Ядрената енергия се състои от голямо количествопредприятия за различни цели. Суровините за тази индустрия се добиват от уранови мини. След това се доставя до заводи за производство на гориво.

След това горивото се транспортира до атомните електроцентрали, където влиза в активната зона на реактора. Когато ядреното гориво достигне края на полезния си живот, то подлежи на погребване. Струва си да се отбележи, че опасните отпадъци се появяват не само след преработка на гориво, но и на всеки етап - от добива на уран до работата в реактора.

Ядрено гориво

Има два вида гориво. Първият е уранът, добиван в мини, който е с естествен произход. Съдържа суровини, способни да образуват плутоний. Второто е гориво, което се създава изкуствено (вторично).

Ядреното гориво също се разделя според химически състав: метал, оксид, карбид, нитрид и смесени.

Добив на уран и производство на гориво

Голям дял от производството на уран се извършва само в няколко страни: Русия, Франция, Австралия, САЩ, Канада и Южна Африка.

Уранът е основният елемент за гориво в атомните електроцентрали. За да попадне в реактора, той преминава през няколко етапа на обработка. Най-често находищата на уран се намират до златото и медта, така че добивът му се извършва с извличането на благородни метали.

При минното дело човешкото здраве е изложено на голям риск, тъй като уранът е токсичен материал, а газовете, които се появяват при добива му, причиняват различни форми на рак. Въпреки че самата руда съдържа много малко количество уран - от 0,1 до 1 процент. Населението, живеещо в близост до уранови мини, също е изложено на голям риск.

Обогатеният уран е основното гориво за атомните електроцентрали, но след използването му остава огромно количество радиоактивни отпадъци. Въпреки всичките си опасности, обогатяването на уран е неразделна част от процеса на създаване на ядрено гориво.

IN естествена формаУранът практически не може да се използва никъде. За да се използва, трябва да се обогати. За обогатяване се използват газови центрофуги.

Обогатеният уран се използва не само в ядрената енергетика, но и в производството на оръжия.

Транспорт

На всеки етап от горивния цикъл има транспорт. Извършва се от всички достъпни начини: по суша, море, въздух. Това е голям риск и голяма опасност не само за околната среда, но и за хората.

По време на транспортирането на ядрено гориво или негови елементи се случват много аварии, водещи до изпускане на радиоактивни елементи. Това е една от многото причини, поради които се смята за опасно.

Извеждане от експлоатация на реактори

Нито един от реакторите не е демонтиран. Дори скандалният Чернобил. Цялата работа е, че според експертите цената на демонтажа е равна или дори надвишава цената на изграждането на нов реактор. Но никой не може да каже точно колко пари ще са необходими: цената е изчислена въз основа на опита от демонтирането на малки станции за изследване. Експертите предлагат два варианта:

  1. Поставете реакторите и отработеното ядрено гориво в хранилища.
  2. Изградете саркофази над изведени от експлоатация реактори.

През следващите десет години около 350 реактора по света ще достигнат края на живота си и трябва да бъдат извадени от експлоатация. Но тъй като най-подходящият метод от гледна точка на безопасност и цена не е измислен, този въпрос все още се решава.

В момента по света работят 436 реактора. Разбира се, това е голям принос към енергийната система, но е много опасно. Изследванията показват, че след 15-20 години атомните електроцентрали ще могат да бъдат заменени от станции, работещи на вятърна енергия и слънчеви панели.

Ядрени отпадъци

Огромен брой ядрени отпадъцисе формира в резултат на дейността на атомните електроцентрали. Преработката на ядрено гориво също оставя след себе си опасни отпадъци. Нито една от страните обаче не намери решение на проблема.

Днес ядрените отпадъци се съхраняват във временни хранилища, във водни басейни или се заравят плитко под земята.

Повечето безопасен начин- това е съхранение в специални хранилища, но и тук е възможно изтичане на радиация, както при други методи.

Всъщност ядрените отпадъци имат известна стойност, но изискват стриктно спазване на правилата за тяхното съхранение. И това е най-належащият проблем.

Важен фактор е времето, през което отпадъкът е опасен. Всеки има свой собствен период на разпадане, през който е токсичен.

Видове ядрени отпадъци

По време на експлоатацията на всяка атомна електроцентрала отпадъците от нея попадат в околната среда. Това е вода за охлаждане на турбини и газообразни отпадъци.

Ядрените отпадъци се разделят на три категории:

  1. Ниско ниво - облекло на служители на атомната електроцентрала, лабораторно оборудване. Такива отпадъци могат да идват и от медицински институции и научни лаборатории. Те не представляват голяма опасност, но изискват спазване на мерките за безопасност.
  2. Междинно ниво - метални контейнери, в които се транспортира гориво. Тяхното ниво на радиация е доста високо и тези, които са близо до тях, трябва да бъдат защитени.
  3. Високото ниво е отработеното ядрено гориво и продуктите от неговата преработка. Нивото на радиоактивност бързо намалява. Високоактивните отпадъци са много малки, около 3 процента, но съдържат 95 процента от цялата радиоактивност.

Химическата преработка на облъчено ядрено гориво се извършва за извличане на плутоний, уран и други ценни компоненти и пречистването им от продуктите на делене. В лабораториите на ядрените центрове в много страни те учат различни методиобработка на облъчено гориво, което може да се класифицира като водниИ неводни. Методи като бисмутов фосфат, тригли, бутекс, торекс, екстракция на амини, процес с аква-флуор - са изследвани в пилотен мащаб. водни методи; сублимация на флуориди, топене-рафиниране със селективно окисление, електролиза на соли - неводни методи.

В редица страни изследванията и разработките на т.нар суха(безводен) химични методи за регенерация: флуорид (въз основа на превръщането на U и Pu в газообразна фаза на хексафлуориди), пирометалургичен, екстракция, в разтопени соли и др. Тяхната цел е да осигурят най-техническата и икономически ефективна технология за промишлена регенерация, като същевременно решават проблемът за преработката и съхраняването и погребването на радиоактивните отпадъци в максимално компактна и безопасна за съхранение форма. Предполага се, че сухите методи ще направят възможно регенерирането на гориво от активните зони на реактори за бързи размножители с кратко излагане на това гориво и с по-малко загуби в сравнение с течната екстракция. Тези методи са привлекателни и с това, че специфичните обеми на получените радиоактивни отпадъци са малки (предимно твърда компактна форма, подходяща за съхранение по време на процеса на регенерация). Повечето от инсталациите, в които са извършени изследванията и разработването на горните методи, в момента не функционират.

Интензивно са разработени водни методи за обработка, базирани на използването на течна противоточна екстракция. Сред тях е технология за извличане на вода за отделяне и пречистване на уран и плутоний от продукти на делене с помощта на трибутил фосфат ( Purex процес) е признат за най-ефективен и се използва на всички съществуващи индустриални предприятияза преработка на отработено ядрено гориво. Този метод е единственият промишлено разработен метод за химическа обработка на гориво от уранов оксид, отработено в реакторите на атомни електроцентрали.

Извличане на уран и плутоний с трибутил фосфат съгл технологична схема, наречен процес Purex, използван за първи път в САЩ през 1945 г. за отделяне на плутоний от облъчен метален природен уран. Този метод има различни подобрения и технологични възможности, насочени към намаляване на радиационното въздействие върху екстрагента и постигане на по-дълбоко пречистване на урана и плутония от продуктите на делене. Тези подобрения позволиха процеса Purex да се използва за рафиниране на оксидни горива.

Както при мокрите, така и при сухите методи за химическа преработка на отработено гориво, процесите (и свързаните с това трудности) за пречистване, запазване и отстраняване на газообразни и летливи продукти на делене са доста сходни, въпреки че при сухите процеси улавянето и отстраняването на йод и тритий са опростен. Фигура 19 показва диаграма на основните етапи на подготовка и радиохимична преработка на отработено гориво по метода на течна екстракция.

За отработено гориво от реактори с топлинни неутрони като LWR (САЩ), VVER и RBMK (Русия) оптималното време за задържане във водните басейни на атомните електроцентрали е 3-5 години, минимумът е 1 година. За бързите реактори-размножители все още не е установено стандартното време на престой на горивните касети в охладителни басейни. В интерес на постигането на кратко време за удвояване на горивото, това време трябва да бъде минимално (не повече от една година).

Горивото, получено от атомната електроцентрала в радиохимичния завод, се прехвърля под вода от контейнери в басейна за съхранение, където горивните касети се монтират в специални стелажи или стелажи, разположени така, че в никакъв случай да не се достигне критичната маса и необходимата охлаждането е осигурено. Дълбочината на басейните и дебелината на водния слой над горивните касети са предназначени да създадат необходимата радиационна защита. Басейните са със затворена циркулационна система за охлаждане и пречистване на водата и са оборудвани със засмукване на въздуха в специална вентилационна пречиствателна система.

От басейните горивните касети влизат в отделението за рязане, което е най-сложният комплекс на радиохимичен завод, оборудван с оборудване с дистанционно управление. Рязането на горивни касети преди разтваряне на гориво в заводи в САЩ и Западна Европа (с изключение на завода Eurochemic в Мол, Белгия) се извършва с механични средства: нарязване с помощта на специални преси, рязане на цялата горивна касета с фрези без разглобяване на отделни горивни пръти, докато крайните части са предварително отрязани („ празни краища “), несъдържащи гориво. В завода Eurochemic в Белгия е използвано химическо отстраняване на циркониевата обвивка на горивния прът. Недостатъкът на този метод е голямото количество (8-10 m 3 /t уран) междинни радиоактивни отпадъци. Разработват се инсталации за рязане с лазерен лъч (Великобритания, Франция), както и за разглобяване на горивни касети на отделни горивни пръти и разрязването им. За да се осигури по-добра разтворимост, горивните пръти се нарязват на парчета с дължина 15-50 mm. Нарязаните парчета попадат в улеи и завършват в резервоари за партиден разтворител, изработени от неръждаема борна стомана. В тези резервоари уранът и плутоният се излугват (извличат) с помощта на нагрята силна азотна киселина. Пълното разтваряне на оксидно гориво става за 2-4 часа, метал - за 24 часа.

