Газофторидная технология переработки ядерного топлива

Ядерные реакторы в настоящее время используются главным образом для получения электричества. Это положение сохранится и в перспективе. Наряду с этим будет наращиваться использование тепла реакторов для бытового теплоснабжения, опреснения воды, а также для других технологических нужд. Учитывая остроту теплоснабжения и экологическую напряженность крупных городов России, нет оснований сомневаться, что атомные станции теплоснабжения со временем займут ведущие позиции в решении этой проблемы. Широкие возможности в теплоснабжении предоставляют реакторы типа ВТГР, генерирующие высокотемпературное тепло, которое может быть использовано помимо перечисленных направлений и для промышленных высокотемпературных технологий. В перспективе ядерные источники обеспечат производство водорода из воды и, тем самым, будут созданы возможности экологически чистого транспорта на базе атомно-водородной энергетики.

Наличие в России труднодоступных регионов с низкой плотностью населения может сделать оправданным использование автономных ядерных источников малой мощности для тепло - и электроснабжения. Судовая атомная энергетика, которая по сути является истоком реакторов малой атомной энергетики, продемонстрировала свои возможности в экономике России. Развитие судового атомного реакторного строения для транспортных целей, а также для создания плавучих АЭС стимулируется экономическими факторами и будет продолжаться. В настоящее время прорабатывается использование технологий атомного подводного флота для освоения морской добычи нефти и газа. Такие системы могут иметь значение в отдаленном будущем и для морской добычи урана. Кстати, совсем недавно стала известна программа использования судовых атомных реакторов для энергообеспечения в Калиниградской области.

Что же предлагают Калининграду ученые? Мало кто знает, что в СССР были построены сотни судов (в большинстве своем -- военных кораблей), оснащенных ядерными установками. Таких энергоисточников было у Советского Союза в десять раз больше, чем общеизвестных стационарных АЭС. И с опытом российских конструкторов, изготовителей судовых ядерных установок не может конкурировать никакое зарубежье. Вот несколько аргументов, которые приводят специалисты, предлагающие использовать закрытые разработки военной техники -- атомные морские энергетические установки -- на суше. Во-первых, такие установки имеют высокую степень защищенности от технических сбоев, аварий или диверсий. Так они проектировались и создавались. Во-вторых, они могут быть быстро введены в строй. Если обычную “большую” АЭС надо строить лет десять, то здесь на стройплощадку прибывает полностью собранный на заводе-изготовителе модуль, спускается по рельсам в шахту, где и устанавливается. Лет через 40 его извлекают из-под земли и меняют на новый. Вот и все. Не нужно никаких вспомогательных ремонтных подразделений, где обычно трудятся тысячи человек, специалистов и работников обслуживающего персонала требуется всего полторы сотни человек. В-третьих, КПД таких энергоблоков, как утверждают специалисты, чуть ли не выше КПД “больших” АЭС, причем для всех мировых станций. Принято считать, что стоимость производства энергии тем ниже, чем выше мощность станции. Стандартный энергоагрегат, используемый ранее только в военной технике, рассчитан на 250 МВт, что несопоставимо с гигантскими показателями стационарных АЭС, зато на киловатт установленной мощности приходится всего тысяча долларов затрат. Поэтому себестоимость отпускаемого потребителю киловатт-часа не превышает одного цента. Доступной даже для бедняков становится цена горячей воды для теплоснабжения и теплофикации. В-четвертых, загрузка топливом происходит лишь один раз в четыре года. Так что даже если будут перебои в поставке региону газа или нефтепродуктов (а это в наше время происходит почти регулярно), такая модульная АЭС их сгладит. Да и установить можно не один такой энергомодуль. В-пятых, установка такого типа вырабатывает всего около 50 кубометров жидких отходов в год, безопасная процедура утилизации которых хорошо отработана. Твердые же отходы перерабатываются в реакторах типа РБМК, вообще это сырье для производства новых активных элементов, которое имеет высокую коммерческую ценность.

Кстати, глядя в будущее, нужно отметить, что дальнейшее освоение космоса с созданием больших долговременных орбитальных станций, космических технологических комплексов, больших информационных и навигационных систем, реализация экспедиций к планетам Солнечной системы неминуемо потребуют использования ядерных источников, вырабатывающих электроэнергию или тягу, или и то, и другое. Нельзя также исключить возможность размещения мощных ядерных источников в космосе для энергоснабжения Земли.

