Эстракционные методы выделение урана, плутония и нептуния

После растворения ТВЭЛов в азотной кислоте исходный раствор, в зависимости от глубины выгорания топлива, содержит 250+300 г/л U, до 3 г/л Ри и до юо мг/л Np. Исходный раствор фильтруют и направляют на стадию подготовки к экстракции.

На этой стадии из раствора отдувают молекулярный йод (J₂), а Ри переводят в состояние Pu (IV) для обеспечения нормального разделения элементов в процессе экстракции В настоящее время химическую переработку ОЯТ проводят методом жидкостной экстракции (жидкость-жидкость, ионообменная экстракция).

Экстракция — метод извлечения вещества из раствора или сухой смеси с помощью подходящего растворителя (экстрагента). Для извлечения из раствора применяются растворители, не смешивающиеся с этим раствором, но в которых вещество растворяется лучше, чем в первом растворителе.

Технологии фракционирования ОЯТ классифицируются по типу используемого экстрагента:

• — экстракция актинидов нейтральными фосфорорганическими соединениями (PUREX-, TRUEX-, TRPO-процесс и др.);
• — экстракция актинидов амидами (DIAMEX-процесс, и др.);
• — экстракция радионуклидов кислыми фосфороорганическими соединениями (DIDRA-, СТО-, SuperPUREX, и др.;
• — экстракция радионуклидов макроциклическими соединениями (CSEX- процесс, SREX- процесс);
• — экстракция радионуклидов органическими катионообменниками и их смесями с экстрагентами различных классов (DDC-, PEGPH-, UNEX- процессы и др.).

Практически все современные экстракционные технологические схемы переработки ОЯТ предусматривают применение ТБФ в качестве экстрагента для извлечения целевых компонентов. Экстракционная система с трибути л фосфатом (ТБФ) может быть применена для переработки любых видов ТВЭЛов.

Трибутилфосфат, ТБФ — три-н-бутиловый эфир ортофосфорной кислоты (C₄H₉0)_;iP0, плотность 0,9766, Т_КИп =289°(с разл.), T_BCn=i6o⁰, бесцветная жидкость, плохо растворима в воде, хорошо — в органических растворителях.

Рис. 2. Некоторые соединения, применяемые как экстрагенты в переработке ОЯТ (Bt — С₄Н₉; Ph — СбН₅).

ТБФ достаточно хорошо отвечает технологическим требованиям: малая растворимость в воде, отличная от воды плотность, высокая точка кипения, устойчивость к радиации и химическим реагентам, лёгкая регенерируемость. К сожалению, при переработке высокоактивных видов топлива, ТБФ под действием излучения, обусловленного высоким содержанием в растворе радионуклидов, разлагается с образованием дибутилфосфорной кислоты, затем монобутилфосфорной кислоты и фосфорной кислоты. Дибутил фосфорная кислота образует с цирконием комплексы, частично реэкстрагирующиеся из органической фазы вместе с ураном и плутонием, что приводит к их загрязнению. В результате взаимодействия плутония с продуктами разложения ТБФ образуются трудно реэкстрагируемые из органической фазы соединения, что ведёт к потерям плутония. Эти недостатки преодолевают путём сокращения времени контакта фаз, путём использования пульсационных колонн или центробежных экстракторов, введением эффективной системы очистки экстрагента и разбавителя от продуктов их радиолиза, введением агентов, образующих комплексы с цирконием, например, фторид ионов, оптимизацией процесса экстракции путём подбора концентрации азотной кислоты, соотношения потоков органической и водной фаз, изменением степени насыщения экстрагента ураном и т. п. Замечание. ТБФ страдает от продуктов гидролиза и радиолиза, усложняющих стадию извлечения плутония и урана из органической фазы разбавленной азотной кислотой. Растворитель нужно постоянно очищать для достижения высокой степени извлечения и обезвреживания. ТБФ очищают от вредных продуктов распада промывкой раствором карбоната натрия. Продукты разложения ТБФ генерируют большие объёмы отходов, которые необходимо обезвредить.

