ЧАСТЬ III. НЕВОДНЫЕ МЕТОДЫ РАДИОХИМИЧЕСКОЙ

Поможем в ✍️ написании учебной работы

Имя

Поможем с курсовой, контрольной, дипломной, рефератом, отчетом по практике, научно-исследовательской и любой другой работой

Нажимая кнопку "Продолжить", я принимаю политику конфиденциальности

ЧАСТЬ III. НЕВОДНЫЕ МЕТОДЫ РАДИОХИМИЧЕСКОЙ

ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ОКСИДНОГО

УРАН-ПЛУТОНИЕВОГО ТОПЛИВА

Введение

Используемая в настоящее время PUREX-технология переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) при всех ее несомненных достоинствах обладает рядом очевидных недостатков, среди которых следует отметить:

I. техническую сложность ее реализации;

II. использование большого количества, зачастую дорогих, реагентов, неустойчивых в радиационных полях;

III. образование значительного количества жидких высокоактивных отходов (ВАО);

IV. очень высокую стоимость;

V. сложные системы обеспечения безопасности многофункциональной технологической схемы;

VI. принципиальная возможность нарушения режима нераспространения ядерных материалов.

Перспективной альтернативой PUREX-технологии считают пирохимическую, “сухую” технологию переработки ОЯТ, впервые разработанную в Аргоннской Национальной Лаборатории (ANL*)) в США. Известен целый ряд вариантов “сухих” технологий, один из которых - переработка в расплавленных солях - разработан наиболее тщательно. Привлекательные стороны этой технологии связаны со следующими обстоятельствами:

1. в солевых расплавах деградация в радиационных полях значительно ниже, чем в растворах; тем самым снимаются ограничения на удельную активность перерабатываемых материалов;

2. все химические операции могут быть проведены в одном или нескольких компактных аппаратах;

3. переработка в солевых расплавах может быть использована для топлив различных типов (металлическое, оксидное, карбидное, нитридное) с одним и тем же оборудованием;

1. в ряде случаев в результате переработки ОЯТ в солевых расплавах можно получить конечный продукт, готовый для непосредственного изготовления ядерного топлива.

Переработка ОЯТ в солевых расплавах предполагает:

II. растворение ОЯТ в солевом расплаве;

III. выделение из расплава делящихся материалов с ограниченной очисткой их от ПД и загрязнений;

1) получение плутония в форме, пригодной для рециклирования;

2) концентрирование ПД;

3) рецикл реагентов, что позволяет существенно ограничить объем используемых в технологическом процессе солей и других реагентов (5-20 г на 1 кг перерабатываемого топлива).

ОЯТ можно растворять и перерабатывать в различных солевых расплавах:

- хлориды щелочных или щелочноземельных металлов,

- фториды различных металлов,

- нитраты и сульфаты щелочных металлов,

- молибдаты и вольфраматы щелочных металлов и др.

В дальнейшем будут рассмотрены лишь хлориды щелочных металлов - система, наиболее часто используемая или предлагаемая к использованию при разработке пирохимических методов на разных этапах переработки ОЯТ и/или РАО.

Существует два основных способа переработки ОЯТ в солевых расплавах (на примере оксидного топлива):

- Пироэлектрохимическая переработка с использованием хлорирующего агента с непосредственным растворением оксидного топлива. Процесс протекает при температуре 500-700 °С и включает следующие реакции:

- Хлорирование:

UO₂ + Cl₂ → UO₂Cl₂

PuO₂ + 2Cl₂ → PuCl₄ + O₂

PuCl₄ + O₂ → PuO₂Cl₂ Cl₂

- Электролиз:

на катоде UO + 2e → UO₂

PuO + 2e → PuO₂

на аноде 2Cl – 2e = Cl₂

- Осаждение: PuCl₄+ O₂ ® PuO₂ + 2Cl₂

- Пирометаллургическая обработка с восстановлением оксидов до металлов или до катионов, не содержащих кислород, с последующей очисткой при электролизе или при обменных реакциях с получением актиноидов в виде металлов. Такая обработка проводится также при температуре 500-700 °С и включает реакции:

- Восстановление кальцием (СаСl₂ - CaF₂) в жидком металле (кадмии или др.):

UO₂ + 2Ca(Cd) ® U(Cd) + 2CaO

PuO₂ + 2Ca(Cd) ® Pu(Cd) + 2CaO

Кальций удаляется из расплава при электролизе с графитовым анодом.

