Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
10.6. ПЕРЕРАБОТКА ТОПЛИВА МЕТОДОМ ЖИДКОСТНОЙ ЭКСТРАКЦИИ
Единственным промышленно освоенным (для крупных партий) методом химической переработки отработавшего в реакторах АЭС оксидного уранового топлива пока является экстракция урана.и плутония из водных растворов их нитратов с помощью жидкого органического растворителя. Наиболее широкое применение получила экстракция урана и плутония трибутилфосфатом по технологической схеме, названной пьюрекс-процеєсом и впервые примененной в США в 1954 г. для выделения плутония из облученного металлического природного урана. Этот метод имеет различные усовершенствования и технологические варианты, направленные на снижение радиационного воздействия на экстра-гент и достижение более глубокой очистки урана и плутония от продуктов деления.
В ряде стран ведутся исследования и разработки так называемых сухих (безводных) методов химической регенерации: фторидних (основанных на превращении U в Pu в газообразную фазу гек-сафторидов), пирометаллургических, растворения в расплавах солей и др. Их цель — обеспечить наиболее эффективную в техническом и экономическом отношении промышленную технологию регенерации с одновременным решением проблемы переработки, консервации и удаления радиоактивных отходов в наиболее компактном и безопасном для хранения виде. Предполагается, что сухие методы позволят осуществить регенерацию топлива активных зон реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с короткой выдержкой этого топлива и с меньшими потерями его по Сравнению с жидкостной экстракцией. Эти методы привлекательны также тем, что удельные объемы получаемых радиоактивных отходов малы (преимущественно твердая компактная форма, пригодная для консервации в процессе регенерации]'.
Как при жидкостных, так и при сухих методах химической переработки отработавшего топлива процессы (и связанные с ними трудности) очистки, консервации и удаления газообразных и летучих продуктов деления весьма схожи, хотя при сухих процессах улавливание и удаление иода и трития упрощаются.
На рис. 10.13 приведена схема основных этапов подготовки и радиохимической переработки отработавшего топлива методом жидкостной экстракции.
Для отработавшего топлива реакторов на тепловых нейтронах LWR (США), ВВЭР и РБМК (СССР) установлено оптимальное время выдержки в бассейнах с водой на АЭС 3—5 лет. Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах нормативное время пребывания TBC в бассейнах выдержки на АЭС пока не установлено. Для получения малого времени удвоения топлива это время должно быть минимальным (не более 1 года).
Поступившее от АЭС на радиохимический завод топливо перегружают под водой из контейнеров в бассейны складов-хранилищ,
АЭС
Транспортирование отработавших TBC
Хранилище на радиохимическом заводе
Механическая разделка TBC и твэлов
АЭС. Бассейн выдержки отработавших TBC
Растворение в HNO3
Зкстращия UuPu жидким органическим растворителем (ТБФ и др.). Очистка от твердых и жидких ПД
L
I
Емкости отходоВ *1 тидких, твердых
Мг№,)г, очищенный от продуктов
деления
1
PUfNO3J4,
очищенный от продуктов деления
Рис. 10.13. Схема основных этапов подготовки и радиохимической переработки отработавшего топлива АЭС методом жидкостной экстракции
где TBC устанавливают в специальных стойках или стеллажах, размещая так, чтобы в любых случаях не достигалась критическая масса и обеспечивалось необходимое охлаждение. Глубина бассейнов и толщина слоя воды над TBC рассчитаны так, чтобы создать необходимую радиационную защиту. Бассейны имеют замкнутую циркуляционную систему для охлаждения и очистки воды и снабжены отсосами воздуха в систему специальной очистной вентиляции.
Из бассейнов TBC поступают в отделение разделки, представляющее собой наиболее сложный комплекс радиохимического завода и оснащенное дистанционно управляемой техникой.
Разделка TBC перед растворением топлива на заводах США и Западной Европы осуществляется механическими средствами: рубка с помощью специальных прессов, разрезка TBC фрезами целиком без разборки на отдельные твэлы, при этом предварительно отрезаются концевые детали («холостые концы»), не содержащие топлива.
На опытном заводе «Еврокемик» в Бельгии применялось химическое удаление циркониевых оболочек твэлов. Недостаток этого способа — большое количество (8—10 м3/т урана) радиоактивного шлама.
Разрабатываются установки для резки лучом лазера (Великобритания, Франция), а также для разборки TBC на отдельные твэлы и их последующей разделки для растворения.
Для обеспечения лучшей растворимости стержни твэлов режут на куски длиной 15—20 мм. Отрезанные куски попадают в баки-растворители периодического или непрерывного действия, выполненные из нержавеющей стали. В этих растворителях осуществляется выщелачивание (извлечение) урана и плутония с помощью нагретой крепкой азотной кислоты. Полное растворение окисного топлива происходит за 2—4 ч, металлического — за 24 ч.
Во Франции и США разработаны аппараты растворения непрерывного действия барабанного типа. Ядерная безопасность может достигаться добавлением в раствор нейтронных поглотителей (например, гадолиния) или комбинацией ядерно-безопасной геометрии аппарата с поглотительными вставками. Растворы тщательно осветляются с использованием фильтров из мелкопористой нержавеющей стали (диаметр пор ~3 мкм) или центрифуг. Растворение диоксида урана в азотной кислоте происходит по реакции