и Sr с ХДК и ТУЭ - с Bu₂Ph₂) или осуществлять после экстракции сложный многоступенчатый процесс разделения Cs +Sr и ТУЭ, а также U+ Pu и ТПЭ.

 

Выделение из ВАО некоторых долгоживущих радионуклидов. 

 

Как можно видеть из представленного  выше материала, наиболее разра-ботанные варианты выделения актинидов из ВАО не предусматривают возмож-ности  выделения в отдельные фракции  других особо опасных долгоживущих ра-дионуклидов (⁹⁹Тс, ⁹⁰Sr,  ¹³⁷Cs,  ¹²⁹I ) в рамках одной и той же экстракционной тех-нологической схемы.

На первых этапах развития технологии переработки облученного  ядерного горючего методы выделения  технеция были сориентированы на получение  метал-лического технеция для технических целей. В этой области отечественная наука и технология достигли больших успехов , но, к сожалению, большая часть работ до сих пор в открытой печати не  опубликована.

При переработке топлива  первых отечественных реакторов  на быстрых нейтронах регенерация урана осуществлялась методом его возгонки и отделения фторированных продуктов деления сорбционным способом с использованием фторконденсаторов и колонок с NaF. Технеций  улавливался известковым погло-тителем, отделенный практически от всех продуктов деления. Позднее была соз-дана отечественная технология выделения технеция из отходов от переработки ядерного горючего, основанная на сорбции технеция на анионите АВ-17 . В последнее десятилетие, когда особую важность приобрели задачи конечной изо-ляции  радиоактивных отходов и ограничения их воздействия на окружающую среду,  была предусмотрена новая стратегия обращения с радиоактивными отхо-дами, в первую очередь, с рафинатом первого экстракционного цикла, а имен-но,перед остекловыванием и захоронением отходы должны быть фракциониро-ваны согласно их радиотоксичности и периодам полураспада элементов. При использовании экстракционной технологии особые трудности возникают с долго-живущими технецием и нептунием: из-за особенностей химических свойств этих элементов происходит их “ размазывание “по продуктам первого цикла. Удер-живание их в рафинате осложнило бы последующий процесс фракционирования. Поэтому была предложена схема глубокого выделения технеция и нептуния при экстракции трибутилфосфатом вместе с ураном и плутонием, с последующим их отделением  и объединением с фракцией ТПЭ + РЗЭ, выделенной из рафината первого цикла.Аналогичный способ удаления технеция в рамках ПУРЕКС – про-цесса был предложен в Японии.

В Японском Институте  Атомной Энергии был разработан так называемый “ ПАРК-процесс ” (Partitioning  Conundrum  Key  process ), являющийся усовер-шенствованным ПУРЕКС-процессом и, обеспечивающий наряду с выделением урана и плутония выделение нептуния и технеция. ПАРК-процесс решает также проблему  удаления йода - отгонкой и сорбцией.

Что же касается стронция и цезия ,то выделение их в отдельную  фракцию может осуществляться различными способами. Один из них - использование  са-мостоятельной технологической  схемы выделения этих элементов  из ВАО на основе селективных экстрагентов, работающих в кислых средах. Второй –совместное выделение актинидов, лантанидов, цезия и стронция  с последующим разделением на стадии реэкстракции.

Из технологических  процессов, разработанных для выделения  цезия и стронция из ВАО, проверенных на реальных отходах, наибольший интерес пред-ставляют процессы:

- основанные на экстракции  элементов краун-эфирами (США;  Россия);

- основанные на экстракции  ХДК (Россия ).

На основании сделанного краткого обзора новых технологий фракцио-нирования актинидов можно сделать некоторые общие выводы. 

 

За последние 10-15 лет  создан и проверен на реальных объектах ряд про-цессов извлечения актинидов  из ВАО. Они  позволяют осуществить  высокую сте-пень выделения актинидов  из ВАО.  Наилучший результат получен в схемах на основе экстракции алкилфосфорными кислотами (99.99%). Все схемы позволяют в случае необходимости организовать разделение актинидов и лантанидов, а так-же выделение в отдельные фракции U+Рu+Np и Am +Cm. К сожалению, ни одна из технологий(кроме основанной на использовании ХДК, позволяющей выделять в одну фракцию одним экстрагентом актиниды,  ⁹⁰ Sr и ¹³⁷Cs)  не предусматривает, наряду с выделением актинидов, выделения в отдельные фракции и других долго-живущих радионуклидов в рамках одноэкстрагентной схемы.

