Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Тритий. В водоохлаждаемых реакторах на тепловых нейтронах накопление трития в твэлах, измеряемое по его активности, по различным данным составляет 150—240 Ки [(5,5—9) X XlO12 расп./с] на 1 т U, а в охлаждаемых натрием реакторах на быстрых нейтронах 650—1300 Ки/т [(2,4—4,8)-1013 расп./(сХ Xt)]. Под оболочкой в твэлах реактора ВВЭР тритий обнаружен в парах тритиевой воды (влаги), но основная его масса (до 85%) удерживается в топливе и частично (до 15—18%) в виде термически прочных гидридов циркония, внедренных в оболочку. В реакторах на быстрых нейтронах под влиянием высокой температуры большая часть трития проникает через стенки оболочки твэлов в теплоноситель (натрий).
Установлены жесткие нормы на допустимое количество и концентрацию трития при контролируемом удалении его в атмосферу через вытяжную трубу в виде тритиевого (водяного) пара. Для реализации этих норм разрабатываются методы полного удаления на перерабатывающем заводе трития из топлива в виде «сухого»
газа. Для этого газообразный тритий необходимо прежде всего выделить из отработавшего топлива до его растворения, т. е. при разделке ТВС. Разрабатывается метод так называемой волокси-дации, при котором осуществляется каталитическое окисление трития (в виде тритиевой воды) в присутствии благородных газов или их окислов с последующей адсорбцией тритиевой воды на молекулярных ситах. Считается также возможным осуществление на перерабатывающем заводе замкнутого цикла воды, содержащей тритий, с выбросом в атмосферу лишь некоторой части ее конденсата.
Иод. Наиболее жесткие требования по сбросам в атмосферу предъявляются к 131I и 129I. В этом отношении 131I является критическим изотопом. При глубине выгорания 40 000 МВт-сут/т активность изотопов иода в каждой тонне топлива в момент выгрузки из реактора очень высока и составляет ~1,2-106 Ки (4,4Х ХЮ16 расп./с) по 131I и ~0,03 Ки (0,1•1O10 расп./с) по 129I. После 150 сут выдержки коэффициент очистки по 131I должен быть не менее 103. Разработка высокоэффективных и надежных систем улавливания радиоактивного иода — первостепенная задача, но ее решение находится пока в стадии поисков и экспериментов.
При выдержке топлива свыше 180 сут происходит распад 131I, и главной задачей становится полное улавливание 129I и очистка от него. Удаление иода из отработавшего топлива— задача очень сложная. В основном радиоактивный иод должен быть удален из •сухих газов, выделяющихся при разделке топлива перед растворением. Эта операция дополняется очисткой от паров иода, возникающих при растворении и концентрировании иода в ловушках. Часть оставшегося неизвлеченным иода, проникшего в аппараты, fee идут процессы экстракции, может улавливаться из растворов специальными сорбентами с участием катализаторов, пропитанных нитратами серебра, йодистым серебром и др.
Газоочистка. Наряду с проблемой удаления газообразных радиоактивных продуктов деления немалую сложность представляет очистка воздуха, выбрасываемого через вентиляционную трубу в атмосферу, от дисперсных частиц и создание для этих целей специальных высокоэффективных фильтров. В потоке газов, выделяющихся в процессе предварительной обработки отработавшего топлива, будут находиться и делящиеся материалы (пыль UO2 и PuO2), и твердые продукты деления. При резке топлива и волоксидации также будет образовываться пыль. Кроме того, некоторые продукты деления, твердые при комнатной температуре, при температуре выше 500 0C приобретают способность улетучиваться (цезий, рутений, молибден и др.). Аэрозоли, содержащие иод, могут уноситься из конденсаторов и скрубберов в виде мельчайших капель. Они должны быть отсепарированы специальными сепарирующими устройствами (каплеотбойниками).
Исследования ученых ФРГ влияния газообразных выбросов АЭС, заводов по переработке отработавшего топлива и других ядерных, установок на окружающую среду показали, что если в 384
будущем на крупных заводах по переработке топлива будет улавливаться до 90% 3H и 85Kr, а также 99—99,8% иода, то активность газообразных выбросов нормально работающих ядерных установок будет сравнима с естественным фоном. Для достижения этого потребуются средства на разработку и создание специальных установок на радиохимических заводах.
10.10. ГАЗСФТСГИДНЫЕ («СУХИЕ») МЕТОДЫ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА
Во Франции, СССР, ЧССР, Японии ведутся исследования и разработки газофторидной технологии переработки отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах. Привлекательными сторонами этого («сухого») метода химической переработки являются отсутствие жидких радиоактивных отходов (РАО), относительно малые объемы твердых РАО, не требующих специального концентрирования и отверждения, как это имеет место в водной (осадительной или экстракционной) технологии. Кроме того, газообразные РАО, в том числе водорастворимые (тритий, иод), могут полностью улавливаться и концентрироваться на адсорберах и фильтрах в процессе подготовки (разделки) TBC и твэлов к фторированию. Отсутствие водных растворов (замедлители нейтронов) позволяет оперировать с большей массой и концентрацией плутония. Все процессы газофторидной технологии можно вести и тонко регулировать на основе дистанционного управления и автоматизации.