Във Франция и САЩ се разработват апарати за непрекъснато разтваряне от барабанен тип. Ядрената безопасност се постига чрез добавяне на абсорбери на неутрони (например гадолиний) към разтвора или комбинация от безопасна геометрия и абсорбционни вложки. Разтворите се филтрират внимателно, като се използват филтри от неръждаема стомана с фини пори (диаметър на порите около 3 микрона) или центрофуги. Разтварянето на уранов диоксид в азотна киселина се извършва съгласно реакцията:

UO 2 + 4HNO 3 → UO 2 (NO 3) 2 + 2NO 2 + 2H 2 O

За по-пълно разтваряне на плутония се въвеждат допълнителни операции. Металният уран се разтваря в кипяща силна азотна киселина. За да се рекомбинират азотните оксиди, към системата се добавя кислород и получената азотна киселина се връща в цикъла.

Внимателно филтриран воден разтвор на уранил нитрат UO 2 (NO 3) 2 с придружаващи разтворими продукти на делене се изпраща за екстракция с разтворител.

Основният процес на екстракция с разтворител е разпределението на разтвореното вещество между две несмесващи се течности (водна и органична фаза). Съгласно известен закон, разтворените вещества се разпределят във всеки етап в определено постоянно съотношение между тези фази. Съотношението на концентрацията на вещество в органичната фаза към концентрацията му в водна фазапри условия на равновесие между фазите се нарича коефициент на разпределение.

С няколко последователни процеса на екстракция е възможно да се концентрират почти 100% от нитратите на уран и плутоний в органичната фаза, осигурявайки необходимия коефициент на пречистване от радиоактивни продукти на делене: 5·10 7 -10 8 за плутоний, 10 6 -10 7 за уран.

Така многоетапната екстракция с органичен разтворител позволява както високо възстановяване на ядреното гориво от разтвори, така и дълбокото му пречистване от радиоактивни продукти на делене. Степента на това пречистване трябва да позволява работа с регенериран уран без биологична защита, т.е. неговата радиоактивност трябва да бъде близка до естествената радиоактивност (~ 0,3 µCi/kg или 1,1·10 4 дисперсия/(s kg)). Това определя границата на пречистване, към която трябва да се стремим по време на химическата преработка на отработеното гориво.

Трибутил фосфат (TBP), разреден до 30% с пречистен керосин (Н-додекан), се използва успешно като органичен екстрактор-разтворител. Основното предимство на TBP като екстрагент е способността му селективно да извлича уран и плутоний от разтвор на азотна киселина. В този случай азотната киселина служи като изсоляващ агент. Азотната киселина се пречиства лесно чрез дестилация, което позволява да се върне обратно в процеса и да не се увеличават радиоактивните изхвърляния поради това. Органичната фаза селективно извлича само уран и плутоний, оставяйки почти всички продукти на делене във водно-киселинната фаза, която по този начин концентрира високоактивните отпадъци от процеса. Органичната фаза, съдържаща уран и плутоний, се промива с азотна киселина за отстраняване на различни замърсители и след това се изпраща във втори апарат, където е в контакт с вода, която измива урана и плутония от TBP, прехвърляйки ги обратно във водната фаза (повторно извличане). Това завършва първия цикъл на екстракция.

Във втория цикъл на екстракция или цикъл на разделяне на U-Pu, течната водна фаза от първия цикъл (след концентриране в изпарителя) отново се изпраща към контактора за екстракция-промиване (колона). Захранващата фаза (органичен екстракт) се подава към друга колона, където уранът се отделя от плутония чрез контакт на органичната фаза с воден разтвор, съдържащ редуциращ агент (обикновено четиривалентен уран). Тетравалентният плутоний се редуцира до тривалентно състояние, в което е по-малко податлив на екстракция на TBP и следователно може да бъде отстранен от колоната във водната фаза. Разтвор на плутоний в азотна киселина се концентрира, след това се денитрира и се превръща в сух плутониев диоксид на прах PuO 2 . уранът се отстранява от органичната фаза в третата колона. За пълното извличане на урановия продукт се използват два до три допълнителни цикъла на екстракция с органичен разтворител.

За отстраняване на продуктите на делене (особено рутений) и концентриране на плутоний е необходим един допълнителен цикъл на екстракция, последван от обработка с анионобменен реагент.

Отпадъците, останали в азотната киселина, се изпаряват, за да се концентрират и съхраняват, пречистват и връщат азотната киселина в процеса.

Органичният разтворител (TBP) на изхода от процеса на екстракция се пречиства от останалия уран. Плутоний и продукти на делене, както и разтворени вещества, открити в TBP поради химическо и радиохимично увреждане на органичната фаза. Процесът на пречистване с разтворител обикновено включва алкално и киселинно промиване. След почистване органичният разтворител (разтворител) се връща в процеса.

Циклите на екстракция в инсталациите за преработка позволяват да се изолират 98,5-99,5% от урана и плутония, съдържащи се в преработените горивни елементи, и да се постигнат високи нива на пречистване от продуктите на делене. Има трудности при пречистването на работни разтвори от цирконий, ниобий и рутений. Радиоактивният изотоп 95 Zr (T 1/2 = 65 дни) се образува при деленето на уран от топлинни неутрони с добив 6,2%. Разлагайки се, той се превръща в 95 Nb (T 1/2 = 35 дни), който от своя страна се превръща в стабилен 95 Mo. Тези елементи, като уран и плутоний, също се извличат от TBP, образувайки сложни съединения, колоиди и се сорбират върху твърди материали. 103 Ru (T 1/2 = 39,35 дни) и 106 Ru (E 1/2 = 1 година) също имат значителни добиви при делене на уран с топлинни неутрони (съответно 3 и 0,38%) и още по-голямо добиване при делене чрез бързи . За да се отърват от тези „натрапчиви и вредни спътници“, се използват редица процеси, които усложняват и оскъпяват технологията, включително операции за предварително пречистване на разтвори, задължително въвеждане на два цикъла на извличане както на уран, така и на плутоний, допълнителни пречистване чрез абсорбенти, както и чрез йонообмен и др.

В първия цикъл на екстракция е възможно почти напълно да се отървете от дългоживеещите изотопи на цезий, стронций, итрий, както и от редкоземни елементи. Всички те образуват прости хидрогенирани йони в разтвори на азотна киселина. Няма особени затруднения при почистването от стабилни нуклиди - продукти от корозия на стените на апарата, компоненти на черупкови сплави.

Измиването на уранил нитрат и плутониев нитрат от TBP и отстраняването на остатъчни продукти на делене и продукти на разлагане на TBP се извършва с помощта на водни разтвори на натриев хидроксид, сода, азотна киселина и други реагенти или чрез парна дестилация. Използвайки центробежни екстрактори, се постигат много кратки времена за контакт и разделяне на фазите, което допринася за стабилността на радиолизата на TBP при излагане на интензивно облъчване.

Крайният етап от горивния цикъл на ядрената енергетика - химическата преработка на отработеното ядрено гориво - на фона на бързото нарастване на темповете на изграждане на атомни електроцентрали, се оказа най-изостаналото от нивото на индустриално и технологично развитие на другите етапи от ядрения горивен цикъл. Това се дължи на факта, че цената на урана, извлечен от облъчено гориво, все още далеч надвишава цената му по време на добив, добив и обогатяване. Плутоният досега е намирал приложение само под формата на MOX, гориво, произведено във Франция.

Технически данни за основните радиохимични заводи чужди държависа дадени в таблица 19. В Русия отработените горивни касети се преработват в производствено обединение (ПО) Маяк.

Таблица 19

Технически данни на инсталации за преработка на отработено гориво

*) - в края на 1976 г. NFS обяви окончателния си отказ от по-нататъшна експлоатация и реконструкция на своя завод поради сеизмичността на района на Западна долина и предстоящите високи разходи (~ 600 милиона долара). В САЩ работата по химическата преработка на гориво от атомни електроцентрали е спряна от 1977 г., а радиохимичните заводи са спрени за неопределено време. Въпреки това изследователската и развойна дейност продължи. В ход е изграждането на федерални хранилища за дългосрочно съхранение на касети с отработено гориво. В момента правителствена програмаРазвитието на ядрената енергетика на САЩ предвижда връщане към промишлена обработкаотработено гориво.

**) - заводът Eurochemic в Мол е демонтиран през 1979 г.

***) - в Германия от няколко години се водят разгорещени дискусии относно допустимостта, от съображения за безопасност и сигурност среда, изграждане на радиохимични заводи и хранилища за дълготрайно съхранение на радиоактивни отпадъци в страната. До 2007 г. правителството на Германия не е взело решение.

Както всяко друго производство, рафинирането на горива представлява определено опасност за околната среда. Особености технологичен процес, от възпитателна гледна точка, екологично опасни отпадъципроизводството може да се разгледа на примера на голям завод, проектиран от KEWA за преработка на оксидно гориво от PWR и BWR реактори в Западна Германия. Производителността му е 1400 тона уран годишно (около 5 тона на ден). Стандартното съдържание на плутоний в отработените горивни касети на реакторите PWR и BWR не надвишава 0,8%, а продуктите на делене - 3% от масата на горивния елемент (2,3·10 6 Ci/t). Очаква се по-голямата част от горивото да бъде доставено в завода в 120-тонни контейнери. Престоят в реакторни басейни е 3 години. Предвидено е да се използва сухо разтоварване. Сглобките се поставят в басейните на специални стелажи. Два басейна от по 700 тона уран всеки са предназначени за максимален обем доставки на гориво. Генерираната топлина ще бъде отстранена с помощта на охладителни агрегати.