ТБФ используют с различными разбавителями в различных концентрациях. Концентрация ТБФ в растворе экстрагента определяется степенью обогащения перерабатываемого ядерного топлива. Для природного и низкообогащенного урана принята 30%-ная концентрация. В случае переработки высокообогащенного по ²35U топлива или топлива с высоким содержанием плутония концентрацию ТБФ снижают до 2,5⁵%, чтобы избежать образования опасных концентраций делящихся нужлидов в экстракте. В качестве разбавителя используют керосин, синтин или СС1₄.

Процесс экстракционной очистки состоит из трёх основных стадий: экстракции, промывок и реэкстракции. Коэффициенты очистки урана и плутония, потери ценных компонентов с водным раствором, образование межфазных осадков и их эмульгирование существенно зависят от степени насыщения экстрагента и кислотности питающего и промывочного растворов. Повышение степени насыщения экстрагента ураном способствует повышению коэффициентов очистки урана и плутония от осколочных элементов, оказывая на них вытесняющее действие.

Табл. 1. Влияние степени насыщения ТБФ ураном на коэффициенты очистки от продуктов деления на первом цикле экстракции.

Максимально возможная степень насыщения 30%-го раствора ТБФ (1,1 моль/л ТБФ) составляет 0,55 моль/л U+Pu, или около 130 г U+Pu/л, так как эти металлы экстрагируются в форме соединений, имеющих формулу М0₂(Ж)₃)₂(ТБФ)₂, где M-U (VI) и Pu (VI), а также М (Ш₃)₄(ТБФ)₂, где М — Pu (IV). Содержание U и Ри в экстракте 1 цикла составляет -85 г U и Ри/л, что соответствует степени насыщения экстрагента, равной 65%. Типичные коэффициенты очистки и их зависимости от концентрации урана в ТБФ приведены в табл. 1.

Отметим, что повышение насыщения ТБФ ураном и плутонием значительно снижают экстрагируемость большинства продуктов деления, и, в особенности, церия, рутения и циркония.

Пурекс-процесс (Plutonium — URanium Extraction, PUREX) — экстракционный метод переработки ОЯТ, состоящий из трёх стадий: 1) растворение топливных сборок; 2) подготовка растворов к экстракции (органические флокулянты и фильтрование); 3) экстракционное выделение и разделение U, Pu, Np 30%-ным раствором ТБФ в углеводородном растворителе (например, в керосине).

Пурекс-процесс позволяет извлекать из облучённого урана Pu, U, Np и другие элементы путём непрерывной экстракции органическими растворителями. Раствор, образовавшийся после растворения ТВЭЛов в HN0₃ и содержащий U (VI), Pu (IV) и продукты деления (ПД), экстрагируют раствором ТБФ в керосине. При этом U (VI), Pu (IV), и частично ПД переходят в органическую фазу, а основная часть ПД остаётся в водной фазе. ТБФ, содержащий U и Pu, контактирует с разбавленной HN0₃ в колонне восстановительной реэкстракции, в результате чего плутоний восстанавливается гидразином (NH₂OH) до Pu (III), а уран — до U (IV)). Вновь проводят экстракцию ТБФ в керосине. Уран и четырёхвалентные ПД переходят в органическую фазу, Pu (III) экстрагируется плохо и остаётся в водном растворе. U (IV) реэкстрагируют водой. Дальнейшая очистка плутония достигается за счёт окисления его снова до Pu (IV) и реэкстракции ТБФ. Пурекс-процесс заканчивается чистым Pu (N0₃)₄ и раствором.

Первая ступень экстракции направлена на извлечение урана и плутония из водного раствора содержащего большое количество продуктов деления. Она включает совместную экстракцию U (VI) и Pu (IV, VI) из l^M HN0₃ ТБФ в инертном разбавителе (30% раствор ТБФ в керосине). При этом происходит сброс основной массы продуктов деления, которые остаются в водном растворе. Уран, плутоний и нептуний (и небольшие количества некоторых продуктов деления) оказываются в органической фазе.