- Электролиз (в расплаве LiCl - KCl):

на аноде: U(Cd) – 3e ® U³⁺

Pu(Cd) – 3e ® Pu³⁺

на катоде: Pu³⁺ + 3e ® Pu(Cd)_сплав.

Очевидно, что реализация пирохимической переработки возможна не только различными способами, но и на разных этапах переработки ОЯТ, включая обработку жидких ВАО, образовавшихся в результате переработки ОЯТ с использованием иных технологий.

В данном учебном пособии предполагается выявить основные направления и тенденции при разработке и использовании пирохимической технологии за последние годы. Особое внимание будет обращено на те возможные изменения ЯТЦ, которые могут явиться следствием использования пирохимических технологий в тех вариантах ЯТЦ, которые описаны в предыдущих главах.

Глава 8 Пироэлектрохимическая технология переработки

Таблица 3.8.1

Коэффициенты очистки PuO₂

Элемент	Zr	Nb	Мо	Ru	Pd	Ag	Се	Nd	Sm	Eu
Коэффициент очистки	>400-600	>200	>380	>10³	>10³	>10³	10-30	20-40	10-20	~ 10³
Элемент	Cs	Am	Fe	Cr	Ni	¹⁰⁶Ru^*	¹²⁵Sb^*	¹³⁷Cs^*	¹⁴⁴Се^*	^154,155Eu^*
Коэффициент очистки	>10⁴	~50	15-20	-20	>80	50	200	3·10⁴	220	43

*Эти эксперименты проводились в горячих камерах.

Таблица 3.8.2

Распределение ПД по технологическим продуктам при переработке
модельного топлива (% от начального значения)

ПД	UO₂: электролиз	UO₂: дополнительный электролиз	Отходы после очистки солевого расплава	Рециклируемая соль –растворитель
Zr, Nb	до 100	–	–	–
Ru, Pd	до 90	до 90	следы	–
Ag	около 60	около 40	следы	–
Се, Am	следы	60-70	30-40	–
Eu	следы	30-40	60-70	следы
Fe, Cr, Ni	следы	около 50	около 50	следы
Cs	–	–	–	100

При необходимости могут быть использованы специальные методы сокращения объемов ВАО, образующихся при пироэлектрохимической переработке ОЯТ. Солевую систему NaCl-KCl удобно очищать от примесей ПД методом зонной плавки и кристаллизации, что позволяет концентрировать щелочные и щелочноземельные ПД в малом объеме. Более детально обращение с солевыми отходами будет рассмотрено в последующих главах учебного пособия.

Разработанный в НИИАР замкнутый топливный цикл реакторов на быстрых нейтронах приведен на рис. 3.8.2.

Рис. 3.8.2 Топливный цикл РБН с пироэлектрохимической переработкой ОЯТ

Исследования и разработки, выполняемые в НИИАР (и в научных центрах других стран), показывают, что пирохимическая переработка облученного топлива в солевых расплавах отличается:

- высокой химической и радиационной стабильностью технологических сред,

- высокой емкостью по растворению (> 30 % мас.),

- улучшенной защищенностью против попыток нарушения режима нераспространения ядерных материалов,

- возможностью реализации процесса в одном компактном аппарате, что приводит к сокращению производственных расходов,

- возможностью минимизации объема ВАО посредством концентрирования ПД в твердом состоянии,

- возможностью изготовления топлива непосредственно из конечных продуктов переработки,

- возможностью переработки топлива различных типов без изменения оборудования.

Предполагается, что накопленный опыт пироэлектрохимической технологии переработки ОЯТ является важным шагом на пути ее внедрения в XXI веке в промышленном масштабе.

Предложенная в НИИАР концепция ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах с использованием пироэлектрохимической переработки смешанного уран-плутониевого топлива позволяет решить проблему трансмутации актиноидов в РБН, так как:

- пироэлектрохимическая технология переработки позволяет перерабатывать топливные композиции, содержащие трансурановые элементы;

- технология виброупаковки позволяет вводить в ТВЭЛы композиции, содержащие ТУЭ. В этом случае для включения ТУЭ может быть использовано даже облученное топливо реакторов на быстрых нейтронах лишь после частичной его переработки, то есть после вскрытия, измельчения (перемалывания) ОЯТ и термической обработки в вакууме для удаления летучих ПД, в него добавляют ТУЭ и непосредственно направляют на виброупаковку и изготовление новых ТВС;

- предприятия, оснащенные оборудованием с дистанционным управлением, обеспечат безопасность на всех этапах обработки радиоактивных материалов;

- достигнутый уровень выгорания (24 %) виброупакованного топлива и обоснованно предполагаемый более высокий уровень выгорания обеспечат большую эффективность процесса трансмутации.