Процессы с алкилфосфорными  кислотами, ФОР и ХДК позволяют  извле-кать актиниды только при ограничении  кислотности ВАО, что требует  предвари-тельной их нейтрализации. Это приводит к существенному  увеличению объемов вторичных отходов. ТРУЭКС- и ДИАМЕКС- процессы позволяют работать в ши-роком диапазоне кислотности без корректировки состава ВАО.

Алкилфосфорные кислоты  и ФОР достаточно дешевы и выпускаются  на промышленной основе. БНФОС- гораздо  более дорогие реагенты, но их цена мо-жет колебаться в больших пределах в зависимости от их структуры. Реагент для процесса ТРУЭКС, например, один из дорогих. Его ориентировочная стоимость от 300 до 500 $ за тонну. Диамид примерно в 10 раз дешевле – 40 $ за тонну. Однако  ни диамид, ни реагент процесса ТРУЭКС в промышленных масштабах пока не выпускаются, что увеличивает их стоимость.

            По опубликованным данным трудно  оценить количество вторичных  отхо-дов в процессах и сопоставить  различные технологии по этому  параметру. По предварительным  оценкам наибольшие количества вторичных отходов, в том чис-ле и органических, образуются в результате осуществления процессов с алкил-фосфорными кислотами (особенно, СТН-процесса).

 

 

ПРОБЛЕМЫ И ПЕРСПЕКТИВЫ  УРАНОВОЙ                   ПРОМЫШЛЕННОСТИ

 

Современная ядерная индустрия и в оружейном и энергетическом направ-лениях базируется на уран- плутониевом цикле, в котором уран играет домини-рующую роль. Такое положение сложилось по объективным причинам – преиму-щество урана неоспоримо, но и недостатки уранового цикла тоже очевидны:

- Большое количество отработанного топлива и радиоактивных отходов топлив-ного цикла;

- Большие и дорогостоящие работы по обогащению урана и разделению урана и плутония;

- Весьма мала доля  топливоиспользования (порядка 0,8%);

- Технологическая, экономическая и организационно-хозяйственная разомкнутость звеньев топливного цикла;

- Трудности в обеспечении сохранности критических ядерных материалов.

К настоящему времени выявились три проблемы урановой промышлен-ности: проблема отработанного топлива и радиоактивных отходов, требующая перехода от тепловых к быстрым реакторам; проблема накопления обеднённого урана, причём не в виде металла, а в виде химически активного и токсичного гексафторида урана; проблема перехода энергетических реакторов на смешанное уран-плутонивое (МОКС) топливо. Именно с решением этих проблем и связаны перспективы урановой промышленности.

Недостатки  текущего состояния  уран-плутониевой  атомной  энергетики  с  реакторами на  тепловых нейтронах связаны с этическими, техническими и экономическими проблемами обращения с РАО и ОЯТ как на АЭС, так и на предприятиях топливного цикла. Это - ограниченность разведанных природных ресурсов урана в России или растущая дороговизна их добычи, зависимость от наличия месторождений и их качества, а также рост  цен на  природный  уран  в  мире. В  настоящее время (2008)  в России степень заполнения хранилищ твердыми радиоактивными отходами – 73%, жидкими – 67%, причём поступ-ление РАО всё время увеличивается, так что расходы на хранение существенно возрастают.

Для понимания возникающих трудностей рассмотрим движение материа-лов в замкнутном топливном цикле с тепловым ВВЭР мощностью 1 гигаватт. Для того чтобы цикл работал, в течение года нужно добыть _{160 тонн природ-ного урана и произвести его обогащение таким образом, чтобы в отвалах ока-залось не более} 0,1% ²³⁵U. При этом нужно 139 тонн отправить на склад отвального урана, 21 тонну топлива изготовить и 20 тонн разместить в храни-лище.

Преодолеть недостатки существующей атомной энергетики можно при использовании реакторов на быстрых нейтронах. В замкнутом топливном цикле с реактором на быстрых нейтронах мощностью 1 гигаватт, все процессы замкнуты в цикл: изготовление топлива, обогащение, проход через реактор на быстрых нейтронах (АЯТ), сразу регенерация и затем изготовление топли-ва. Подпитка осуществляется со склада отвального урана. Со склада отработан-ного ядерного топлива после его регенерации и подмешивания можно добавить оружейный плутоний. Важно, что и подпитка весьма мала и РАО после этого совершенно несоизмеримо малы по сравнению с тепловым реактором. Объе-мы радиоактивных отходов, связанные с сопутствующими процессами, еще уменьшаются ещё существенней.

         Особенно перспективным такой цикл становится, если его замыкание происходит прямо на площадке, где находится этот энергоблок.

 

Рис. 5.5. Топливообеспечение атомной энер-гетики с реакторами на тепловых нейтронах.