Рис. 3. Основные этапы пурекс-процесса.

После растворения ОЯТ, Pu (III) и Pu (VI) добавлением HN0₂ переводят в Pu (IV):

В первом экстракционном цикле в органическую фазу извлекаются U, Pu, Np, актиниды Am, Cm и ряд осколочных элементов (РЗЭ, Ru, Zr, Nb и др.). В процессе экстракции U переходит в органическую фазу в виде комплекса и0₂(Ж)₃)₂-2ТВФ (Pu образует аналогичный комплекс и тоже переходит в органическую фазу).

В экстракторе кислый водный раствор поступает в среднюю часть колонны и стекает вниз, органический растворитель поступает снизу и всплывает наверх. Скорость движения растворов и концентрация солей регулируют таким образом, что U и Pu экстрагируются почти количественно, а продукты деления, некоторые актиниды и другие примеси остаются в водной среде. После извлечения U и Pu органическая фаза, которая почти насыщена U, промывается в верхней части колонны азотной кислотой для удаления экстрагируемых продуктов деления. Из колонны выходит раствор U и Pu в ТБФ, очищенный от продуктов деления. Общая очистка U и.

Pu от продуктов деления ю⁸. Фактор разделения U и Ри >7105. Потери U, Ри и Np не превышают 0,01%, 0,025%, 0,5%, соответственно.

Процессом отделения U, Ри и Np от осколков деления управляют путём изменения концентрации азотной кислоты и высаливающего агента. Его стараются проводить при возможно более низкой кислотности, чтобы повысить степень очистки. Однако кислотность должна быть достаточно высокой, чтобы предотвратить гидролиз и полимеризацию плутония.

При глубине выгорания топлива до 30 МВт-сут/кг и сроках охлаждения ТВЭЛов 2−5-3 года, активность исходного водного раствора, поступающего на первый цикл экстракции, составляет 100^-250 Ки/л. За один цикл экстракции органическая фаза получает дозу облучения ~ю³ Гр, при этом в ней появляется заметное количество продуктов радиолиза. Чтобы эффективность экстракционной переработки не ухудшалась, органическую фазу промывают раствором щёлочи или соды (20% раствор Na₂C0₃).

В радиохимическом производстве используют два типа экстракторов — смесители-отстойники с пульсационным или механическим перемешиванием фаз и пульсационные или насадочные колонны.

Недостаток смесителей-отстойников — большое время контакта фаз (>1 мин), что позволяет перерабатывать растворы с удельной активностью не более юо Ки/л. Если активность питающего раствора достигает уровня 150 Ки/л, наступает резкое ухудшение работы экстрактора. Это связано с повышением дозы радиационного облучения экстрагента, приводящим к его радиолизу, появлению большого количества продуктов разложения и выпадению объёмных межфазных образований, нарушающих режим работы экстрактора. Поэтому перспективны экстракторы с меньшим временем контакта фаз: пульсационные колонны или центробежные экстракторы.

Основные достоинства центробежных аппаратов: небольшое время пребывания растворов в аппарате (7−5-10 с), что уменьшает степень разложения экстрагента, небольшие габаритные размеры и малый объем аппаратов, возможность использовать органические и водные растворы с малым различием плотности, возможность работы с охлажденными или нагретыми растворами без терморегуляции аппарата.

Традиционный способ очистки экстрагента от продуктов радиолиза и их соединений с продуктами деления заключается в промывке его водными растворами Na₂C0₃, NaOH или их смесью. Химические методы сводятся к образованию водорастворимых солей дибутил-, монобутилфосфорной и фосфорной кислот с натрием. Недостатком этих методов является образование значительного количества солесодержащих среднеактивных отходов, которые могут содержать и a-активные изотопы. Остаточное количество плутония в ТБФ после реэкстракции щёлочными растворами может полимеризоваться, выпасть в осадок, который может представлять опасность из-за достижения критической массы. Лучшие результаты даёт промывка отработанного экстрагента водным раствором гидрата гидразина в области концентрации о, 1−5-1 М при температуре от 20 до 75⁰.