На първия етап от преработката горивните касети ще бъдат нарязани на парчета с дължина 20-50 mm с помощта на срязващи преси, след което горивото ще бъде разтворено във вряща азотна киселина. Освободените в този случай газообразни продукти на делене ще бъдат изхвърлени в инсталация за пречистване на отпадъчни газове. Предполага се, че йодът се улавя от филтър, направен от неорганичен материал, съдържащ сребро. За улавяне на криптон е проектиран метод за нискотемпературна ректификация. Парчетата черупка, останали след разтварянето на горивото, ще бъдат изпратени директно в съоръжението за съхранение на твърди отпадъци, а фините (~ 1 микрон) неразтворими частици ще бъдат филтрирани и избистреният разтвор ще бъде изпратен за екстракция.

Разработената схема на екстракция предвижда следните основни технологични процеси на Purex. В три цикъла на екстракция уранът, плутоният и продуктите на делене се отделят от разтвора. В първия цикъл, използвайки няколко етапа на импулсни колони, продуктите на делене се разделят и уранът и плутоният се разделят. Във втория и третия цикъл на екстракция разтворите на уранил и плутониеви нитрати се пречистват чрез екстракция, които след това влизат в междинното хранилище. Технологичната схема включва спомагателни процеси за регенерация на киселина, пречистване на екстрагента, приготвяне на разтвори на химически реагенти и пречистване на газообразни отпадъци. Окончателното пречистване на урана се извършва в колони със силикагел. Разтворът с високо съдържание на 235 U след това се преобразува директно в завода в UF 4, подходящ за междинно съхранение, който се използва за производство на UF 6 според изискванията. Разтворът на силно обеднен уран се изпарява, за да се получи UO 3 , който се съхранява на място, докато бъде изпратен за постоянно съхранение.

Плутониевият нитрат се превръща в диоксид веднага след екстракцията. След това този продукт може да бъде изпратен до съоръжение за производство на гориво или централно съоръжение за съхранение на плутоний.

Специални складови съоръжения са предназначени за междинно съхранение на високоактивни твърди отпадъци (парчета черупки, утайки). В бъдеще тези отпадъци ще бъдат циментирани и изпратени за постоянно съхранение. По подобен начин след предварително почистване и смилане ще се преработват и други негорими отпадъци. Запалим твърди отпадъцище бъдат изгорени, а останките ще бъдат циментирани и съхранявани в метални контейнери. За временно съхранение на течни високоактивни отпадъци ще се използват резервоари от неръждаема стомана. След значително намаляване на активността, течните отпадъци ще се втвърдят и ще претърпят витрификация. Течните отпадъци със средна активност (след екстракция на органични компоненти и свободни киселини) ще бъдат концентрирани и временно съхранявани в течна форма. Течните отпадъци с ниска активност ще бъдат разделени чрез дестилация, концентриране и химическо третиране на фракция, която може безопасно да се изхвърли в околната среда, и дънен остатък със средна активност. 85 Kr, втечнени по време на процеса на третиране на газообразни отпадъци, ще се съхраняват в запечатани бутилки. След значително намаляване на дейността по време на периода на временно съхранение, всички отпадъци ще бъдат изпратени в постоянно хранилище, разположено в изработките на солната мина. Броят на персонала на завода е 1000 души. Някои важни технически показатели на завода са дадени в таблица 20.

Таблица 20

Спецификациипроектиране на завод за преработка на отработено гориво

Изграждането на такъв завод струва няколко милиарда долара, цената на преработката е няколкостотин долара за килограм уран. Ясно е, че средствата от продажбата на уран и плутоний, извлечени при преработката на горивото, при такива условия ще покрият само част от разходите за самата преработка, неутрализиране и обезвреждане на отпадъците. Следователно преработката на горивото на реактора с термични неутрони не трябва да се разглежда като възможен източник на доходи и печалба, а по-скоро като необходим производствен процес, който осигурява неутрализацията и отстраняването на радиоактивните отпадъци, както и запазването и увеличаването на суровинните ресурси чрез използването на неизгорял уран и плутоний, образувани при облъчване на гориво.

Сред западните страни Франция участва най-активно в преработката на гориво в радиохимичния завод в Ag. Освен това, този завод преработва не само френско гориво, но и от други страни (Япония, Германия).

Бъдещите перспективи за преработка също са свързани с преработката на уран-плутониево гориво от бързи реактори.

Наред с развитието на индустриални технологии за преработка на облъчено гориво в пилотни и пилотни инсталации и заводи в различни страниПровеждат се лабораторни изследвания, насочени към усъвършенстване на отделните етапи в технологията на процеса Purex, търсене и тестване на нови екстрагенти и разработване на нови процеси за обработка на горива. В бъдеще задачата е да се разработи технология за преработка на облъчено гориво, осигуряваща:

· отстраняване на актиниди от високоактивни отпадъци, което ще намали времето, през което отпадъците остават опасни от 25·10 4 на 10 3 години;

· намаляване на обема на отпадъците от преработка на горива с 20 пъти в сравнение с модерни технологиибазиран на процеса Purex;

· отделяне на благородни метали като паладий, родий и рутений.

Във всички страни с изключение на САЩ научните изследвания се извършват в центрове, собственост на държавни агенцииуправление и контрол върху използването на атомната енергия. В САЩ някои изследвания се прехвърлят на частни фирми по държавни договори (под надзора на Министерството на енергетиката на САЩ).



Собственици на патент RU 2560119:

Изобретението се отнася до средства за преработка на отработено ядрено гориво (ОЯГ). В заявения метод пелетите от отработено ядрено гориво от оксид, разрушени по време на рязане на горивни пръти, се подлагат на разтваряне при нагряване във воден разтвор на железен (III) нитрат при моларно съотношение на желязото към урана в горивото, равно на 1,5-2,0:1 , получената утайка от основна желязна сол с неразтворени продукти на делене на ядрено гориво се отделят чрез филтруване и уранил пероксидът се утаява от получения слабо кисел разтвор чрез последователно въвеждане на динатриева сол на етилендиаминтетраоцетна киселина в разтвора с разбъркване. След това получената хетерогенна система се държи най-малко 30 минути и след отделяне и промиване с киселина и вода, утайката от уранил пероксид се подлага на редукция в твърда фаза при нагряване чрез третиране с алкален разтвор на хидразин хидрат във вода при температура 2-3-кратен моларен излишък на хидразин спрямо уран, последвано от отделяне на получения хидратиран ураниев диоксид UO 2 ·2H 2 O, промиване с разтвор на HNO 3 с концентрация 0,1 mol/l, вода и сушене. В този случай утайката от основни железни соли с продукти на делене, матерният разтвор на етапа на утаяване на пероксид с остатъците от продукти на делене, отпадъци от алкални и промивни разтвори се изпращат в събиране на отпадъци за последващата им обработка. Техническият резултат е повишаване на екологичната безопасност и намаляване на количеството отпадъци. 8 заплата ф-ли.

Изобретението се отнася до областта на ядрената енергетика, по-специално до преработката на отработено ядрено гориво (ОЯГ), и може да се използва в технологична схема за преработка, включително на МОХ гориво, тъй като извличането на оставащите количества U и Pu от ОЯГ за подготовката на ново гориво е основната задача на затворения ядрен горивен цикъл, върху който се фокусира ядрената енергетика на страната. Понастоящем е уместно да се създадат и оптимизират нови, нискоотпадъчни, екологични и икономически осъществими технологии, които биха осигурили преработката на отработено гориво както от съществуващите, така и от 3-то и 4-то поколение реактори на бързи неутрони, работещи със смесено оксидно уран-плутониево гориво (MOX гориво).

Известни са методи за преработка на отработено ядрено гориво с помощта на флуор или флуорсъдържащи химични съединения. Получените летливи флуорни съединения на компонентите на ядреното гориво преминават в газова фаза и се дестилират. По време на флуорирането ураниевият диоксид се превръща в UF 6, който се изпарява относително лесно, за разлика от плутония, който има по-ниска летливост. Обикновено, когато се преработва ОЯГ по този метод, ОЯГ се флуорира, извличайки не целия уран, съдържащ се в него, а само неговия необходимо количество, като по този начин го отделя от останалото преработено гориво. След това режимът на изпарение се променя и определено количество съдържащ се в него плутоний се извлича от остатъка от отработеното гориво, също под формата на пари.

[RF патент № 2230130, C22B 60/02, публ. 19.01.1976]

Недостатъкът на тази технология е, че този метод за преработка на отработено гориво използва газообразно, агресивно и токсично за околната среда химични съединения. Следователно технологията е опасна за околната среда.

Един от близките по същество до предложения метод е известен метод, декларирани в Пат. RF № 2403634, (G21C 19/44, публикуван на 10 ноември 2010 г.), съгласно който регенерацията на отработено гориво включва етапа на разтваряне на гориво в разтвор на азотна киселина, етапа на електролитно регулиране на валентността, с редуциране на Pu до тривалентно състояние и поддържане на петвалентно състояние на Np, етапът на екстракция на шествалентен уран екстрахиращ агент в органичен разтворител; етап на утаяване с оксалова киселина, водещ до съвместно утаяване на второстепенни актиниди и продукти на делене, оставащи в разтвора на азотна киселина под формата на оксалатна утайка; етап на хлориране за превръщане на оксалатната утайка в хлориди чрез добавяне на солна киселина към оксалатната утайка; етап на дехидратиране за получаване на синтетични безводни хлориди чрез дехидратиране на хлоридите в поток от газ аргон; и етап на електролиза на стопена сол за разтваряне на безводни хлориди в стопената сол и натрупване на уран, плутоний и второстепенни актиниди на катода поради електролиза.

Недостатъкът на този метод за преработка на отработено гориво е неговият многоетапен характер и сложност на изпълнение, тъй като включва електрохимични етапи, които са енергоемки, изискват специално оборудване и процес при високи температури, особено при работа с разтопени соли.

Известен е и метод, според който отработеното гориво се обработва чисто пирохимично с помощта на разтопена сол на уран или плутоний, след което отделените компоненти на ядреното гориво се използват повторно. При пирохимичната обработка на отработено гориво то се нагрява индуктивно в тигел и се охлажда чрез подаване на охлаждаща течност към тигела.

