Специалисты из Японского исследовательского института атомной энергии (JAERI), исходя из задач снижения воздействия ЯТЦ LWR и РБН на окружающую среду, повышения безопасности ЯТЦ и, в частности, переработки ОЯТ и захоронения ВАО, снижения затрат на переработку, разрабатывают концепцию усовершенствованной технологии переработки. Эта концепция, названная PARK-процессом (Partitioning Conundrum Key), предусматривает использование одноцикличного PUREX-процесса, дополненного операциями извлечения долгоживущих и мобильных в окружающей среде нуклидов ¹⁴C, ¹²⁹I, ²³⁷Np, ⁹⁹Tc, ²⁴¹Am (рис. 2.1). В PARK-процессе проектируется извлечение экстрагируемых ²³⁷Np и ⁹⁹Tc из экстракта, летучих ¹⁴С и ¹²⁹I – из системы газоочистки узла растворения ОЯТ, а ²⁴¹Am – из высокоактивного рафината. Выделенные в отдельные фракции нуклиды предполагают трансмутировать в реакторе или на ускорителе.

Рис. 2.6.5. Схема усовершенствованного процесса переработки ОЯТ

Для повышения эффективности извлечения из раствора ОЯТ технеция, нептуния, также как и урана и плутония предполагается проводить корректировку их валентного состояния. Общая схема усовершенствованного PUREX-процесса будет состоять из следующих операций:

- совместная экстракция в 30% раствор ТБФ в додекане U, Pu, Np и Tc в присутствии окислителя NH₄VO₃, для окисления Np(V) в Np(VI),

- промывка экстракта 3 М HNO₃ от основной массы продуктов деления,

- селективная реэкстракция Np с использованием органического восстановителя – бутиральдегида nC₃H₇CHO, растворенного в экстрагенте,

- реэкстракция технеция при помощи 6 М HNO₃,

- реэкстракция плутония с использованием органического восстановителя – изобутиральдегида, растворенного в экстрагенте,

- промывка плутониевого реэкстракта свежим экстрагентом,

- реэкстракция урана раствором азотной кислоты.

Первые эксперименты, проведенные на установке BECKE (Back-End Cycle Key Elements) в небольшом масштабе (3 кг/год) показали, что:

- ~ 99% Tc переходят в экстракт на I цикле совместной экстракции U и Pu и только 1% остается в рафинате,

- ~ 90% Np экстрагируется и 10% остается в рафинате,

- на стадии реэкстракции около 80% как Np, так и Тс реэкстрагируется после восстановления Np(VI) до Np(V) н-бутиральдегидом,

- 90% Pu извлекается из экстракта при использовании изобутиральдегида,

- бутиральдегиды растворяются в органической фазе – 30% ТБФ в додекане – и в растворах азотной кислоты,

- с увеличением концентрации азотной кислоты коэффициент распределения бутиральдегида падает, при этом в 3 М HNO₃ коэффициент распределения н-C₃H₇CHO равен 2,6,

- органические восстановители (изомеры бутиральдегида) быстро разлагаются под влиянием электрохимического или химического окисления, температуры и других причин, образуя газообразные продукты разложения: CO₂, CO, H₂O, C₃H₈, C₃H₆.

В опытах с необлученными таблетками UO₂ проверяли поведение иода при растворении. Для этого в аппарат-растворитель добавляли ¹³¹I в виде KI. Считая, что в аппарат-растворитель ввели 100% ¹³¹I, оценили его распределение следующим образом:

- 74% иода оказалось на иодном фильтре (силикагелевой колонне, импрегнированной серебром),

- 11% иода оказалось на фильтрах HEPA,

- 21% иода осело на внутренних поверхностях труб,

- 12% иода оказалось в нерастворимых остатках и в растворе в виде коллоидных образований ArI и PdI₂.

В дальнейших работах предполагается выяснить механизм удерживания иода в растворе, зависимость между величиной удерживания и концентрацией иода в топливе, роль газов NO_x в процессе удаления иода из раствора.

Для удерживания ¹⁴С в системе газоочистки узла растворения предполагается разработать метод разложения СО₂ до элементарного нелетучего углерода.

Процессы, предлагаемые для фракционного выделения актиноидов из ВАО, например Am, будут рассмотрены в других разделах настоящей работы. Первые полученные результаты и вся концепция PARC-процесса должны быть подтверждены в дальнейших экспериментах большего масштаба и на реальном ОЯТ.