На второй ступени пурекс-процесса разделение урана и плутония осуществляют селективной восстановительной реэкстракцией. Для этой цели плутоний переводят из экстрагируемого Pu (IV) состояния в неэкстрагируемое Ри (Ш) с помощью противоточной промывки экстракта, содержащего U и Ри, водным раствором разбавленной азотной кислоты, в которой добавлен восстановитель. В качестве восстановителя Ри используют гидразин, гидроксиламин, ион Fe (II), добавляемый в виде сульфамата, нитрата или ацетата, нитрат U (IV), аскорбиновую кислоту или водород.

Обычно прибегают к восстановлению плутония гидразином (NH₂0H) до Pu (III), а урана — до U (IV). Водный раствор содержит 0.025М сульфамата Fe (II), 0.3N гидразина (гидразин создаёт восстановительную среду) и 0.2М HN0₃. Избыток восстановителя необходим для полноты восстановления Ри и зависит от концентрации Ри в растворе, концентрации нитрат-иона, общей кислотности и времени пребывания раствора в аппарате. Сульфамат придаёт устойчивость ионам Fe в растворе HN0₃, разрушая HN0₂, способную окислить ионы Fe (II). Сульфамат двухвалентного железа достаточно стабилен в азотнокислых растворах. С помощью этого восстановителя в противоточном экстракторе удается получить коэффициенты очистки Ри от U и U от Ри, равные, соответственно, ю⁶ и 10⁴.

Рис. 4. Сульфамат железа (2⁺), Fe (NH₂S0₃)₂.

Восстановление плутония идёт по пеакпии:

Селективную восстановительную реэкстракцию Pu (III) проводят разбавленной азотной кислотой. Уран и четырёхвалентные продукты деления остаются в органической фазе. Pu (III) экстрагируется плохо и остаётся в водном растворе. В результате плутоний переходит в водную фазу. Оставшийся в органической фазе уран реэкстрагируют разбавленным раствором азотной кислоты. Дальнейшую очистку проводят отдельно в урановой и плутониевых ветвях с помощью повторных циклов экстракции или с использованием сорбционных процессов.

С целью очистки урана от примесей его реэкстрагируют из органической фазы в водную и проводят второй цикл очистки при более высоком насыщении экстрагента ураном (до 92+96%) и низкой кислотности. В этих условиях повышается очистка от Np, а также Ат и Cm, которые попадают преимущественно в водные сбросные растворы. Для улучшения очистки от Ри и Np добавляют азотную кислоту (предпочтительно в виде N0₂). Проведение двух циклов эстракционной очистки U раствором ТБФ в СС1₄ обеспечивает коэффициент очистки U от Zr 2*юз, от Ru 510^, от РЗЭ >ю⁴, от Тс 2.

Окончательную очистку урана от продуктов деления, главным образом от Zr, проводят с помощью сорбции в колонне с силикагелем. Для этого органическую фазу после второго цикла очистки U подают в сорбционную колонну, в верхней части которой собираются все нерастворимые примеси, так как колонна работает одновременно и как фильтр. Обычно на пути органического раствора ставят несколько попеременно действующих колонн с силикагелем, с тем чтобы, не прерывая процесса, проводить отмывку колонн от сорбированных ри у-активных веществ. Десорбирующим раствором служит щавелевая кислота, хорошо смывающая Zr и Nb. Уран после сорбционной очистки реэкстрагируют в водный раствор, который анализируют на чистоту, содержание урана и степень обогащения по ²ззи.

Завершающая стадия аффинажа урана предназначена для перевода его в оксиды урана. Превращение водных растворов уранилнитрата в оксиды возможно либо осаждением в виде перекиси уранила или ураната аммония с последующим их прокаливанием, либо прямым термическим разложением гексагидрата уранилнитрата.

