История искусства Экология энергетики Инженерная графика и машиностроительное черчение Математика решение задач и примеров Курс лекций по физике и электротехнике
Топливо для ядерных реакторов Урановый цикл Уран-ториевый цикл Уран-плутонивый цикл оружейный плутоний Торий-плутонивый цикл Добыча урановой руды Обогащение урана Временное хранение ОЯТ Транспортировка радиоактивных веществ Твэлы

Если в какой-либо стране реакторы БН рассматриваются как желательный компонент долгосрочной энергетической перспективы, необходимо твердо проводить соответствующую национальную энергетическую политику для того, чтобы обеспечить их использование в будущем. Дополнительным средством для укрепления позиций ядерной энергетики в будущем могут стать усовершенствованные тепловые высокотемпературные газовые и тяжеловодные реакторы с использованием ториевого топливного цикла

Особенности переработки отработавшего ядерного топлива

Твэлы энергетических реакторов существенно отличаются от твэлов реакторов для производства плутония. Для наработки плутония используют реакторы на тепловых нейтронах с низким температурным потенциалом. Топливо этих реакторов содержит природный или низкообогащенный металлический уран или его сплавы в оболочках из алюминия или магния и его сплавов. Такие композиции предназначены только для использования при температуре ниже 200оС. В химическом отношении это сравнительно легко растворимые композиции.

Развитие ядерной энергетики потребовало создания реакторов с более высоким температурным потенциалом для производства перегретого пара. Твэлы энергетических реакторов изготавливают из термостойких UO2 или PuO2, из смешанных уран-плутониевых окислов (UO2*PuO2). Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах перспективно топливо на основе карбидов UC, PuC, (U, Pu)C и нитридов UN, PuN, (U, Pu)N. Это топливо имеет большую по сравнению с окислами теплопроводность.

Оболочки твэлов изготавливают также из термостойких, механически прочных и коррозионно-стойких материалов с высокой теплопроводностью. Как правило, это цирконий и его сплавы или нержавеющая сталь. Оболочки из циркония позволяют повысить температуру активной зоны реактора до 540оС, а из нержавеющей стали - до 800оС и выше, в зависимости от ее состава. Однако большое количество железа в конструкционных материалах приводит к необходимости увеличивать количество делящихся материалов в сердечниках твэлов, т.е. использовать более высокообогащенное ядерное топливо, так как железо, а также примеси кобальта и никеля имеют большое сечение захвата тепловых нейтронов. Все конструкционные материалы отличаются химической стойкостью, и растворение их представляет серьезную проблему. Кроме делящихся материалов, твэлы могут содержать различные накопители и покрытия, состоящие из нержавеющей стали, циркония, молибдена, кремния, графита, хрома и др. При растворении ядерного топлива эти вещества не растворяются в азотной кислоте и создают в полученном растворе большое количество взвесей и коллоидов.

Перечисленные особенности твэлов обусловили необходимость разработки новых методов вскрытия или растворения оболочек, а также осветления растворов ядерного топлива перед экстракционной переработкой.

Глубина выгорания топлива реакторов для получения плутония существенно отличается от глубины выгорания твэлов энергетических реакторов. Если первые имеют глубину выгорания 0,3-0,5 ГВт.сут/т U, то глубина выгорания в энергетических реакторах на тепловых нейтронах составляет 15-40 ГВт.сут/т U, а в активной зоне реакторов на быстрых нейтронах достигает 100 ГВт.сут/т U и выше. Поэтому на переработку поступает материалы с гораздо более высоким содержанием радиоактивных осколочных элементов и плутония на 1 т U. Это приводит к повышению требований к процессам очистки получаемых продуктов и к обеспечению ядерной безопасности в процессе переработки. Дополнительные трудности возникают также в связи с необходимостью переработки и захоронения большого количества жидких высокоактивных отходов. С переходом радиохимической промышленности на переработку твэлов энергетических реакторов возник комплекс задач, решение которых потребовало существенной модернизации ранее разработанных технологических процессов.

Отработанное топливо АЭС транспортируют из бассейнов для промежуточного хранения, расположенных на территории АЭС, в бассейны на перерабатывающем заводе. Далее проводят выделение урана и плутония, каждый из которых подвергают очистке в трех экстракционных циклах. В первом цикле осуществляют совместную очистку урана и плутония от основной массы продуктов деления, а затем проводят разделение 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 буферные емкости до передачи их в конверсионные установки. В раствор нитрата плутония добавляют щавелевую кислоту, образующуюся суспензию оксалата фильтруют, осадок кальцинируют и охлаждают. Полученную порошкообразную окись 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 U от Pu - 107; от U -10б; U от продуктов деления (ПД) - 107; Pu от ПД-108; извлечение урана и плутония боле 99%.

БН развивать предприятия топливного цикла, достичь этого будет нелегко. С чисто экономической точки зрения стимулов может оказаться недостаточно, чтобы немедленно начать программу промышленного освоения.
Ядерные топливные циклы производство топлива для ядерных реакторов