Для демонстрации возможностей пироэлектрохимической технологии для топливного цикла с сжиганием актиноидов разработана программа DOVITA*).

С 1992 г. программа выполняется в НИИАР на базе реактора БОР-60.

Технологическая схема предполагаемого топливного цикла для сжигания актиноидов приведена на рис. 3.8.3.

Рис. 3.8.3 Предлагаемый топливный цикл реактора для сжигания актиноидов

Как видно из рис. 3.8.3, благодаря сходству химических свойств урана, плутония и нептуния последний предполагается вводить в состав МОХ-топлива. Америций и кюрий помещаются в отдельное устройство для облучения в виде виброупакованной мишени с инертной матрицей (например, ZrO₂, Al₂O₃, MgO). В этом случае лишь часть топлива будет подвергаться переработке.

Использование “сухой” пироэлектрохимической технологии переработки облученного топлива в солевых расплавах и метода виброупаковки позволило разработать концепцию атомного топливно-энергетического комплекса, АТЭК, объединяющего на одной площадке модульный реактор на быстрых нейтронах и завод по переработке топлива и изготовлению ТВЭЛов. Технологическая схема АТЭК приведена на рис. 3.8.4.

В разработанной концепции ЯТЦ предполагается использовать реакторы на быстрых нейтронах типа БМН-170. Целью внешнего топливного цикла реакторов является обеспечение оптимального рецикла компонентов топлива.

Использование технологий “сухой” переработки облученного топлива и виброупаковки позволяет:

- минимизировать количество ядерных материалов, находящихся на площадке за счет сокращения времени от выгрузки облученного топлива из реактора до его переработки;

- обеспечить приемлемую экологическую безопасность используемых технологий как в нормальных, так и аварийных условиях за счет локализации радиоактивности в небольших замкнутых объемах и отсутствия агрессивных жидкостей;

- обеспечить устойчивую работу активной зоны реактора БМН-170 при любых условиях за счет использования виброупакованных топливных стержней, которые характеризуются лучшими эксплуатационными свойствами, чем обычно используемое топливо из таблеток.

Рис. 3.8.4 Концепция АТЭК

Используемые при изготовлении топлива грануляты получают:

o Гранулят UO₂ - при пироэлектрохимической грануляции мелкодисперсного порошка урана.

o Концентрированный гранулят PuO₂ - при пироэлектрохимической переработке топлива активной зоны.

o Гранулят UO₂ - из катодного осадка, образовавшегося при пироэлектрохимической переработке топлива после отделения PuO₂.

o Гранулят UO₂ - после термовакуумной обработки стержней бланкетных зон.

Для снижения расходов на реализацию концепции АТЭК гранулят (3) не очищается от плутония и ПД и отправляется на хранение, а гранулят (4) используется непосредственно после снятия оболочек с топливных стержней. Новые сборки для бланкетных зон будут изготавливаться из свежего урана.

Особенностью предложенной концепции является то, что в ее рамках может быть осуществлен рецикл малых актиноидов (Np, Am, Cm).

Современное состояние исследований в НИИАР определяется двумя основными направлениями:

- адаптацией технологии пироэлектрохимической переработки ко всем возможным объектам, включая топливные циклы всех существующих и перспективных реакторов, в том числе, реакторов на тепловых нейтронах,

- комплексное подтверждение безопасности как собственно технологии переработки, так и топливного цикла в целом.

Помимо этого НИИАР ведет исследовательские программы по разработке и экспериментальному обоснованию перспективных топливных циклов. Это, в частности:

- совокупные демонстрационные эксперименты по пироэлектрохимической переработке облученного оксидного топлива и подготовка к рециклу в реакторах на быстрых нейтронах,

- экспериментальная программа по подготовке отходов пироэлектрохимической переработки к захоронению,

- разработка нового высокоэффективного промышленного оборудования (в том числе, и для переработки топлива реакторов LWR),

- разработка многопараметрической расчетной модели пироэлектрохимической технологии,

- экспериментальные исследования возможности использования виброупакованного топлива в реакторах на тепловых нейтронах,

- демонстрационная программа DOVITA - экспериментальное подтверждение осуществимости топливного цикла быстрых реакторов для сжигания актиноидов (и отдельные эксперименты по сжигания плутонию в рамках программы CAPRA)*),

- исследования и проверка возможности использования пирохимической технологий для перевода военного плутония в PuO₂ (например, программа AIDA-МОХ),

- концептуальные и экспериментальные исследования других возможностей использования “сухих” технологий (топливный цикл для ядерных установок с топливом в виде солевого расплава, рецикл обогащенного бора из облученных контрольных стержней, перевод UF₆ в UO₂ и др.).