Денитрацию растворов уранилнитрата проводят в две стадии: упаривание раствора уранилнитрата с получением гексагидрата уранилнитрата и термическая обработка при 300+500° упаренного на 70+100% продукта до триоксида урана.

Плутоний после отделения от основной массы урана подвергают дальнейшей очистке от продуктов деления урана, урана и друтих актинидов до собственного фона по уи р-активности.

Замечание. Все стадии технологического процесса очистки и концентрирования плутония требуют тщательного обеспечения ядерной безопасности, а также защиты персонала и предотвращения возможности загрязнения окружающей среды. При разработке оборудования учитывают все факторы, вызывающие возникновение критичности: массу делящегося материала, гомогенность, геометрию, отражение нейтронов, замедление и поглощение нейтронов, концентрацию делящегося вещества и др. Минимальная критическая масса водного раствора нитрата плутония равна 510 г (в круглой колбе и при наличии водяного отражателя). Ядерная безопасность при осуществлении операций в плутониевой ветви обеспечивается геометрией аппаратов и ограничением концентрации плутония в растворе, которая постоянно контролируется в определенных точках непрерывного процесса.

Первый цикл экстракции в плутониевой ветви проводят с использованием в качестве экстрагента 30%-ного ТБФ в инертном разбавителе, керосине или н-додекане. Плутоний в реэкстракте после отделения от урана находится в трёхвалентном состоянии, поэтому перед проведением следующего цикла экстракции его окисляют либо нитритом натрия, NaN0₂, либо газообразными оксидами азота, пропуская их противотоком в насадочной абсорбционной колонне, либо электрохимически.

Водный раствор полученного Pu (IV) поступает на экстракционный цикл, осуществляемый в трёх экстракционных блоках: в первом идёт экстракция Pu (IV) ТБФ и промывка, во втором — восстановительная реэкстракция Pu (III), в третьем — промывка водного раствора Pu (III) ТБФ. В качестве восстановителя используют нитрат U (IV) или нитрат гидразина. Очистку плутония от нептуния можно улучшить добавлением азотистой кислоты.

Замечание. У плутония и нептуния в ТБФ одинаковые коэффициенты распределения. Их разделение проводят экстракцией третичным амином.

После того, как с помощью азотной кислоты устанавливается необходимая степень высаливания, Pu (IV) вновь экстрагируется ТБФ. С повышением концентрации HN0₃ степень высаливания для Pu (IV) быстро увеличивается. Из органической фазы (после промывки HN0₃ для удаления продуктов деления) плутоний вымывается водой. Концентрирование Ри происходит на ионообменной колонке. Полученный на второй ступени реэкстракт Ри (Ш) содержит значительное количество U. Отмывка реэкстракта Pu (III) от урана проводится свежим ТБФ. В результате остаточная концентрация U в плутониевом реэкстракте обычно не превышает 10+20 мг/л. Дальнейшая очистка Ри от основной массы U осуществляется на стадии аффинажа. В результате аффинажной очистки получают концентрированный раствор Ри Сдо юо г/л), из которого в дальнейшем получают чистый.

Pu0₂. Np при данных схемах переработки концентрируется в двух потоках (с U и Ри) н в дальнейшем отделяется на стадии аффинажа.

Эффективным методом концентрирования плутония является ионный обмен, т. к. кроме концентрирования плутония он обеспечивает дополнительную очистку продукта. Используют сильноосновные аниониты (Дауэкс-i, АВ-17). Однако радиационная стойкость ионообменных смол позволяет использовать их лишь в условиях, когда интегральная доза облучения не превышает юо Гр.

Технология окончательной очистки и концентрирования плутония основывается на проведении последовательных циклов экстракции или ионного обмена и дополнительной аффинажной операции осаждения плутония с последующим термическим превращением его в Ри0₂.

