Регенерированный уран, RepU.

Однократный топливный цикл на низкообогащённом уране (НОУ-ОК) является наиболее широко применяемым подходом. Термин «на низкообогащённом уране» (НОУ) означает тип используемого топлива; «однократный» (ОК) говорит о том, что ОЯТ топливо не подвергается обработке с целью извлечения плутония и урана для изготовления нового реакторного топлива (открытый ЯТЦ). В последнее время развитие атомной энергетики связывают с многократной переработкой ОЯТ (замкнутый ЯТЦ). Создаваемые в рамках Поколения IV реакторы на быстрых нейтронах и системы трансмутации требуют многократного прохождения урана через этап репроцессинга (переработки).

Ядерный топливный цикл окажется действительно замкнутым, если регенерированное топливо будет вновь возвращено в реактор для выработки электроэнергии. Регенерированный из ОЯТ уран является ценным источником для повторного использования в легководных реакторах, поскольку содержит делящийся изотоп 235Ц в количестве, не меньшем, чем природный уран, и позволяет экономить последний.

Однако регенерированный уран отличается от природного.

ОЯТ содержит несколько изотопов урана (А=234, 235, 236 и 238), (накопившийся 2з?и быстро распадается и в дальнейшем не учитывается), изотопы плутония (Л=238, 239, 240, 241, 242), изотопы актинидов (237Np, 241.243Am, 2t»2Cm, 244Cm) и многочисленные продукты деления. Поскольку на переработку поступает смесь многих элементов, находящихся в различных валентных состояниях, то репроцессинг - сложный радиохимический процесс. Состав RepU зависит от начального обогащения и времени нахождения топлива в реакторе. Основу составляет 238U, а примесью является 235Ц (<1%). Хотя изотоп урана 232U присутствует в следовых количествах, он даёт дочерние нуклиды, которые являются сильными у-излучателями, что затрудняет обращение с материалом. Пока 232U находится в реакторе, проблем нет (он захватывает нейтрон и становится делящимся 2ззи). В отходах он генерируется за счет а-распада 23бРи, и его концентрация достигает максимума через ю лет хранения. Изотоп 2з6и — поглотитель нейтронов — присутствует в больших количествах, -0,5%%, что является крупным недостатком, поскольку' если переработанный уран направляется на изготовление свежего топлива для теплового реактора, его нужно сильнее обогащать по ^и, чем это делается при производстве топлива из естественного урана. RepU с низким выгоранием топлива пригодно для повторного обогащения и производства уран-оксидного топлива, в то время как RepU от топлива с высоким выгоранием используют в МОКС-топливе. Другие изотопы урана присутствуют в небольших количествах. Это 2ззи (делящийся), 234Ц (от исходной руды, обогащенный 2ззи, топливный), и 2з?и (короткий период полураспада). В будущем методы лазерного обогащения, возможно, смогут удалить эти изотопы.

Несмотря на активное отделение технеция при переработке ОЯТ в рециклированном уране его содержание выше ПДК и поэтому предпринимаются специальные методы по дополнительной очистке U от Тс.

Афинаж урана, т.е. очистка его от химических примесей, в том числе от 9<>Тс (р-излучатель, Т= 2,11105 лет), осуществляется экстракционными методами. Процесс переработки азотнокислого раствора регенерированного урана включает экстракцию U(VI) ТБФ в органическом разбавителе, промывку экстракта азотнокислым раствором и реэкстракцию урана. При этом очистку U от Тс осуществляют путем перевода Tc(VTI) в неэкстраги- руемое состояние Tc(IV) в промывной зоне экстракционного каскада, используя промывной раствор, содержащий о,2 моль/л карбогидразида и 0,15 моль/л HN03. Отработавший промывной раствор направляют в питающую ступень экстракционного каскада, и технеций выводят в рафинат.

В некоторых случаях Лери приходится дополнительно очищать от Pu, 228Th и 23?Np. Способ очистки Лери от Ри, Th и Np включает экстракцию урана ТБФ в утлеводородном разбавителе из азотнокислого раствора, промывку экстракта и реэкстракцию урана, при этом в азотнокислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, вводят фторид- ион до концентрации 0,034-0,52 г/л. В зависимости от того, от какого элемента преимущественно нужно очистить Лери, можно использовать либо фторид-ион, либо F- + U(IV) в соответствующих количествах.