 

       Составляющие  проектируемой технологической платформы:

– энергоблок с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем;

-производство по переработке уран-плутониевого топлива РБМ;

- производство уран-плутониевого топлива из регенератора РБМ и подпиточных материалов;

- производство по кондиционированию и хранению РАО;

- развитие транспортных  технологий.

В России быстрый энергетический реактор БН-800 (с созданием производства МОКС-топлива) находится в стадии строительства - пуск в 2012, разработан проект такого реактора на 1800 мегаватт.

Экономический эффект от исключения потребности в природном уране путем замещения тепловой энергетики быструю показывает, что при строи-тельстве в России 15,6 гигаватт мощностей на быстрых реакторах, отпадёт необ-ходимость добычи природного урана в объеме 14700 тонн. Причём с самым со-вершенным обогащением. При этом объём отработанного топлива уменьшится на 2 тыс. тонн. Экологический эффект от внедрения инновационных технологий: исключение необходимости расширения горнорудных   разработок,   исключе-ние   необходимости   хранения   отработанного   топлива   в  виду  его отсутст-вия, многократное снижение объемов радиоактивных отходов с одновременным уменьшением их потенциальной опасности. Не менее важно и стратегичес-кое значение замкнутого топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах для энергобезопасности России: практически неисчерпаемые запасы уже добытого топливного сырья ²³⁸U с исключительно высокой потенциальной энергоемкостью; независимость от колебаний мировых цен на природный уран и органическое топливо; замещение цен органического сырья природного газа 2 миллиарда кубов на один гигаватт установленной

мощности АЭС; исключительно мобильный резерв энергоснабжения страны, независимый от внешних факторов; большая глубина экономического планирования.

         К сожалению, в мире не существует дещёвых и надёжных быстрых энергетических реакторов. Не решена даже проблема теплоносителя:

натрий  (БН-600), свинец (БРЕСТ) или что иное.

 

 

Рис. 5.6. Замкнутый топливный цикл на быстрых нейтронах.

 

 

 

 

  В России начат массовый ввод в энергетику быстрых реакторов планируется после 2030 года.

          Перейдём теперь к проблеме обеднённого урана, хранящегося в форме гексафторида урана (ОГФУ).

В процессе изотопного обогащения урана наряду с обогащенным гексафто-ридом урана образуется большое количество обедненного гексафторида урана (ОГФУ) с процентным содержанием ²³⁵U 0,35% и ниже. К примеру, из 8 кг природного урана 7 кг (87%) попадает в «хвосты» в виде обедненного гексафто-рида урана. На практике возможно до-обогащение этих хвостов, в случае если себестоимость ЕРР низкая, а отвалы как сырье обходятся по низкой или нуле-вой стоимости. При производстве урана с природным содержанием ²³⁵U из отвального урана, из 6,4 кг изначального сырья (в рассматриваемом случае - из отвального урана) 5,4 кг (или 84%) попадает во вторичные отвалы в виде гексаф-торида урана с еще большим обеднением. Часть оставшихся отвалов проходят еще одно до-обогащение. Выделяемый обогащенный уран используется для внутренних нужд, а объем отвалов уже с обогащением 0,1% сокращается.

            К 2008 в мире были накоплены большие объемы отвального гексафторида урана (800000 т России). Из них 125000 т прибыло Западной Европы. Еже-годно только за счет  природного  урана, добываемого в России, запасы ОГФУ увеличиваются на 4000 т/г. Оценочно к 2030 запасы ОГФУ в России превысят 1 млн. тонн в случае, если будет выбрана стратегия долговременного хранения ОГФУ. Запасы отвального гексафторида урана постоянно растут.

В США ОГФУ рассматривается как радиоактивные отходы, во Франции и России как ценное энергетическое сырье для реакторов на быстрых нейтронах. Утилизация российских запасов ОГФУ в реакторах на быстрых нейтронах выг-лядит маловероятной в виду неразработанности технологий быстрых реакторов, их высокой стоимости и высокого риска распространения ядерных материалов. Конечно, большое количество обедненного урана может быть использовано в бланкетах в зоне воспроизводства - порядка 100 тонн металлического эквива-лента обедненного урана в год, но для того, чтобы использовать 680 тыс. тонн обедненного урана потребуется 6800 реакторо-лет. Это означает ввод в эксплуатацию 220 реакторов со сроком службы 30 лет, при условии отсутствия рециклинга облученного топлива. При рециклинге облученного ядерного топли-ва и бланкетов быстрых реакторов количество реакторо-лет, необходимых для использования наработанного ОГФУ увеличится в соответствии с числом циклов повторного использования облученного урана. Очевидно, что ввод в эксплуата-цию такого количества быстрых реакторов нереален.