Ри0₂ получают осаждением пероксида Ри (Ш) или оксалата Pu (III) и Pu (IV) с последующим их прокаливанием. Оксалатное осаждение — наиболее распространенный способ перевода плутония в твёрдую фазу. Удельная поверхность порошка Ри0₂ сильно зависит от удельной поверхности осадка оксалата плутония, поэтому при осаждении оксалата контролируют кислотность исходного раствора, концентрацию щавелевой кислоты и скорость её добавления, скорость перемешивания, валентность плутония, продолжительность и температуру процесса осаждения.

Осаждение оксалата Pu (IV) осуществляется добавлением в раствор Pu (N0₃)₄ щавелевой кислоты при температуре 50⁰. Кислотность раствора и валентности плутония корректируют добавлением азотной кислоты, воды и перекиси водорода к исходному' раствору. Образовавшийся оксалат плутония промывают и фильтруют на вращающихся вакуумных фильтрах. Маточные растворы, в которых содержится плутоний, концентрируют и возвращают в цикл в аппарат корректировки. Суспензию оксалата плутония [Ри (С₂0₄)₂Н₂0] с фильтра направляют на сушку и прокаливание. Прокаливание осуществляют при температуре 300-^400° в шнековой печи.

Термическое разложение оксалатов плутония происходит по схемам:

На физические характеристики порошка Ри0₂ влияют условия прокаливания: толщина слоя осадка в реакторе, время, температура и атмосфера. Повышение температуры прокаливания способствует увеличению удельной поверхности порошка и снижению его химической активности. Оптимальной температурой прокаливания считают 750⁰, при этом удельная поверхность возрастает до 25³⁵ м²/г. Ри0₂ поступает в установку' кондиционирования, где его подвергают прокаливанию, дроблению, просеиванию, комплектованию партий и упаковке.

Для изготовления смешанного U-Pu топлива целесообразен метод химического соосаждения U и Ри, позволяющий достичь полной гомогенности топлива. Такой процесс не требует разделения урана и плутония при переработке отработавшего топлива. В этом случае смешанные растворы получают при частичном разделении U и Ри вытеснительной реэкстракций. Таким способом можно получать (U, Ри)0₂ для легководных ядерных реакторов на тепловых нейтронах с содержанием Ри0₂ ~3%, а также для реакторов на быстрых нейтронах с содержанием Ри0₂ ~20%.

Значение, которое имеет ²³⁷Np как исходный материал для получения ^2з8Ри, широко используемого в космической технике, в малой энергетике и в медицине, обусловливает необходимость извлечения Np при переработке ОЯТ. В выгоревшем оксидном топливе легководных реакторов содержится 230+430 г/т ²3?Np. В окислительно-восстановительных циклах процесса Np ведёт себя иначе, чем U и Ри, из-за существенного различия стойкости этих элементов в одинаковых окислительных состояниях.

В исходном растворе топлива нептуний присутствует в четырех-, пятии шестивалентном состоянии. Экстрагируемость ТБФ для различных валентных сЬоом имеет следующую последовательность:

В промышленности в первом цикле совместной очистки U и Ри от продуктов деления Np распределяется так, что основная часть его попадает в поток с U и затем, в урановой ветви, в водный рафинат. В условиях экстракционной технологии, где возможно применение только быстропротекающих реакций и нежелательно введение новых реагентов, процессы окисления и восстановления Np должны быть проведены без значительного нарушения основного процесса разделения и очистки U и Ри. Окислительно-восстановительный агент, отвечающий этим требованиям, — азотистая кислота. При её использовании окислительное состояние Np и его поведение в экстракционных циклах определяет отношение NO2YNO3-.

Существуют два варианта извлечения нептуния.

