Процесс регенерации облученного ядерного топлива на российском заводе РТ-1: технологии, продукты и обращение с отходами

Современный радиохимический завод — это масштабный и высокотехнологичный комплекс, спроектированный для безопасной переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) в условиях работы с высокорадиоактивными материалами. Все технологические цепочки здесь построены с учетом строжайших требований ядерной и радиационной безопасности.

Уникальный пример: завод РТ-1

Классическим примером такого предприятия является российский завод РТ-1, запущенный в 1976 году и ставший первым в мире промышленным комплексом, созданным для нужд гражданской атомной энергетики. Его уникальность заключается в способности перерабатывать широкую номенклатуру топлива: от реакторов ВВЭР-440, БН-350 и БН-600 до топлива ледокольных, подводных и исследовательских реакторов.

В результате сложного многостадийного процесса завод производит целый ряд ценных продуктов:

  • Уран с обогащением 2.4–2.5% по урану-235 (в форме плава гексагидрата нитрата уранила).
  • Уран среднего и высокого обогащения в виде оксида U3O8.
  • Диоксиды энергетического плутония и нептуния-237.
  • Концентрированные источники стронция-90 и цезия-137.
  • Фосфатное стекло, содержащее фиксированные продукты деления и минорные актиниды (америций, кюрий).
Кроме того, на заводе в исследовательских целях периодически получали гранулированные уран-плутониевые оксиды, пертехнетат, палладий и даже выделяли плутоний-238 для создания изотопных источников энергии.

Основные технологические стадии переработки

Процесс начинается с выгрузки ОЯТ из транспортных контейнеров и размещения в промежуточном бассейне-хранилище для выдержки. Далее топливные сборки (ТВС) поступают на механическую подготовку: отрезаются концевые части, а активные зоны измельчаются методом рубки. С этого момента вступают в силу особые режимы работы с высокоактивными материалами.

Выщелачивание. Топливную композицию отделяют от оболочечных материалов, растворяя в кипящей концентрированной азотной кислоте в специальных кольцевых реакторах-растворителях. Эти аппараты имеют повышенный запас по ядерной безопасности. После растворения жидкая фаза, содержащая ценные элементы, отправляется на дальнейшую переработку, а твердые конструкционные материалы по пневмотранспорту удаляются в хранилище отходов.

Сердце процесса: жидкостная экстракция

Ключевым этапом разделения радионуклидов является российский вариант общепринятого в мире процесса жидкостной экстракции с использованием трибутилфосфата (ТБФ) в качестве органического экстрагента.

В первой операции уран, плутоний и нептуний совместно извлекаются в органическую фазу, в то время как продукты деления и минорные актиниды остаются в водном растворе (рафинате). Последующая обработка органической фазы специальными реагентами позволяет последовательно выделить отдельные фракции урана, а затем смеси плутония и нептуния. В повторных циклах экстракции достигается их полное разделение и глубокая очистка от следов продуктов деления и взаимных примесей.

Для этих операций на заводе применяются уникальные многоступенчатые смесители-отстойники ядерно-безопасного исполнения, работающие в дистанционном режиме и использующие пульсационный или механический способы перемешивания.

Получение конечных продуктов и обращение с отходами

Плутоний и нептуний осаждаются в виде оксалатов, которые затем прокаливаются до оксидов. Уран низкого обогащения дообогащается и перерабатывается в плав для топлива реакторов РБМК. Уран среднего и высокого обогащения осаждается аммиаком в форме закиси-окиси для реакторов на быстрых нейтронах (БН).

Эффективность экстракционного процесса исключительно высока: потери урана не превышают 0.01%, плутония — 0.025%, а нептуния — 0.5%. Степень очистки от продуктов деления достигает 107–109.

Остекловывание высокоактивных отходов (ВАО)

Одной из важнейших задач завода является обезвреживание жидких ВАО — рафинатов экстракции. Для этого действует цех остекловывания, где в электропечи прямого нагрева производится фосфатное стекло. Расплавленное стекло заливается в бидоны, которые герметизируются и размещаются в хранилище, рассчитанном на тепловыделение. К 1997 году было остекловано около 12 000 кубометров ВАО с общей активностью порядка 10 эксабеккерелей (300 млн Кюри). В перспективе эти остеклованные отходы подлежат окончательному геологическому захоронению.

Параллельно ведутся опытно-промышленные работы по более современной технологии остекловывания в «холодном» тигле с индукционным нагревом, а также исследуются новые, более устойчивые матричные материалы (стеклокерамики, минералоподобные соединения).

Инновации: фракционирование отходов

В 1996 году на РТ-1 была запущена первая в мире промышленная установка для фракционирования ВАО. Её первоочередная задача — извлечение из отходов долгоживущих изотопов стронция-90 и цезия-137 с помощью экстракционной системы на основе хлорированного дикарболлида кобальта. Эта работа направлена на радикальную оптимизацию всей системы обращения с радиоактивными отходами: значительное сокращение объема высокоактивного остеклованного материала и, как следствие, снижение затрат на его хранение и захоронение.