[RF патент № 2226725, G21C 19/46, публ. 19.01.2009]

Пирометалургичните технологии не водят до образуването на големи количества течни радиоактивни отпадъци (LRW), а също така осигуряват компактно разполагане на оборудването, но са много енергоемки и технологично сложни.

Методите за преработка на ОЯГ също включват:

(1) метод, включващ окисление на уран с хлорен газ, азотни оксиди, серен диоксид в диполярен апротонен разтворител или негова смес с хлорсъдържащо съединение [RF патент No. 2238600, G21F 9/28, публ. 27.04.2004];

(2) метод за разтваряне на материали, съдържащи метален уран, включително окисление на метален уран със смес трибутил фосфат-керосин, съдържаща азотна киселина [патент на САЩ No. 3288568, G21F 9/28, опубл. 10.12.1966];

(3) метод за разтваряне на уран, включващ окисление на металния уран с разтвор на бром в етилацетат при нагряване.

Недостатъците на тези методи включват повишената опасност от пожар на системите и ограничения обхват на тяхното използване.

Широко използвана технология за преработка на отработено гориво е процесът Purex (който взехме за прототип), при който отработено гориво, съдържащо уран, плутоний и продукти на делене (FP) на ядрено гориво, се разтваря в силно киселинни разтвори на азотна киселина при нагряване до 60°С. -80°C. След това актинидите се екстрахират от разтвора на азотна киселина чрез органична фаза, съдържаща трибутил фосфат в керосин или друг органичен разтворител. Следват технологични етапи, свързани с отделянето на урана и плутония и пречистването им от ФР. Процесът Purex е описан, например, в монографията „Химията на актинидните и трансактинидните елементи,” 3-то издание, редактирано от Lester R. Morss, Norman M. Edelstein и Jean Fuger. 2006, Springer, стр. 841-844.

Посоченият процес на преработка на ОЯГ е многоетапен и се основава на използването на опасни за околната среда среди:

(1) азотна киселина (6-8 mol/l) като разтворител за отработено гориво при 60-80°C и образува агресивни газообразни продукти при реакции с нейно участие;

(2) тъй като киселинността на разтвора след завършване на разтварянето е приблизително 3,5 mol/l в азотна киселина, това неизбежно води до използването на екстракция за извличане на U(Pu) с органични разтворители;

(3) използването на органични разтворители, токсични, запалими, силно запалими, експлозивни и често неустойчиви на радиация, води до образуването, заедно с водни течни радиоактивни отпадъци, на големи обеми отпадъци (до 7-12 тона на 1 тон на преработено ОЯГ).

Целта на настоящото изобретение е да се създаде новаторска, нискоотпадъчна, екологична и икономически осъществима технология за преработка на отработено ядрено гориво.

Този проблем е решен чрез използване на нов метод за преработка на отработено гориво, характеризиращ се с факта, че пелетите от оксидно отработено ядрено гориво, разрушени по време на рязане на горивни пръти, се разтварят при нагряване във воден разтвор на железен (III) нитрат при моларно съотношение на желязото към уран в горивото, равно на 1,5-2, 0:1, получената утайка от основната желязна сол с неразтворени продукти на делене на ядрено гориво се отделя чрез филтруване и от получения слабо кисел разтвор, съдържащ предимно уранил нитрат, се отделя уранил пероксид утаява се чрез последователно подаване в разтвора с разбъркване на динатриева сол на етилендиаминтетраоцетна киселина в моларен излишък спрямо уран, равен на 10%, и 30% разтвор на водороден пероксид, взет в 1,5-2-кратен моларен излишък спрямо уран, при температура не по-висока от 20°C, получената хетерогенна система се държи най-малко 30 минути и след отделяне и промиване с киселина и вода, утайката от уранил пероксид се подлага на редукция в твърда фаза при нагряване чрез третиране с алкален разтвор на хидразин хидрат във вода при 2-3-кратен моларен излишък на хидразин спрямо уран, последвано от отделяне на получения хидратиран ураниев диоксид UO 2 2H 2 O, промиване с разтвор на HNO 3 с концентрация 0,1 mol /l, вода и сушене, докато утайката от основни железни соли с продукти на делене, матерният разтвор на етапа на утаяване на пероксид с остатъците от продукти на делене, отпадъци от алкални и промивни разтвори се изпращат до събиране на отпадъци за последващата им обработка.

Обикновено ОЯГ се разтваря при температурен диапазон от 60-90°C за не повече от 5-10 часа, като се използва воден разтвор на железен (III) нитрат с рН от 0,2 до 1,0.

Препоръчително е изолираният уранил пероксид да се промие с разтвор на HNO 3 с концентрация 0,05 mol / l, а неговата твърдофазова редукция се извършва с 10% воден разтвор на хидразин хидрат при рН 10 при 60-90 ° C за 10-15 часа.

За предпочитане, сушенето на хидратиран ураниев диоксид се извършва при 60-90°C.

Възможно е процесът да се осъществи в две последователно свързани бифункционални устройства, чиято конструкция предвижда наличието на филтриращ блок и възможността за промяна на пространствената ориентация на устройствата на 180°, първият от които се използва за разтваряне и събиране на отпадъци от процеса, а вторият за утаяване на ураниев пероксид, неговия целеви продукт за редукция в твърда фаза и разделяне.

Техническият резултат от метода се постига чрез факта, че на всички етапи на преработката на ОЯГ горивните компоненти (UO 2, съдържащ до 5 тегл.% 239 Pu) - U(Pu), разтваряне (железен нитрат), утаяване (водороден пероксид) ) и редуциращите реагенти са в различни фази, удобни за по-нататъшното им разделяне. На етапа на разтваряне уранът преминава в разтвор и по-голямата част от реагента за разтваряне се освобождава под формата на твърдо съединение. На етапа на утаяване на пероксида и неговото твърдофазно редукционно превръщане в уранов диоксид, целевият продукт е в твърда форма и лесно се отделя от течната фаза.

Предложеният метод се осъществява по следния начин.

Таблетките от уранов диоксид (UO 2, съдържащи до 5 тегл.% 239 Pu), разрушени по време на рязане на горивни пръти, се потапят във вода, съдържаща железен (III) нитрат, и се разтварят при нагряване до 60-90 ° C. Полученият разтвор, съдържащ U(Pu) и пулпата от основна желязна сол, образувана по време на разтварянето, се разделят. След отстраняване на разтвора от U(Pu), утайката от основната желязна сол - железни соли с PD - Mo, Tc и Ru (~95%) и частично Nd, Zr и Pd (~50%) - остава в отпадъците колекция.

Към отделения разтвор с U(Pu) се добавя водороден пероксид и при стайна температура се извършва утаяване на уранил пероксид, с който се утаява плутоний, коефициентът на пречистване на целевия продукт от PD е около 1000. След завършване на утаяването, утайката се отделя от слабо киселинния матерен разтвор, който с останалия PD и Fe(III) нитрат се изпращат в събиране на отпадъци с утайка от основна сол. Разтворът от промиването на смесената пероксидна утайка също се изпраща в колектора за отпадъци. След това се извършва твърдофазова редукция на образувания пероксид след въвеждане на хидразин хидрат при разбъркване с поток от азот при 80-90 ° C и се получава хидратиран диоксид U (Pu). Отделеният алкален разтвор се транспортира до съоръжение за събиране на отпадъци. Диоксидната утайка се промива с малък обем от 0,1 М HNO 3, след това с дестилирана вода, която също се изпраща в колектора за отпадъци. Полученият целеви продукт се суши в поток от загрят азот при 60-90°С и се изпуска от апарата.

Слабо киселинни и слабо алкални водни отпадъчни разтвори, събрани при преработката на отработеното гориво в съоръжение за събиране на отпадъци, се отстраняват чрез изпаряване и съдържащото се в тях желязо се утаява под формата на хидроксид заедно с катиони от 2-, 3- и 4 -валентен PD. Твърдият продукт от железни съединения с включени в тяхната фаза PD е единственият отпадък в предложения метод за преработка на отработено ядрено гориво. Изпарената вода може да се кондензира и да се върне обратно в процеса, ако е необходимо.

Преработката на ОЯГ може да се извърши в бифункционален специален апарат (устройства), чиято конструкция включва филтриращ блок (UF), кожух, способен да доставя охлаждаща течност и да извършва процеса на разтваряне при температура ≤90 ° C в реакцията смес и възможност за промяна на пространствената ориентация на 180° апарат.

Процесът се извършва, като правило, в две последователно свързани бифункционални устройства, както следва.

Когато филтриращият блок на устройството е в горната част, устройството е предназначено за разтваряне на отработеното ядрено гориво. Полученият разтвор, съдържащ U(Pu) и пулпата от основна желязна сол, образувана при разтварянето на отработеното ядрено гориво, се разделят. За целта устройството се обръща на 180°, като UV се намира в долната част. Филтрирането се извършва чрез прилагане на свръхналягане към вътрешния обем на апарата или чрез свързването му към вакуумна линия. След филтриране и отстраняване на разтвора от U(Pu), устройството с утайка от железни соли и PD (Mo, Tc и Ru (~95%) и частично Nd, Zr и Pd (~50%)) се завърта на 180° ° до позицията, където UV се намира в горната част, след което устройството функционира като колекция от отпадъчни разтвори.

Филтрираният разтвор с U(Pu) се подава във втори апарат със същия дизайн в позиция, където UV се намира в горната част на устройството. Към разтвора се добавя водороден пероксид и U(Pu) пероксид се утаява при стайна температура. След завършване на утаяването, устройството се обръща на 180° и се извършва филтрационно разделяне през дъното на апарата. Полученият пероксид остава върху филтъра в апарата, а матерният разтвор с разтворен PD (фактор на пречистване около 1000) и остатъчен Fe(III) нитрат се изпраща в първия апарат с утайка от основна сол, която се е превърнала в колектор за отпадъци .