Первый вариант — нептуний полностью экстрагируется в первом цикле совместно с U и Ри и затем отделяется в рафинаты в циклах экстракционной очистки U и (или) Ри. Здесь используют рефлакс-процесс, т. е. зацикливание Np в целях его накопления и концентрирования в экстракционном цикле с последующим его выводом. Np переводят в экстрагируемое ТБФ состояние Np (VI) добавлением азотистой кислоты в экстракционнопромывной блок первого цикла и повышением концентрации азотной кислоты до 3+4М. Азотистая кислота служит автокатализатором окисления Np (V) азотной кислотой при достаточно высокой концентрации последней. Np, вместе с U и Ри, переходит в органическую фазу. Затем в эту фазу добавляют гидразин, переводящий Np из Np (VI) в Np (V), и проводят реэкстракцию. Np переходит в водную фазу. Очищенный раствор нептуния поступает на осаждение оксалата, которое проводят при 50⁰ из 1+4М HN0₃ в присутствии аскорбиновой кислоты и гидразина, стабилизирующих Np (IV). Высушенный на воздухе оксалат нептуния прокаливают, постепенно повышая температуру от 150 до 550⁰. Конечный продукт — Np0₂.

Второй вариант — нептуний в первом цикле выводят полностью в высокоактивный рафинат, из которого его затем извлекают экстракцией. В ходе процесса добавляют в питающий и промывные растворы избыток нитрита натрия, стабилизирующего Np (V). В результате до 95% нептуния остается в водных высокоактивных отходах.

Как уже упоминалось, основная особенность пурекс-процесса — раздельное извлечение урана, плутония и нептуния, и отделение их от продуктов деления. Раздельное выделение урана и плутония в эпоху создания атомного оружия считалось большим преимуществом, однако сейчас в связи с необходимостью наработки МОКС-топлива, перспективным считается совместное выделение урана и плутония и направление неразделённой смеси этих элементов на изготовление нового топлива. Здесь ни на каком этапе плутоний в чистом виде не присутствует, что существенно уменьшает террористическую угрозу.

В связи с необходимостью производства МОКС-топлива, снижения террористической угрозы и необходимости удаления из отходов наиболее опасных радионуклидов в настоящее время пурекс-процесс постепенно вытесняется друтими методами переработки ОЯТ. В частности, на ФГУП «Маяк» планируется переход на новый вариант пурекс-процесса, в котором плутоний в чистом виде не выделяется ни на одной стадии процесса и в виде смеси Pu-U поступает на производство МОКС-топлива; другим продуктом является переработанный уран. На строящемся в ГХК (г.Железногорск) заводе РТ-2 предполагается переработка ОЯТ ВВЭР-1000 и РБМК-юоо. Технология (рис. 14) предполагает выделение в чистом виде урана и смеси уран-плутоний-нептуний для производства МОКС-топлива.

Напомним, что пурекс-процесс первоначально был разработан для переработки облученного нейтронами металлического урана в военных целях. С переходом к ОЯТ АЭС цели переработки изменились. Это связано с высокой степенью выгорания энергетического топлива: вместо 0,5-ы стало 4СН-ЮО ГВт-сут-т*¹. Рост выгорания усложнил экстракционное извлечение и разделение компонентов ТБФ, что в свою очередь потребовало модификации пурекс-процесса.

Рис. 5. Технологические схемы переработки ОЯТ на ФГУП ПО «Маяк»: а — действующая технологическая схема; б — перспективная схема.

Одной из задач модификации пурекс-процесса является выделение и концентрирование технеция в одном потоке. Особенностью этой схемы является стадия предварительной сильнокислотной реэкстракции Тс, удаляющая его на 80-^85%, что позволяет провести восстановительную реэкстракцию плутония в условиях полного выведения Np совместно с U с последующим их разделением на втором урановом цикле.

Схема суперпурекс-процесса предусматривает экстракцию U, Pu, Np и Тс, а также Zr, а потом совместную реэкстракцию Zr вместе с Тс и Np действием гидразина при соответствующей концентрации HN0₃.

Рис. 6. Предполагаемая схема переработки ОЯТ в современных энергетических реакторах на заводе РТ-2.

Здесь можно осуществить любой вариант выделения U и Pu: либо их глубокое разделение и очистку в рамках одноцикличной схемы, либо совместную реэкстракцию при переработке U-Pu топлива для реакторов на быстрых нейтронах. Важно, что выведение Zr совместно с Тс и Np создаёт основу для их последующего включения в матрицы для захоронения.