Бόльшая часть этих исследований осуществляется в рамках двухсторонних международных программ и контрактов. Основные направления деятельности НИИАР по программе разработки ЯТЦ:

= разработка, моделирование, испытания и конструирование нового оборудования для переработки облученного топлива реакторов на быстрых и на тепловых нейтронах,

= разработка и испытания методов подготовки ВАО пирохимической переработки к долговременному хранению,

= концептуальные исследования промышленной пирохимической переработки и виброупаковки топлива,

= демонстрация топливного цикла с сжиганием малых актиноидов и внутриреакторные исследования,

= рецикл переработанного топлива в реакторах БОР-60 и др.,

- демонстрация перевода военного плутония в PuO₂ и облучение МОХ-топлива в энергетических реакторах,

- разработка, внутриреакторные испытания и анализ безопасности использования виброупакованного МОХ-топлива в реакторах,

- демонстрация виброупакованных топливных стержней в аварийных условиях а реакторах LWR и РБН.

Облученного топлива

Программа DOVITA

Проблема трансмутации таких долгоживущих актиноидов как нептуний, америций и кюрий является одной из основных, от решения которой зависит обеспечение надежной экологической безопасности ядерной энергетики. К этой проблеме примыкает и задача сжигания излишков плутония разного происхождения.

Для сжигания актиноидов могут использоваться как уже существующие, так и предполагаемые к применению реакторные системы, но задача оптимизации внешнего топливного цикла реакторов-сжигателей по-прежнему остается актуальной.

НИИАР проводит концептуальные исследования по программе DOVITA с целью продемонстрировать возможности новой пироэлектрохимической технологии в оптимизации ЯТЦ реакторов-сжигателей актиноидов.

Предлагаемый топливный цикл реактора ABFR*) существенно отличается от топливного цикла реакторов на тепловых нейтронах. Прежде всего, признано нецелесообразным удалять продукты деления из топлива, содержащего малые актиноиды и освобождать плутоний от них с высоким коэффициентом очистки, так как активность топлива определяется, главным образом, излучением актиноидов. Поэтому все технологические операции с топливом должны будут осуществляться дистанционно.

При реализации топливного цикла реактора ABFR необходимо будет выполнять следующие требования:

1. количества радиоактивных отходов должны быть минимальны, и они должны быть в виде, удобном для долгосрочного хранения;

2. число технологических этапов при переработке топлива должно быть минимальным, коэффициент очистки топлива от ПД может быть мал;

3. концепция ЯТЦ должна обеспечивать возможность многократного рециклировании топлива и максимальный рецикл его радиоактивных компонентов,

· все технологические операции должны выполняться в горячих камерах с дистанционным управлением.

Прошли исследовательскую разработку следующие ступени технологической схемы ЯТЦ со сжигателем малых актиноидов:

- переработка облученного МОХ-топлива и мишеней, содержащих малые актиноиды, двумя возможными методами: частичным термовакуумным способом и пироэлектрическим способом;

- изготовление топливных стержней и мишеней методом виброупаковки,

- обработка конечных продуктов (плутония, нептуния, америция и кюрия) с целью их полного рецикла;

- обработка отходов и приведение их в форму, пригодную для захоронения.

В предлагаемом ЯТЦ возможно использовать энергетические реакторы мощностью до 300 МВт_(тепл.). Вы6op реактора может быть сделан лишь на основе оценки материальных потоков в топливном цикле в целом.

Общая технологическая схема ЯТЦ по программе DOVITA представлена на рис. 3.8.7. Программа предполагает использование рецикла нептуния в МОХ-топливе. Кроме того, это топливо может иметь повышенное содержание плутония. В то же время, америций и кюрий предпочтительно трансмутировать в отдельных мишенях, чтобы сохранить возможность в рамках проекта DOVITA трансмутировать эти элементы, выделенные из концентрата ВАО после PUREX-процесса.

Рецикл топлива осуществляется следующим образом:

- начальная загрузка МОХ-топлива после выгорания 15-20 % выгружается из реактора, подается на снятие оболочки, измельчение, вакуумную обработку и виброупаковку с добавлением свежего топлива;

= после второго цикла, облучения это топливо перерабатывается пироэлектрохимическим методом. Выделенные в этом процессе уран, плутоний, нептуний и часть америция, после изготовления из них топлива, подвергаются облучению еще раз;

= мишенные материалы, содержащие америций, кюрий и РЗЭ облучаются 3-4 раза после периодичного снятия оболочки и термовакуумной обработки. Затем они направляются на пирохимическую переработку;

= пирохимическое отделение америция и кюрия от РЗЭ предполагается осуществлять в системе с жидкометаллическим электродом.