Устройството се обръща в положение с UV в горната част и пероксидната утайка от филтъра в устройството се отмива с малко количество вода, съдържаща хидразин хидрат, за да се образува каша, в която пероксидът се превръща в хидратиран диоксид U(Pu) чрез редукция в твърда фаза с хидразин при 80-90°C.

След завършване на твърдофазната редукция и получаване на хидратиран U(Pu) диоксид, апаратът се премества в позицията, в която изпълнява функцията на филтриране. Отделеният алкален разтвор се изпраща в първия апарат с утайка от основна сол, която се превръща в колектор за отпадъци. Диоксидната утайка се промива с малък обем от 0,1 М HNO 3, след това с дестилирана вода, която също се изпраща в колектора за отпадъци. Устройството с утайката от хидратиран U(Pu)O 2 ·nH 2 O се завърта на 180° до позиция, в която UV се намира в горната част. След това целевият продукт се изсушава в апарата при 60-90°С чрез подаване на поток от азот и след завършване на сушенето лекарството се разтоварва от апарата.

Примерите по-долу илюстрират ефективността на използването на водни слабо киселинни разтвори на Fe(III) нитрат (хлорид) за разтваряне на оксиден ОЯГ с едновременно отделяне на U(Pu) на този етап от част от PD и последващото им отделяне от остатъците от PD по време на пероксидно утаяване на U(Pu) от получения разтвор. По-нататъшното твърдофазно редукционно превръщане на пероксида, първо в хидратиран и след това в кристален U(Pu) диоксид, повишава ефективността на предложения метод.

Прахообразна проба от ураниев диоксид (238+235 UO 2) беше предварително калцинирана при 850°C в аргонова атмосфера с 20% съдържание на водород в продължение на 8 часа.

Таблетки или прах от керамично ядрено гориво, съдържащо уран и 5 тегл.% плутоний, с тегло 132 g, се потапят във воден разтвор на железен (III) нитрат с обем 1 литър с рН най-малко 0,2 при концентрация на Fe (NO 3) 3 във вода от 50 до 300 g/l и се разтваря при нагряване до 60-90°C при моларно съотношение на Fe(III) към гориво 1,5 към 1.

Стойността на pH и съдържанието на уран в разтвора се следят и разтварянето на таблетките продължава, докато съдържанието на уран в последователно избрани проби не се промени. В резултат на процеса на разтваряне се получава разтвор, съдържащ предимно уранил нитрат и имащ рН стойност ≤2, и утайка от основна желязна сол. За количественото разтваряне на взетите проби са необходими не повече от 5-7 часа.

Полученият нитратен разтвор се отделя от пулпата чрез филтруване, например с металокерамичен филтър. Утайката от основната желязна сол, останала върху филтъра, се промива с вода и се изпраща към събирането на отпадъци заедно с промивната вода.

Към слабо кисел разтвор на отделен уранил нитрат при температура ≤20°C се добавят 60 ml от 10% разтвор на двузаместена натриева сол EDTA (Trilon-B) и се разбърква в продължение на 10 минути. В разтвора се утаява бяло уранилово комплексно съединение.

При разбъркване към получената суспензия се добавят 300 ml 30% разтвор на водороден пероксид (H 2 O 2) на части от 50 ml на интервали от 1-1,5 минути, също при температура ≤20 ° C, за да се получи уранил пероксид, с който също количествено се съутаява плутоний.

Утайката от уранил пероксид се отделя чрез филтруване от матерната луга, която се изпраща в събирането на отпадъци. Утайката се промива с 0,25 l 0,05 М HNO 3, промивният разтвор се изпраща в събирането на отпадъци.

Промитата утайка от уранил пероксид първо се прехвърля в суспензия с 10% воден алкален разтвор на хидразин хидрат във вода, като разтворът има рН стойност ~10.

При разбъркване и нагряване на суспензията до 80°C, уранил пероксидът се превръща в хидратиран диоксид UO 2 ·H 2 O по време на редукция в твърда фаза на U(VI) с хидразин до U(IV).

Процесът на редукция на U(VI) до U(IV) се наблюдава чрез периодично вземане на проби от суспензии, съдържащи не повече от 50 mg суспендирани твърди вещества. Утайката се разтваря в смес от 4 М НС1 с 0,1 М HF и се записва първият спектър на разтвора. След това разтворът се третира с амалгама и се записва втори спектър от този разтвор. В този случай целият уран в разтвор трябва да бъде напълно редуциран до U(IV). По този начин, ако първият и вторият спектър съвпадат, тогава процесът на редукция в твърда фаза е завършен. Иначе процедурата по преобразуване на пероксида в уранов диоксид продължава. Процесът завършва за 10-15 часа.

Полученият хидратиран ураниев диоксид се отделя чрез филтруване от алкален разтвор (обем ~0,6 l), разтворът се изпраща в събиране на отпадъци. Утайката от хидратиран ураниев диоксид се промива върху филтър с 0,25 l 0,1 M HNO 3, за да се неутрализира алкалът, останал в обема на утайката, след това със същия обем вода, за да се отстранят следи от киселина от обема на утайката, като се контролира pH на последната вода за измиване. Измивните разтвори се изпращат до събирането на отпадъци.

Резултатите от анализите на матерната луга и урановия пероксид показват, че степента на утаяване на урана е най-малко 99,5%, а съдържанието на желязо в изолирания пероксид не надвишава 0,02 тегл.%.

Утайката от уранов пероксид, измита от следи от алкали, се изсушава, например, с поток от азот, нагрят до 60-90 ° C и се изхвърля от апарата под формата на прах.

В резултат на това се получават най-малко 131,3 g уранов диоксид.

Във водни разтвори с леко алкална реакция, събрани в контейнер за събиране на отпадъци, остатъците от желязо се отделят под формата на аморфен хидроксид. Хетерогенната суспензия се изпарява и се постига почти пълно отстраняване на водата. Мокър или сух твърд продукт, който е главно железни съединения, е единственият отпадък в изобретателския метод за обработка на гориво от керамичен оксид, използвайки разтвори на железен (III) нитрат.

Изобретателският метод позволява да се опрости преработката на отработено ядрено гориво и да се елиминира образуването на течни радиоактивни отпадъци в сравнение с процеса Purex.

Нови съществени и отличителни характеристики на предложения метод (в сравнение с прототипа) са:

Използването на водни слабо киселинни разтвори на Fe (III) нитрат за разтваряне на оксиден ОЯГ, който преди това не е бил използван за тази цел. Без значително влошаване на разтворимостта, железният нитрат може да бъде заменен с Fe(III) хлорид;

За разлика от прототипа, няма специален етап с въвеждането на железен сулфат в системата за редуциране на Pu(IV) до Pu(III). В заявения метод, при разтваряне на уранов оксид и смесено гориво, уранът (IV) се окислява от Fe (III) до уран (VI), а получените Fe (II) катиони редуцират Pu (IV) до Pu (III) и актинидите се превръщат количествено в разтвор под формата на техните нитрати;

При предложения метод не е необходимо да се въвежда киселина за разтваряне на ОЯГ, тъй като използваната среда е кисела поради хидролизата на железен (III) нитрат и в зависимост от концентрацията му от 50 до 300 g/l стойността на pH е в диапазона от 1 до 0,3;

При заявения метод, след разтваряне на горивото, киселинността на получените разтвори ще бъде ≤0,1 М (за уран 100-300 g/l), докато при процеса Purex се образуват силно киселинни ~3 М разтвори на HNO 3, които неизбежно води до извличане и образуване на големи количества органични и водни течни радиоактивни отпадъци;

Ниската киселинност след разтваряне на отработеното гориво съгласно заявения метод дава възможност да се изостави екстракцията на горивни компоненти с органични разтвори, да се опрости организацията на процеса на преработка на отработеното гориво и да се елиминират течните отпадъци в сравнение с технологията на процеса Purex;

В заявения метод процесът на разтваряне на горивото завършва чрез получаване на разтвор, съдържащ U(Pu) и утайка от основна желязна сол в количество ~50% от първоначалното съдържание на железен (III) нитрат;

Продуктите на делене, като Mo, Tc и Ru (~95%) и отчасти от Nd, Zr и Pd (~50%), се отделят от урана още на етапа на разтваряне на отработеното ядрено гориво и се концентрират в получената утайка от основна желязна сол. Това също е предимство на предложения метод за разтваряне на отработено ядрено гориво в сравнение с процеса Purex;

В използваните слабо киселинни разтвори структурните материали на обвивката на горивните пръти и фазите, образувани от PD в матрицата на ОЯГ под формата на леки метални (Ru, Rh, Mo, Tc, Nb) и сиви керамични включвания (Rb, Cs, Ba, Zr, Mo) не се разтварят. Следователно слабо киселинните ще бъдат по-малко замърсени с компонентите на разтворените черупки и PD, за разлика от 6-8 M HNO 3 в процеса Purex;

Киселинност ≤0,1 М на получените разтвори с концентрация на уран 100-300 g/l е оптимална за утаяване на уран(VI) и плутоний(IV) пероксиди. Водородният пероксид е предпочитан, тъй като превръща урана в U(VI) състояние, което е необходимо за количествено утаяване;

При утаяване на U(Pu) пероксид от разтвор се постига количествено отделяне на U от почти всички остатъци от PD и желязо в разтвора (коефициент на пречистване ~1000);

Ново и оригинално решение в предложения метод е да се извърши процес на редукция в твърда фаза във водна суспензия на U(Pu) пероксид с хидразин хидрат при 90°C до хидратиран U(Pu)O 2 ×nH 2 O, последван чрез изсушаване на целевия продукт при 60-90°C и разтоварване от устройството,

Слабо киселинни и слабо алкални водни разтвори на отпадъци, натрупани по време на преработката на ОЯГ в сборника за отпадъци, се отстраняват чрез изпаряване, а съдържащото се в тях желязо се утаява под формата на хидроксид заедно с катиони на 2-, 3- и 4-валентни PD. Твърдият продукт от съединенията на желязото с включен в тяхната фаза PD е единственият отпадък в предложения метод за преработка на оксиден ОЯГ.

