Регенерация ядерного топлива

Регенерация ядерного топлива (репроцессинг) — совокупность радиохимических и химико-металлургических процессов переработки отработавшего ядерного топлива с целью его очистки от радиоактивных продуктов деления и извлечения неиспользованной части топлива (например, урана), а также вновь образовавшегося ядерного топлива (например, плутония).

Технологические процессы включают такие стадии, как промежуточное хранение ОЯТ в бассейне под водой, отрезка холостых концов, механическое измельчение активных зон, растворение топлива, осветление раствора, экстракционное выделение и очистка Отходы делятся на ВАО, которые подвергаются упарке, отверждению (обычно — стеклованию) и отправляются на временное хранение и захоронение, и САО, которые упариваются, отправляются на хранение, после чего отверждаются и захораниваются.

Все основные процессы ведутся с дистанционным контролем и управлением. С целью максимальной полноты разделения и очистки некоторые процессы многократно повторяются и сопровождаются образованием очень больших объёмов жидких радиоактивных отходов (ЖРАО) различной степени активности (ВАО, САО и НАО), а также твёрдых РАО.

Рис. 1. Технологическая схема завода РТ-i (пурекс-процесс).

Урановая ветвь экстракционного процесса подразделяется на две линии: l) упарка раствора, выделение U0₂(N0₃)₂-6H₂0 и изготовление топлива РБМК; 2) аммиачное осаждение урана, прокалка осадка и направление полученного U₃Os на изготовление высокообогащенного топлива для быстрого реактора БН-боо. Плутониевая ветвь включает оксалатное осаждение и прокалку' с последующим направлением Ри0₂ на временное хранение или на изготовление U-Pu топлива. Нептуниевая ветвь включает оксалатное осаждение с последующей прокалкой и направлением Np0₂ на получение ²з"Ри или на хранение.

На заводе РТ-1 выводимыми из технологического процесса продуктами являются:

• — Ри0₂, получаемый путём оксалатного осаждения и последующей прокалки осадка, с содержанием ²39Pu 65+70% масс (поступает на временное хранение с перспективой переработки в МОКС-топливо);
• — сплав U0₂(N0₃)₂*6H₂0 с содержанием ²35U до 3,1%, получаемый путём упаривания азотнокислого раствора урана (направляется на изготовление топлива реактора РБМК);
• — и₃0₈ среднего и высокого обогащения по (юг-76%), получаемый путём аммиачного осаждения и последующей прокалки осадка (поступает на склад и используется для изготовления топлива БН-боо и БН-350);
• — ²3?Np0₂ для реакторного получения ²39Ри;
• — концентраты Sr, Cs, Тс, Pd, Кг, Am, Рг и др. (периодическая наработка для технических и исследовательских целей).

Технологическая схема завода предусматривает выделение нептуния и радиоактивного йода. Регенерированный уран используется для производства ядерного топлива для АЭС. Важной стороной работы завода РТ-1 является организация безопасного обращения с РАО.

На первом этапе ОЯТ транспортируется из бассейнов для промежуточного хранения, расположенных на территории АЭС, в бассейны для приёмки и буферного хранения топлива на перерабатывающем заводе. Затем выделяют уран и плутоний, каждый из которых подвергают очистке в трех экстракционных циклах. В нервом цикле осуществляют совместную очистку урана и плутония от основной массы продуктов деления, а затем производят разделения урана и плутония. На втором и третьем циклах уран и плутоний подвергают дальнейшей раздельной очистке и концентрированию. Полученные продукты — уранилнитрат и нитрат плутония — помещают в буферной ёмкости до передачи их в конверсионные установки. В раствор нитрата плутония добавляют щавелевую кислоту, образующуюся суспензию оксалата фильтруют, осадок кальцинируют и охлаждают. Полученный порошкообразный оксид плутония просеивают через сито, помещают в контейнеры и взвешивают. В таком виде плутоний хранят до того, как он поступит на завод по изготовлению новых ТВЭЛов.

Основные технологические показатели такого процесса: коэффициенты очистки урана от плутония — ю⁷, плутония от урана — ю⁶, урана от продуктов деления ю⁷, плутония от продуктов деления — ю⁸, извлечение урана и плутония более 99%.

Используя различные модификации пурекс-процесса можно при умеренных затратах добиться юоо-кратного снижения содержания актинидов в отходах. Кроме того, некоторые долгоживущие (например, 99Тс) или высоко у-радиоактивные (например, wCs) продукты деления можно удалить с помощью ионного обмена или жидкостной экстракции. В результате резко снижается объём НАО и ВАО, а также содержание в отходах трансурановых элементов. Очищенные таким образом отходы можно будет захоранивать в приповерхностных хранилищах, соответствующих требованиям к долгосрочному (~ 300 лет) хранению изотопов цезия и стронция.