В рамках программы DOVITA проводятся исследования по разработке и использованию ядерных топлив с различным содержанием делящихся материалов. Это:

- производство оксидного топлива с повышенным содержанием малых актиноидов и плутония;

- изготовление топливных стержней для реактора БОР-60 с целью исследования процесса трансмутации малых актиноидов;

- производство и сертификация нескольких типов гранулированного топлива с разным содержанием плутония и малых актиноидов:

(U,Pu,Np)O₂ с содержанием плутония 20 % и с содержанием нептуния 5 и 3 %;

(U,Pu,Am)O₂ с содержанием плутония около 11 % и америция 4 %;

(U,Am)O₂ с содержанием америция 3 %.

В планах – получение экспериментальных образцов топлива (U, Am_0,2-0,4)O₂ и оксида америция в инертных матрицах.

Исследования переработки топлива в ЯТЦ по программе DOVITA следуют по двум направлениям:

частичная переработка (обработка) облученного топлива,

пирохимическая переработка отработавшего топлива.

Рис. 3.8.7 Топливный цикл реакторов-сжигателей актиноидов по программе DOVITA

Процедура частичной переработки состоит в следующем: облученное топливо, содержащее малые актиноиды, после выгорания до 15-20 % подается на операцию механического снятия оболочки. Затем оно измельчается до образования частиц с размером, необходимым для виброупаковки. Этот гранулят подвергается термовакуумной обработке до полного удаления газообразных и летучих ПД. На этом этапе частично удаляются коррозионно-активные ПД (Cs, Tc, Sb).

Исследования пирохимической технологии переработки облученного топлива с малыми актиноидами предполагают:

 подготовку к совокупным экспериментам по этой части технологической схемы с использованием модельных материалов;

 исследования поведения малых актиноидов при переработке реального облученного оксидного топлива.

Существующая уже информация позволяет утверждать, что в предлагаемом топливном цикле нептуний полностью рециклируется вместе с ураном и плутонием.

На рис. 3.8.8 представлена технологическая схема пирохимической переработки с использованием модельного топлива.

Следует отметить, что процессы отделения америция и кюрия от РЗЭ исследованы еще недостаточно. Можно ожидать, что некоторая часть РЗЭ может быть выделена из солевого расплава в виде оксидов без америция и кюрия.

Можно полагать, что остающиеся проблемы по разработке ЯТЦ ABFR по программе DOVITA могут быть решены.

Таблица 3.8.7

Рис. 3.8.15 Схема синтеза содалита

При нестехиометрическом смешивании (x < 1) выщелачиваемость кремния и стронция оказывается выше при всех прочих условиях, чем при стехиометрическом смешивании исходных продуктов. Для оптимальных условий синтеза содалита, x=1,0, 1073K и продолжительности реакции 200 часов, определены, представленные табл. 3.8.9, нормализованные скорости выщелачивания разных элементов и сравнены со скоростью выщелачивания этих же элементов из цеолита и боросиликатного стекла.

Как видно из таблицы, по скорости выщелачивания содалит не уступает другим матрицам для иммобилизации солевых отходов. Следует, однако, отметить, что в таблице для содалита приведены краткосрочные значения выщелачиваемости. Можно ожидать, что, будучи измеренной по прошествии большего времени, выщелачиваемость окажется меньше, так как часть элементов будет растворена на начальных этапах процесса выщелачивания.

Таблица 3.8.9

Скорости выщелачивания из разных матриц (г/м²·сутки)

Элемент	Содалит	Цеолит	Боросиликатное стекло
K	1,1·10^-2	3,1·10^-2	2,2·10^-1
Sr	8,3·10^-5	1,0·10^-5	не определено
Si	2,1·10^-4	4,1·10^-3	2,3·10^-1
Cl	2,0·10^-2	не определено	не присутствует

Таким образом, можно полагать, что синтетический содалит можно рассматривать среди других перспективных матриц для иммобилизации солевых отходов пирохимической переработки ОЯТ и ВАО.

ЧАСТЬ III. НЕВОДНЫЕ МЕТОДЫ РАДИОХИМИЧЕСКОЙ

Дата: 2019-03-05, просмотров: 303.

12 3 4 5 6 7 8 9 Следующая ⇒