1. Метод за преработка на отработено ядрено гориво, характеризиращ се с това, че пелети от отработено ядрено гориво от оксид, разрушени по време на рязане на горивни пръти, се разтварят при нагряване във воден разтвор на железен (III) нитрат при моларно съотношение на желязо към уран в горивото, равно на до 1,5-2,0:1, получената утайка от основната желязна сол с неразтворени продукти на делене на ядрено гориво се отделя чрез филтруване и от получения слабо кисел разтвор, съдържащ предимно уранил нитрат, уранил пероксид се утаява чрез последователно подаване в разтвора с разбъркване на динатриевата сол на етилендиаминтетраоцетната киселина в моларен излишък спрямо уран, равен на 10% и 30% разтвор на водороден прекис, взет в 1,5-2-кратен моларен излишък спрямо уран, при температура не по-висока от 20°C, получената хетерогенна система се държи най-малко 30 минути и след отделяне и промиване с киселина и вода утайката от уранил пероксид се подлага на редукция в твърда фаза при нагряване чрез третиране с алкален разтвор на хидразин хидрат във вода при 2-3- пъти моларен излишък на хидразин спрямо уран, последвано от отделяне на получения хидратиран уранов диоксид UO 2 2H 2 O, промиване с разтвор на HNO 3 с концентрация 0,1 mol/l, вода и сушене, докато утайката от основно желязо соли с продукти на делене, матерният разтвор на етапа на утаяване на пероксид с остатъчни продукти на делене, отпадъчни алкални и промивни разтвори се изпращат до събиране на отпадъци за последващата им обработка.

2. Метод за преработка на отработено ядрено гориво съгласно претенция 1, характеризиращ се с това, че разтварянето на отработеното ядрено гориво се извършва при 60-90°С.

3. Метод за преработка на отработено ядрено гориво съгласно претенция 1, характеризиращ се с това, че за разтваряне на горивото се използва воден разтвор на железен (III) нитрат с рН стойност от 0,2 до 1,0.

4. Метод за преработка на отработено ядрено гориво съгласно претенция 1, характеризиращ се с това, че разтварянето на отработеното ядрено гориво отнема не повече от 5-10 часа.

5. Метод за преработка на отработено ядрено гориво съгласно претенция 1, характеризиращ се с това, че утайката от уранил пероксид се промива с разтвор на HNO 3 с концентрация 0,05 mol/l.

6. Метод за преработка на отработено ядрено гориво съгласно претенция 1, характеризиращ се с това, че редукция в твърда фаза се извършва с 10% воден разтвор на хидразин хидрат при рН 10.

7. Метод за преработка на отработено ядрено гориво съгласно претенция 1, характеризиращ се с това, че редукция в твърда фаза се извършва при 60-90°С в продължение на 10-15 часа.

8. Метод за преработка на отработено ядрено гориво съгласно претенция 1, характеризиращ се с това, че изсушаването на хидратиран уранов диоксид се извършва при 60-90°С.

9. Метод за преработка на отработено ядрено гориво съгласно всеки един от параграфите. 1-8, характеризиращ се с това, че процесът се осъществява в две последователно свързани бифункционални устройства, чиято конструкция предвижда наличието на филтриращ блок и възможността за промяна на пространствената ориентация на устройствата на 180°, първият от който се използва за разтваряне и събиране на отпадъци от процеса, а вторият за утаяване на пероксид уранил, неговата редукция в твърда фаза и изолиране на целевия продукт.

Подобни патенти:

Изобретението се отнася до областта на радиационната екология и биогеохимията и е предназначено за концентриране на Th от морска водаи определяне на неговото съдържание, което може да се използва за измерване на скоростта на процесите на утаяване в морските водни тела.

Заявеното изобретение се отнася до ядрената технология и може да се използва за рециклиране, обезвреждане и повторно производство на облъчени берилиеви продукти, като например неутронен рефлектор на ядрени и термоядрени реактори.

Изобретението се отнася до ядрената индустрия, а именно до устройства за струйно разтваряне и ерозия на утайки, натрупани на дъното на резервоари за съхранение на радиоактивни отпадъци с всякакво ниво на активност, прехвърляне на неразтворимата твърда фаза на утайката в суспендирано състояние и дозиране на разтвора и суспензия от контейнера.

Изобретението се отнася до ядрената индустрия по отношение на преработката на радиоактивни отпадъци, а именно до устройства за по-пълно освобождаване на контейнерите за съхранение от радиоактивни отпадъци и може да намери приложение в химическата, нефтохимическата и други индустрии.

Изобретението се отнася до методи за преработка на радиоактивни отпадъци, а именно до пречистване на платина под формата на скрап технологично оборудванеи може да се използва за почистване на вторична платина от замърсяване с радиоактивен плутоний.

Изобретението се отнася до областта на ядрената индустрия и може да се използва за дезактивация на вътрешни и външни повърхности на оборудване. В заявеното изобретение оборудването, което трябва да се дезактивира, се поставя в дезактивиращ разтвор и се излага на ултразвукови вибрации, като вибрациите се възбуждат в целия обем на оборудването чрез осигуряване на твърд акустичен контакт на повърхността на оборудването с акустични ултразвукови излъчватели, и вибрациите се възбуждат под формата на импулси с честота на запълване, съответстваща на резонансната честота на натоварената за емитер апаратура.

Група изобретения се отнася до методи за обезвреждане на дългоживеещи радионуклиди, включително изотопи на трансуранови елементи. Претендираният метод включва потапяне на поне една горивна капсула в кладенец, образуван в геоложки формации.

Изобретението се отнася до ядрената техника и технологии, за обеззаразяване на различни материали, замърсени с радионуклиди. В претендирания метод дезактивацията се извършва на два етапа: на първия етап се подава пара, активирана от химически реагенти, в камерата за дезактивация, загрята до 110 ° C със замърсени материали; на втория етап камерата за дезактивация се охлажда и обеззаразеният материал се третира с разтвори на органични разтворители и комплексообразователи в среда на втечнен газ или нискокипящи разтворители.

Изобретението се отнася до продукти за външна употреба като дезактивиращ детергент за почистване на човешката кожа и външната повърхност на оборудване от замърсяване с радиоактивни вещества. Описан е обеззаразяващ препарат със следния състав: йонообменна смола Ku-1 5-20%, йонообменна смола Ku-2-8chs 5-20%, йонообменна смола An-31 3-10%, йонообменна смола EDE- 10P 3-10%, синтетичен детергент на прах 60-84%. Техническият резултат е повишаване на ефективността на дезактивиращия детергент чрез увеличаване на сорбцията на различни радионуклиди.

Изобретението се отнася до детритиращи средства. Претендираното устройство съдържа пещ (1) за топене на отпадъци, съдържащи тритий, като споменатата пещ съдържа пещ за приемане на отпадъци, съдържащи тритий, и барботиращо устройство за въвеждане на хидрогениран газ, който кипи в пещта по време на топене и обработка на отпадъци, съдържащи тритий в пещта. Устройството също така съдържа каталитичен реактор (2) с четириполюсна мембрана за обработка на газа, получен от топенето и обработката на тритиев отпадък в пещта; където споменатият реактор съдържа мембрана за разделяне на два газови потока, пропускливи за водородни изотопи. Заявеното устройство е предназначено за използване в заявения метод за унищожаване. Техническият резултат е предотвратяване на производството на тритиева вода след завършване на процеса на детритиране. 2 п. и 9 заплата f-ly, 4 ил., 1 pr.

Изобретението се отнася до метод за преработка на твърди радиоактивни отпадъци, генерирани при преработката на ядрено гориво от реактори с вода под налягане и реактори РБМК. Методът се състои в хлориране на отпадъците с молекулярен хлор при температура 400-500°C и отделяне на получените продукти, докато сгурията и филтрираните прахообразни продукти се изпращат към процеса на пурекс, газовата смес се обработва с водород при температура 450°C. -550 за отстраняване на ниобий и други легиращи елементи °C и преминава през керамичен филтър, нагрят до 500-550 °C, пречистеният циркониев тетрахлорид кристализира в кондензатор при температура не по-висока от 150 °C. Изобретението осигурява минимизиране на обема и прехвърляне на повече радиоактивни отпадъци в по-безопасни категории, както и намаляване на разходите, свързани с погребването на отпадъците. 1 заплата файлове, 1 ил., 1 табл.

Изобретението се отнася до урановата технология, във връзка с работата на производствени съоръжения за разделяне на изотопи на уран и може да се използва за почистване на различни метални повърхности, работещи в среда на уранов хексафлуорид, от нелетливи уранови отлагания. Метод за почистване на метални повърхности от уранови отлагания включва третиране на повърхностите с газообразни флуориращи реагенти, съдържащи ClF3 и F2 в масово съотношение (1,7÷3,6):1, при динамични условия на процеса, чрез циркулация на газове през уранови отлагания и слой от натриев флуорид , загрята до 185-225°C. Изобретението осигурява интензификация на процеса на флуориране, селективно извличане на уранов хексафлуорид от газ и елиминиране на образуването на корозивни и лесно кондензируеми продукти на реакцията. 1 пр., 1 табл.

Изобретението се отнася до ядрената индустрия. Методът за работа с реакторен графит от спрян уран-графитен реактор включва вземане на проби от зидарията на реактора. Големите парчета графит се раздробяват механично. Натрошените парчета се поставят в плазмохимичен реактор като разходни електроди. Материалът на консумативните електроди се изпарява. В областта на нискотемпературната плазма се въвежда окислител. Продуктите от плазмохимичната реакция се втвърдяват. Продуктите от реакцията се концентрират по стените на реактора. Газообразните реакционни продукти се отстраняват от реактора. Част от газовия поток се завърта и заедно с окислителя се подава в реактора. Газообразните продукти от реакцията, с изключение на въглеродните оксиди, се събират от скрубер. Въглеродните оксиди се прехвърлят в течната фаза и се изпращат за по-нататъшно изхвърляне. Твърдият пепелен остатък се отстранява от плазмохимичния реактор. Изобретението дава възможност за пречистване на радиоактивен графит от продукти на делене и активиране за по-нататъшно безопасно съхранение. 4 заплата f-ly, 2 ил.

Изобретението се отнася до метод за химична стабилизация на съединение на уранов карбид и устройство за осъществяване на метода. Методът включва следните етапи: етап на повишаване на температурата вътре в споменатата камера до температурата на окисление на споменатото съединение на уранов карбид в диапазона от приблизително 380°С до 550°С, при което инертен газ се подава към споменатата камера; етап на изотермична окислителна обработка при споменатата температура на окисляване, като споменатата камера е под парциално налягане от О2; етап на наблюдение на завършването на стабилизирането на определеното съединение, което включва наблюдение на количеството абсорбиран молекулярен кислород и/или въглероден диоксид или освободен въглероден диоксид или въглероден оксид до входна зададена стойност на определеното количество молекулен кислород, минимум прагова стойност на определеното количество въглероден диоксид или минимални прагови стойности на въглероден диоксид и монооксид са постигнати въглерод. Техническият резултат е възможността за безопасно, надеждно, контролирано и ускорено решение на сложния проблем за стабилизиране на съединения на уранов карбид с формула UCx + yC, където числото x може да бъде по-голямо или равно на 1, а реалното число y е по-голямо от нула. 2 п. и 11 заплата f-ly, 8 ил.

Групата изобретения се отнася до метод и устройство за намаляване на съдържанието на радиоактивен материал в обект, съдържащ радиоактивен материал, до ниво, което е безопасно за околната среда. Метод за намаляване на съдържанието на радиоактивен материал в обект, съдържащ радиоактивен материал, до ниво, безопасно за околната среда, включва обект, който е най-малко обект, избран от групата, състояща се от организъм, утайка от отпадъчни води, почва и пепел от инсинератор. Обектът е подложен на етап на нагряване/налягане/налягане, избран от групата, състояща се от етап на нагряване на обекта в състояние, при което температурата е по-ниска или равна на критичната температура на вода, водоразтворима течност или смес от вода и водоразтворима течност и налягането е по-голямо или равно на налягането наситена параводна течност. Има и устройство за обработка за намаляване на количеството радиоактивен материал в обекта. Група изобретения дава възможност за отстраняване на радиоактивен материал от обект след обработка, обектът може да бъде върнат в местообитанието си. 2 п. и 16 заплата папки, 5 ил., 1 табл., 13 пр.

Изобретението се отнася до методи за химическо обеззаразяване на метали с радиоактивно замърсяване. Метод за обеззаразяване на повърхностно замърсени продукти, изработени от метални сплави или техни фрагменти, се състои в нанасяне на прахообразен реагент, в който най-малко 80% от частиците са с размер под 1 микрон, съдържащи калий, натрий и сяра, върху обеззаразената повърхност , след което нагряване на повърхността, охлаждане и почистване на получения котлен камък. Прахообразният реагент се нанася върху суха повърхност. Върху третираната с реагента повърхност се нанася слой от синтетичен лак с температура на възпламеняване 210-250°C. Изобретението позволява да се повиши ефективността на процеса на обеззаразяване на повърхностно замърсени с радионуклиди продукти от метални сплави или техни фрагменти чрез увеличаване на контакта на реагента с радионуклиди, разположени в отворени пори, пукнатини и други повърхностни дефекти, като същевременно се увеличава неговата ефективност чрез намаляване на консумацията на прахообразен реагент. 3 заплата файлове, 3 маси, 2 пр.

Изобретението се отнася до технологиите за рециклиране и може да се използва при рециклирането на големи плаващи обекти с атомна електроцентрала. След извеждане от експлоатация и вземане на решение за погребване, отработеното ядрено гориво се разтоварва от реакторите, демонтира се надстройката, разтоварва се част от оборудването, оформя се реакторен блок, обектът се разтоварва до състояние, при което водолинията на обекта равнината е под образувания реакторен блок, прави се технологичен разрез отстрани на обекта, монтира се изтеглящо се устройство, отстранява се реакторният блок с помощта на изтеглящо се устройство. В същото време намаляването на масата на обекта се компенсира чрез получаване на баласт върху обекта. След това реакторният блок се подготвя за дългосрочно съхранение и обектът се погребва по начина, определен от проекта за погребване. Техническият резултат е изхвърлянето на голям плаващ обект с атомна електроцентрала без използването на голям плаващ понтон за трансферен док. 3 болен.

Групата изобретения е свързана с ядрената физика и технологията за преработка на твърди радиоактивни отпадъци. Метод за почистване на облъчени графитни втулки на уран-графитен реактор включва нагряването им, обработката им с газ, прехвърляне на примеси в газовата фаза и охлаждане на въглеродния материал. Облъчената графитна втулка се нагрява от поток от нискотемпературна плазма в първата температурна зона на проточната камера в атмосфера на инертен газ до температура над 3973K. Получената газова смес се премества във втората температурна зона на проточната камера за отлагане на въглерод, където температурата се поддържа в диапазона от 3143K до 3973K. Неутаената газова смес се премества в третата температурна зона на проточната камера, където се охлажда до температура под 940K и процесните примеси се утаяват. Остатъчният инертен газ се връща в първата температурна зона на проточната камера и процесът продължава, докато графитната втулка се изпари напълно. Има и устройство за почистване на облъчени графитни втулки на урано-графитен реактор. Група изобретения позволява да се намали времето за графитно почистване на облъчени графитни втулки на уран-графитен реактор. 2 н.п. f-ly, 4 ил.

Изобретението се отнася до средства за преработка на отработено ядрено гориво. В заявения метод пелетите от отработено ядрено гориво от оксид, унищожени по време на рязане на горивни пръти, се подлагат на разтваряне при нагряване във воден разтвор на железен нитрат при моларно съотношение на желязото към урана в горивото, равно на 1,5-2,0:1, полученото утайка от основна желязна сол с неразтворени продукти на делене Ядреното гориво се отделя чрез филтруване и уранил пероксидът се утаява от получения слабо кисел разтвор чрез последователно подаване на динатриева сол на етилендиаминтетраоцетна киселина в разтвора с разбъркване. След това получената хетерогенна система се държи най-малко 30 минути и след отделяне и промиване с киселина и вода, утайката от уранил пероксид се подлага на редукция в твърда фаза при нагряване чрез третиране с алкален разтвор на хидразин хидрат във вода при температура 2-3-кратен моларен излишък на хидразин спрямо уран, последвано от отделяне на получения хидратиран уранов диоксид UO2·2H2O, промиване с разтвор на HNO3 с концентрация 0,1 mol, вода и сушене. В този случай утайката от основни железни соли с продукти на делене, матерният разтвор на етапа на утаяване на пероксид с остатъците от продукти на делене, отпадъци от алкални и промивни разтвори се изпращат в събиране на отпадъци за последващата им обработка. Техническият резултат е повишаване на екологичната безопасност и намаляване на количеството отпадъци. 8 заплата ф-ли.

Населението на планетата, както и нейната нужда от енергия, нарастват всяка година, заедно с цените на газа и петрола, чиято преработка, между другото, има своите тъжни и необратими последици за екологията на земята. А ядрената енергия днес няма достойна алтернатива нито по отношение на рентабилността, нито по отношение на способността да посреща глобалните енергийни нужди.

Въпреки факта, че подобни твърдения звучат много абстрактно, на практика отказът от ядрената енергия ще означава рязко поскъпване на неща, които са необходими на всички, като храна, дрехи, лекарства, комфорт домакински уреди, образование, медицина, възможност за свободно придвижване по света и много други. В такава ситуация най-доброто решение е да се насочат усилията към превръщането на ядрената енергия във възможно най-безопасна и ефективна.

Не всеки знае този факт: свежото ядрено гориво не представлява опасност за хората. Преди широкото навлизане на промишлената автоматизация, горивните пелети с уранов диоксид се забиваха на ръка в монтажни пръти. Радиоактивността на горивото се увеличава няколко милиона пъти след облъчване в ядрен реактор. Именно в този момент той става опасен за хората и околната среда.

Като всяко производство, атомни електроцентралигенерират отпадъци. В същото време количеството отпадъци, произвеждани от атомните електроцентрали, е значително по-малко в сравнение с други индустрии, но поради високата си опасност за околната среда изисква специално третиране. И тук е необходимо да се изясни известно объркване между понятията РАО (радиоактивни отпадъци) и ОЯГ (отработено ядрено гориво), което често възниква в медиите.

Според руската класификация ОЯГ се отнася за отработените горивни елементи, извадени от реактора. Нека проследим пътя, по който естественият уран, добит в мини, се превръща в отработено ядрено гориво. Както знаем, естественият уран се състои от изотопите уран-235 и уран-238. Съвременните атомни електроцентрали работят с уран - 235. Но поради ниското съдържание на изотопа 235 (само 0,7%), за да се използва като ядрено гориво, уранът, извлечен от земните недра, трябва да бъде обогатен до няколко процента. Уранът, използван в реакторите, се поставя в горивни елементи (горивни елементи), от които се сглобяват горивни касети под формата на шестоъгълни пръти. Те се потапят в реактора до достигане на критична маса. Преди пускането на реактора горивните пръти съдържат 95% уран-238 и 5% уран-235. В резултат на работата на реактора на мястото на уран-235 се появяват продукти на делене - радиоактивни изотопи. Пръчките се отстраняват, но като отработено ядрено гориво.