Временная выдержка, повторная радиохимическая очистка и конверсия регенерированного урана в UF6 позволяют понизить содержание посторонних радионуклидов до незначимого уровня. Очищенный уран в виде уранилнитрата конвертируется в U02. В гаком виде уран либо направляется на длительное хранение, либо подвергается дальнейшей конверсии сначала в UF4, а затем в UFe, либо идёт на изготовление ТВЭЛов.

Основной особенностью RepU является наличие в нём, помимо традиционных изотопов *34U, 235U и 238U, также 236U и 232U. Содержание 234U ухудшает радиационную обстановку. Влияние 232U на нейтронно- физические характеристики пренебрежимо мало ввиду низкого его содержания в Лери, но этот изотоп оказывает существенное воздействие на радиационные характеристики, т.к. в процессе радиоактивного распада даёт 2о8Т1, испускающий жесткое у-излучение, поэтому именно 232U определяет радиационную обстановку на всех этапах ЯТЦ. Концентрация 232U в RepU зависит от многих факторов, главным из которых является время хранения ОЯТ до переработки. Влияние сказывается в дополнительном поглощении нейтронов, т.е. в ухудшении нейтронно-физических характеристик топлива. Влияние 236U компенсирутот путём повышения исходной концентрации 235U. Например, в случае ВВЭР-юоо на каждый 1 кг 236U в регенерированном топливе содержание 235U необходимо увеличить на 300 г по сравнению с его содержанием в штатном топливе.

Содержание вредных изотопов урана зависит от схемы рециклирования, числа циклов использования регенерированного урана, глубины выгорания ядерного топлива и других параметров. Современная тенденция увеличения глубины выгорания за счёт использования более обогащённого топлива меняет изотопный состав ОЯТ, в том числе содержание вредных изотопов, в худшую сторону.

Проблема заключается в том, что Лери следует обогатить по 2ззи и одновременно обеднить по чётным нуклидам (232U, 234U и 2зби). К тому же повышенная радиоактивность Лери требует дополнительной защиты персонала на заводе по изготовлению ТВЭЛов. Это приводит к удорожанию топлива из Лери по сравнению с топливом из природного урана. Рециклирование урана становится экономически приемлемым, если такое удорожание не превышает стоимости замещаемого природного урана с учётом затрат на длительное хранение при отказе от рецикла.

Один из способов изотопного восстановления RepU заключается в повышении содержания делящегося изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0-5,о мас.% при понижении абсолютной и/или относительной концентрации чётных изотопов урана. Способ включает разделение изотопной смеси сырьевого уранового регенерата в газоцентрифужном изотопноразделительном каскаде и смешение выделенной товарной изотопной смеси с ураном-разбавителем. В качестве урана-разбавителя используют или уран природного происхождения, или слабооблучённый уран из промышленных реакторов. При обогащении выше 90% в отборе лёгкой фракции первого ординарного каскада изотопная смесь урана практически не содержит тяжёлый изотоп 238U, а отношение содержания изотопа 236U к изотопу 2ззи уменьшено в 104-50 раз относительно исходного сырьевого регенерата. Разделение изотопной смеси ведут в двойном каскаде. Обогащают сырьевой урановый регенерат по делящемуся изотопу 23sU в первом ординарном каскаде до содержания более 90 мас.%. Во втором ординарном каскаде производят очистку изотопной смеси от 232U и 2з«и. При этом в потоках отбора второго каскада можно задать заранее содержание наиболее лёгкого изотопа 232U и, тем самым, обеспечить требуемую концентрацию 232U в отборе тяжёлой фракции, содержащей основную массу делящегося 235U. Одновременно происходит очистка изотопной смеси отбора тяжелой фракции и от 234U. В качестве товарной изотопной смеси на смешение с ураном-разбавителем направляют отборный поток второго каскада, обогащенный по изотопу 235U. В результате достигается восстановление RepU и содержание чётных нуклидов удовлетворяет требованиям ГОСТа на свежее урановое топливо. Данный способ пригоден для изотопного восстановления RepU при многократном рециклировании ОЯТ.