Предвидя широкомасштабное развитие ядерной энергетики и ее внедрение в различные сферы энергопроизводства, необходимо работать над ядерными реакторами нового поколения, которые лучшим образом соответствуют этим задачам. Не вызывает сомнения, что на ближайшие полтора десятка лет проекты строящихся реакторов будут в максимальной степени использовать технические решения, виды оборудования, которые уже получили подтверждение при эксплуатации, либо являются их усовершенствованным продолжением. Необходимость таких проектов диктуется как внутренними потребностями России, так и выходом на международный рынок. Здесь необходимо подчеркнуть, что тенденции развития мировой атомной энергетики будут характеризоваться значительным расширением географии применения ядерной энергетики: это страны азиатского региона, ближний Восток, Африка, Южная Америка. Все это при стабилизации развития ядерной энергетики в ближайшие годы в промышленно развитых странах делает острой конкурентную борьбу на ядерном рынке. Россия, которая ранее распространяла свое ядерное присутствие в основном благодаря политическим аргументам, ныне должна предпринять существенные усилия для создания конкурентоспособного блока. Это является одним из принципиальных условий сохранения и поддержания ядерного потенциала страны. Определяющими показателями будут безопасность, экономическая привлекательность, надежность партнера.

Проекты действующих АЭС с легководными реакторами подтверждают наличие к настоящему времени технических решений, обеспечивающих в совокупности практическую безопасность АЭС.

Реакторы нового поколения включают как эволюционное развитие существующих реакторных технологий -- легководные реакторы типа ВВЭР, их ветвь в виде реакторов интегральной схемы типа ВПБЭР и реакторы типа БН, так и новые разработки, например реакторы типа МГР - ГТ.

Однако, эволюционные проекты могут не дать полного решения проблем атомной энергетики будущего. Поэтому необходимы поисковые исследования и разработка революционных проектов реакторов следующих поколений, которые обеспечивали бы решение проблем широкомасштабной энергетики. Предпочтение при выборе направлений разработок в категории революционных проектов должны иметь предложения, которые могут внести новое качество в решении проблем ядерной энергетики будущего.

Среди революционных решений естественно постоянно видится не только линия использования ядерной энергии деления, но и энергия синтеза ядер. Конечно, термоядерная энергетика является наиболее совершенным способом производства энергии, но сегодня она еще находится в младенческом состоянии. В 1992 году были получены первые 2 мегаватта в нейтронном потоке, в 1993 году -- 6 мегаватт, выработанных в течение нескольких секунд. Сегодня международное сообщество (в том числе и Россия) работает над проектом Международного экспериментального термоядерного реактора (ИТЭР), пуск которого намечен на 2003 год. Лишь к 2010 году предполагается осуществление самоподдерживающейся термоядерной реакции. А создание первой опытной термоядерной электростанции возможно не ранее 20-х годов нового столетия. Так что только после середины века энергетика, в своей основе, может стать термоядерной. Это означает, что, как минимум на ближайшие 50 лет, стратегия выглядит однозначно: прирост базовых мощностей электростанций должен осуществляться за счет строительства АЭС.

Глава 3. ВТОРИЧНАЯ ПЕРЕРАБОТКА ОТХОДОВ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

В большинстве способов получения ядерного топлива в качестве побочного продукта образуется нитрат аммония. Например, для процесса, описываемого приведенными ниже уравнениями, растворы уранилнитрата или нитрата тория обрабатываются водным раствором аммиака с осаждением пироураната аммония или гидроксида тория и образованием нитрата аммония

2U0₂(N0₃)₂ + 6NH₄OH->- (NH₄)₂U₂0₇ j + 4NH₄N0₃ + 3H₂0

Th(N0₃)₄ + 4NH₄OH->- Th(OH)₄J, + 4NH₄N0₃.

Осажденные соединения урана или тория подвергаются дальнейшей обработке для получения оксидного топлива или материалов ядерного деления в форме, необходимой для загрузки в ядерный реактор.

Образовавшийся в соответствии с приведенными уравнениями нитрат аммония загрязнен радиоактивными компонентами, поэтому его использование в промышленных целях, например для производства удобрений, невозможно. Также исключена возможность вывода этих растворов через сточные системы и трубопроводы ввиду возможной утечки и загрязнения среды радиоактивными компонентами. При обычном методе очистки воды путем ее испарения и последующей конденсации наличие нитрата аммония является сильно усложняющим фактором, прежде всего из-за повышенной взрывоопасности при упаривании и его сильных окислительных свойств.

Процесс, разработанный П. Моршлом и Е. Циммером (патент США 4187280, 5 февраля 1980 г.; фирма «Кернфоршунгсанлаге Юлих ГМБХ», ФРГ), заключается в нагревании растворов нитрата аммония, загрязненных радиоактивными компонентами, до 100 °С в присутствии порошка оксида кальция или гидроксида лития. Аммиак и пары воды отгоняются, образовавшиеся нитраты щелочного или щелочноземельного металла в безопасных условиях разлагаются прокаливанием с образованием оксида металла и оксидов азота.

Оксид металла возвращается в'цикл производства. Оксиды азота могут барботироваться через воду с образованием азотной кислоты, потребляемой для растворения оксидов расщепляющихся материалов; аммиак в виде водного раствора используется для взаимодействия с нитратами радиоактивных элементов в описанном выше процессе, где в качестве побочного продукта образуется нитрат аммония. Таким образом, все побочные продукты и реагенты могут быть выделены и возвращены в процесс производства.

Пиротехнические составы, в особенности композиции содержащие связующие полимеры, неорганические окислители, тонкоизмельченные металлические порошки, регуляторы горения и другие компоненты, используются главным образом в процессе приготовления ракетных и реактивных топлив, дымовых и газовых шашек, осветительных средств.

Наиболее распространенный метод уничтожения таких составов, срок действия которых истек, или их излишков, заключается в сжигании в открытых шахтах. Этот метод относительно безопасен, но его недостаток заключается в сильном атмосферном загрязнении и полном уничтожении топлив, содержащих ценные химические и конструкционные компоненты.

Метод, разработанный Г. Шоу, Е. А. Лоутоном и Л. Л. Джонсом (патент США 4057442, 8 ноября 1977 г.; фирма «.Тиокол Корпорейшен»), позволяет исключить атмосферные загрязнения и потери ценных компонентов при сжигании составов в шахтах. Этот метод позволяет выделять окислители, металлические порошки топлива и металлические конструкционные компоненты и не требует предварительного извлечения составов из металлических оболочек, в которых они находятся, и дополнительных энергетических затрат на их измельчение. В общих чертах процесс состоит из следующих стадий-

а) разрушения структурной основы связующего полимера путем обработки пиротехнического состава химическими реагентами, обеспечивающими набухание и деполимеризацию, неактивными по отношению к неорганическим окислителям и металлическим составляющим топлива;

б) отделение неорганического окислителя и металлических составляющих от разрушенной полимерной основы;

в) взаимодействие неорганического окислителя и металлических составляющих после стадии б с неводными растворителями или с жидкостью имеющей плотность, среднюю между значениями плотности неорганического окислителя и металла, при этом жидкость инертна к каждому из компонентов;

г) разделение смеси, полученной после стадии в.

Ниже приводится конкретный пример такого процесса. Высокоактивное топливо с содержанием твердых веществ 88 %, содержащее в качестве связующего компонента полибутадиен с концевыми гидроксильными группами, отвержденный изо-форондиизоцианатом, обрабатывается хлористым алюминием и тетрагидрофураном в количестве 1--15%. Смесь кипятят с обратным холодильником в течение 4 ч нли выдерживают длительный период, обычно 18--40 ч при комнатной температуре. После растворения связующего агента оставшаяся смесь фильтруется, промывается свежим тетрагидрофураном и высушивается.

Выделение смеси алюминиевых компонентов и перхлората аммония происходит количественно. Обработка смеси водой приводит к образованию раствора перхлората аммония, который отделяется от нерастворившегося алюминия и подвергается перекристаллизации. Порошкообразный алюминий получается в виде, пригодном для повторного использования.

Список источников

1. В.И. Землянухин, Е.И. Ильенко, А.Н. Кондратьев и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1989.

2. У.Д. Верятин, В.П. Маширев, Н.Г. Рябцев и др. Термодинамические свойства неорганических веществ. Справочник. М.: Атомиздат, 1965.

3. И.К. Кикоин, В.А. Цыканов, М.А. Демьянович, В.Н. Прусаков и др. Опытная регенерация облученного уранового топлива реактора БОР-60 фторидным способом. - Препринт НИИАР, П-18(284), Димитровград, 1976.

4. М.А. Демьянович, В.Н. Прусаков, О.В. Скиба, Ю.С. Соколовский и др. Фторирование облученного уран-плутониевого оксидного топлива в пламенном реакторе. - Препринт НИИАР, П-50 (565), Димитровград, 1982.

5. Ю.Г. Лавринович, А.П. Кириллович, М.П. Воробей и др. Радиационные, теплофизические и физико-химические свойства отходов, полученных при опытной переработке облученного топлива реактора БОР-60 газофторидным методом. - Препринт НИИАР, П-49(564), Димитровград, 1982.

Размещено на Allbest.ru