ОЯГ има богат ресурсен потенциал. Първо, радиоизотопите от отработеното гориво, които могат да бъдат химически извлечени, имат широко разпространени медицински и научни приложения. И не само за медицински цели - металите от платиновата група, образувани в реактор по време на деленето на урана, са по-евтини от същите метали, получени от руда. Второ, отработеното гориво съдържа уран-238, който в световен мащаб се счита за основен горивен елемент на бъдещите атомни електроцентрали. Така преработеното отработено ядрено гориво става не само най-богатият източник за получаване на свежо ядрено гориво, но и решава екологичните проблеми на урановите находища: няма смисъл да се разработват уранови мини, защото вече в моментаРусия е натрупала 22 хиляди тона отработено ядрено гориво. В същото време съдържанието на радиоактивни елементи в отработеното гориво, което не може да бъде преработено и изисква надеждна изолация от околната среда, е само 3%. За справка: преработката на 50 тона отработено ядрено гориво спестява 1,6 милиарда кубически метра природен газили 1,2 милиона тона нефт.

Радиоактивните отпадъци (РАО) също съдържат радиоизотопи. Разликата е, че не е възможно да се извлекат или разходите за извличането им не са икономически осъществими. В момента, в зависимост от вида на радиоактивните отпадъци, има няколко начина за управление на радиоактивните отпадъци. Последователността на действията е следната: първо се намалява обемът на радиоактивните отпадъци. В този случай за твърди радиоактивни отпадъци се използва пресоване или изгаряне, за течни радиоактивни отпадъци – коагулация и изпаряване, обработка през механични или йонообменни филтри. След третиране със специални платнени или влакнести филтри обемът на газообразните радиоактивни отпадъци се намалява. Следващият етап е имобилизация, тоест поставяне на радиоактивни отпадъци в трайна матрица от цимент, битум, стъкло, керамика или други материали, които намаляват вероятността от изпускане на радиоактивни отпадъци в околната среда. Получените маси се поставят в специални контейнери и след това се съхраняват. Последният етап е придвижването на контейнерите с радиоактивни отпадъци до мястото за погребване.

Според учените най-ефективният метод за погребване на радиоактивни отпадъци днес е в стабилни геоложки образувания на земната кора. Този метод осигурява ефективна изолационна бариера за период от десетки хиляди до милиони години. Публикувани в електронния бюлетин на Европейското атомно дружество, резултатите от съвместните изследвания на лабораторията Subatech във Франция и изследователския център SCK-CEN в Белгия показаха, че периодът, през който блоковете с ядрени отпадъци могат да запазят своята цялост, надхвърля 100 хиляди години. Изследователите стигнаха до това заключение, след като направиха вероятностни оценки за възможното разтваряне на заровени ядрени отпадъци от отворени и затворени горивни цикли за различни периоди от време.

На скорошния международен научно-практическа конференцияОбсъдени бяха и „Безопасност, ефективност и икономика на ядрената енергетика“, наболели проблеми при управлението на отработеното ядрено гориво. В Русия съхраняването и преработката на отработено ядрено гориво в момента се извършва от производствено обединение Маяк (Озерск, Челябинска област) и Минно-химическия комбинат (Железногорск, Красноярски край), които са част от комплекса за ядрена и радиационна безопасност на Държавната корпорация Росатом. Съветник на държавната корпорация "Росатом" И.В. Гусаков-Станюкович разказа за ведомствената „Програма за създаване на инфраструктура и работа с отработено ядрено гориво за 2011-2020 г. и за периода до 2030 г.“. По думите му днес от наличните 22 000 тона отработено ядрено гориво по-голямата част е на атомни електроцентрали. В същото време количеството, което се изнася за съхранение през годината, е по-малко от това, което атомната централа успява да произведе за това време. И ако отработеното гориво от тези станции, които използват реактори тип ВВЕР (енергиен реактор с водно охлаждане), се транспортира за съхранение във Федералното държавно унитарно предприятие Минно-химически комбинат или за преработка във Федералното държавно унитарно предприятие PA Маяк, тогава основен проблемВ момента това е отработено гориво от реактори РБМК (канален реактор с голяма мощност), чието количество е 12,5 хиляди тона. Наскоро започна да работи сухото хранилище за отработено гориво РБМК в Минно-химическия комбинат, а през пролетта на 2012 г. там пристигна първият влак с отработено гориво от Ленинградската АЕЦ. В бъдеще кондиционираният ОЯГ от Ленинградската, Курската и Смоленската АЕЦ ще се изпраща в Минно-химическия комбинат, а некачественият ОЯГ ще се изпраща в ПО Маяк.

Изпълнението на програмата за създаване на инфраструктура и работа с отработено ядрено гориво до 2018 г. ще позволи да се увеличи обемът на годишно извозване на отработено ядрено гориво от площадките на атомните електроцентрали, което ще надвиши годишното производство на отработено ядрено гориво 1,5 пъти. А до 2030 г. всичките 100% от отработеното гориво от реакторите РБМК-1000 и ВВЕР-1000 ще бъдат поставени за дългосрочно централизирано съхранение на площадката на МКЦ, след което основната специализация на МКЦ ще бъде производството на МОКС-гориво. Що се отнася до плановете за отработено гориво от реакторите ВВЕР-440 и БН-600, както и транспортни и изследователски реактори, преработката на това отработено гориво ще се извършва в Маяк. Изключение ще бъде Билибинската АЕЦ, където транспортирането на ОЯГ до централизирани съоръжения за преработка е непрактично поради географската му отдалеченост, така че то ще бъде погребано на място.

МОСКВА, 20 ноември – РИА Новости.Предприятието на държавната корпорация "Росатом" "Минно-химически комбинат" (Минно-химически комбинат, Железногорск, Красноярски край) започна пилотна преработка на отработено ядрено гориво (ОЯГ) от руски атомни електроцентрали по уникални технологии, които не създават рискове за околната среда; в индустриален мащаб това е "зелена" обработка, която ще започне в газохимическия комплекс след 2020 г.

В изотопно-химическия завод MCC преди това беше изграден най-модерният в света стартов комплекс на експериментално-демонстрационен център (ODC) за радиохимична обработка на отработено гориво от реактори на атомни електроцентрали, който ще използва най-новите, екологични технологии на т.нар. поколение 3+. Стартовият комплекс ще позволи разработването на технологични режими за преработка на отработеното ядрено гориво в полупромишлен мащаб. В бъдеще се планира да се създаде мащабна инсталация RT-2 на базата на ODC за регенерация на отработено ядрено гориво.

Особеност на технологиите, които ще се използват в ODC ще бъдат пълно отсъствиетечни нискоактивни радиоактивни отпадъци. Така руските специалисти ще имат уникалната възможност за първи път в света да докажат на практика това рециклиране ядрени материаливъзможно без вреда за околната среда. Според експерти в момента никоя друга страна освен Русия не притежава тези технологии. Изграждането на центъра е най-сложният в технологично отношение проект в историята. скорошна история GKhK.

Първият в историята на МКЦ касетката отработено гориво на реактора ВВЕР-1000 от Балаковската АЕЦ, съхранявана в централата в продължение на 23 години, беше поставена в една от „горещите камери“ на ОДЦ - кутия за дистанционно контролирана работа със силно радиоактивни вещества, съобщи в понеделник корпоративното издание на руския вестник за ядрена индустрия "Страна Росатом".

„Започваме да разработваме режимите (на преработката на отработеното ядрено гориво). Сега най-важното е да развием качествено технологията, която ще бъде в основния проект на централата RT-2“, обясни Игор Сеелев, директор на изотопния завод. химически завод на Минно-химическия комбинат, цитиран от вестника.

„Зелени“ технологии

Първо се извършва така нареченото термохимично отваряне и фрагментиране на касетата с отработено гориво. След това започва волоксидация (от английски volume oxidation, volumetric oxidation) - операция, която отличава поколение 3+ на преработка на отработено ядрено гориво от предишното поколение. Тази технология позволява да се дестилира радиоактивен тритий и йод-129 в газова фаза и да се предотврати образуването на течни радиоактивни отпадъци след разтваряне на съдържанието на фрагменти от горивни касети.

След окисление горивото се изпраща за разтваряне и екстракция. Уранът и плутоният се отделят и се връщат в горивния цикъл под формата на уран и плутониев диоксид, от които след това се планира да се произведе смесено оксидно уран-плутониево МОХ гориво за реактори на бързи неутрони и гориво REMIX за реактори с топлинни неутрони, които образуват в основата на съвременната ядрена енергетика.

Продуктите на делене се кондиционират, остъкляват и опаковат в защитен контейнер. Няма останали течни радиоактивни отпадъци.

След тренировка нова технологияПреработката на ОЯГ се разширява за използване във втория, пълномащабен етап на ODC, който ще стане промишлената основа на затворения ядрено-горивен цикъл (CNFC). В момента завършва строителството на сградата и втория етап на ОДК. Очаква се експериментално демонстрационният център в промишлен мащаб да заработи след 2020 г., а през 2021 г. MCC очаква да преработи десетки тонове отработено гориво от реакторите ВВЕР-1000, съобщава Страна Росатом, позовавайки се на генерален директорпредприятия на Петър Гаврилов.

В ядрения горивен цикъл се смята, че поради разширеното възпроизвеждане на ядрено гориво, горивната база на ядрената енергия значително ще се разшири и също така ще бъде възможно да се намали обемът на радиоактивните отпадъци поради „изгарянето“ на опасни радионуклиди. Русия, както отбелязват експертите, е на първо място в света по технологии за изграждане на реактори на бързи неутрони, които са необходими за внедряването на CNFC.

Федералното държавно унитарно предприятие "Минно-химически комбинат" има статут на федерална ядрена организация. MCC е ключовото предприятие на Росатом в създаването технологичен комплексзатворен цикъл на ядрено гориво, базиран на иновативни технологииново поколение. За първи път в света МКЦ концентрира едновременно три високотехнологични процеса - съхранение на отработено ядрено гориво от реактори на атомни електроцентрали, неговата преработка и производство на ново ядрено МОКС гориво за реактори на бързи неутрони.