Другой способ утилизации RepU основан на смешении его с обогащенным ураном (-20% 235U), полученным из естественного урана. RepU смешивается с обогащённым естественным ураном в соотношении 1:4. В этом случае устраняется проблема повышенной у-активности при производстве ТВЭЛов, а низкое содержание изотопов в исходной смеси делает возможным многократное рециклирование.

Для производства топлива энергетических реакторов в России имеется резерв регенерированного урана, хранящегося в виде плава в форме гексагидрата уранилнитрата. Этот уран получается в результате радиохимической переработки облучённых ТВЭЛов на заводе РТ-i. В выгоревшем топливе содержится 1,54-2,0 % 235U. Для повторного его использования необходимо дообогащение в случае реакторов РБМК до 2,64-2,8%, а ВВЭР — до извлекаемого из снимаемых с вооружения ядерных зарядов. При этом планируется, что в качестве горючего будут использоваться композиции U02-Gd203 и U02-Er203. Качество такого топлива определяется степенью гомогенности смесей и стабильностью содержания в них компонентов. Оптимальная технология переработки RepU предполагает такие операции, выполнение которых позволяет оставить чётные изотопы урана в топливе и исключает образование жидких РАО.

Гексагидрат уранилнитрата (полученный при переработки ОЯТ энергетических реакторов и смешанный с рафинатом от ОЯТ транспортных реакторов, обогащённого по 2ззи) подвергают плазмохимической денитрации, при которой не образуются жидкие РАО, а все радионуклиды остаются в топливе. При этом исходные компоненты топливной композиции находятся в растворе, что обеспечивает идеальную гомогенность получаемого оксидного продукта. Разложение раствора ураиилнитрата протекает в плазменном потоке азота, а восстановитель (этиловый спирт) добавляется в исходный раствор ураиилнитрата, который в плазмохимическом реакторе распыляется в поток азотной плазмы. Плазмохимическим способом возможна переработка растворов нитрата уран ила в одну стадию с получением порошков U02, пригодных для изготовления ТВЭЛов.

Уран, восстановленный после переработки ОЯТ (.RepU), возвращают в топливный цикл различными путями. Он может использоваться напрямую, может быть дообогащён, а также может быть смешан с обогащённым или природным ураном. Кроме этого, регенерат может применяться в качестве защитного материала в контейнерах для ОЯТ. В случае прямого применения регенерат может служить целям выравнивания потока и повышения выгорания в тяжёловодных реакторах, а также выступать матрицей при изготовлении МОХ-топлива или материалом для бланкетов быстрых реакторов. После обогащения или смешивания с обогащённым или природным ураном RepU возвращают в виде топлива в легководные и газографитовые реакторы.

Общее количество RepU, выделенного из ОЯТ, составляло в мире на конец 2005 г. более 45000 тонн с сильным различием по составу между отдельными партиями. В прошлом и настоящем немедленное рециклирование регенерата невыгодно. По этой причине, большая часть RepU декон- вертирована из жидкого гексагидрата нитрата уранила (U02(N03)2-6H20 в стабильную твёрдую форму 1Ю3 или U3C>8 и помещена в хранилища.

У России практически отсутствуют запасы RepU, т. к. он в основном сразу рециклируется в реакторах РБМК. Как уже упоминалось, завод РТ-1 перерабатывает топливо некоторых реакторов, рециклируя уран, как с высокой, так и низкой степенью обогащения. RepU дообогащается до 2,6% 235U и направляется на производство топлива для РБМК-юоо. Дообогаще- ние осуществляется смешением растворов ураиилнитрата, возникающих при репроцессинге различных видов ОЯТ, содержащих уран с различными степенями обогащения, в том числе с 20%235U. Продукт в виде U30e поступает на ОАО «Машиностроительный завод (г. Электросталь). МСЗ выпускает топливо из дообогащённого регенерата для легководных реакторов по заказу западных компаний.

Другое радиохимическое предприятие России — Сибирский химический комбинат (г.Северск) располагает промышленным оборудованием для очистки и конверсии ураиилнитрата в UFe и дообогащения UFe (методом ультрацентрифугирования). Очистка RepU от 232U осуществляется центрифугированием UFe. Оборудование состоит из основного каскада и каскада очистки. Полученный продукт идёт на изготовление топлива для легководных реакторов.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >