|
Существуют ли технологии переработки отработанного ядерного топлива?
Технология переработки ОЯТ давно освоена в промышленном масштабе и была впервые применена на предприятиях атомного военного комплекса: для переработки ОЯТ активных зон атомных подводных лодок, а также урана, облучаемого в специальных реакторах для производства плутония.
Хотя еще с 40-х годов в разных странах мира было предложено более трех десятков различных методов переработки ОЯТ, в настоящее время крупномасштабная переработка ОЯТ энергетических реакторов осуществляется водно-экстракционным методом, в основе которого лежит так называемый Пьюрекс-процесс, разработанный более 40 лет в Кембриджской Национальной Лаборатории США.
После выдержки в приреакторных или автономных хранилищах ОЯТ поступает на перерабатывающий завод. Первая технологическая стадия - вскрытие ТВЭлов. Тепловыделяющие элементы (или ТВЭлы) подвергаются резке на куски определенного размера (порядка нескольких сантиметров), после чего направляются в аппараты для растворения в концентрированной азотной кислоте. Заключительная операция этой стадии - осветление растворов, которое осуществляется путем фильтрации.
Экстракционный процесс включает два цикла: в первом уран и плутоний путем изменения их валентных состояний отделяют друг от друга и от продуктов деления, во втором - уран и плутоний раздельно подвергаются дальнейшей очистке от осколочной активности (экстракционный аффинаж). В качестве экстрагента используют раствор три-бутилфосфата в керосине. Растворимость урана и плутония в их высших валентных состояниях в этом органическом растворе выше, чем в водном. Что же касается продуктов деления, то их растворимость в водном растворе, напротив, выше, чем в органике. Для повышения полноты очистки работа экстракционного оборудования организована по противоточной схеме.
Получаемые в качестве конечных продуктов уран и плутоний (в виде оксидов) направляют на завод по изготовлению ТВЭлов, т.е. рециклируют.
С экономической точки зрения, целесообразность переработки может вызвать некоторые сомнения. Стоит ли при нынешних экономических трудностях, переживаемых Россией, тратить огромные средства на строительство перерабатывающего завода? Может быть, дешевле было бы хранить топливо до лучших времен?
Но ведь хранилища ОЯТ на АЭС близки к переполнению, и строительство новых хранилищ также обойдется недешево, а ценное ядерное топливо будет изъято из хозяйственного использования. А во сколько можно было бы оценить вред, который был бы нанесен окружающей среде в случае захоронения десятков тонн плутония?
Наконец, с точки зрения технологической готовности, следует отметить, что промышленная переработка ОЯТ в России достигла зрелости. Многолетний опыт эксплуатации завода РТ-1 (Челябинск-65), научные исследования и опытно-конструкторские разработки, выполненные в ведущих научных центрах России, позволили значительно усовершенствовать технологическую схему завода РТ-2 (Красноярск).
В России, где к настоящему времени накоплено более 15 тыс. тонн отработанного топлива, пока действует один завод по радиохимической переработке ОЯТ. Он называется РТ-1 и расположен на территории производственного объединения «Маяк» (Челябинск-65). Этот завод был введен в действие в 1976 году для переработки топлива реакторов ВВЭР-440, его проектная мощность - 400 т/год.
На заводе РТ-1 можно также перерабатывать отработавшие ТВЭлы активных зон атомных подводных лодок, ледоколов, исследовательских реакторов и реакторов на быстрых нейтронах (РБН). Регенерированный уран используется в производстве топлива для реакторов РБМК, полученный плутоний направляется на временное хранение.
Для переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 было решено построить отдельный завод вблизи Красноярска. Строительство завода (РТ-2) проектной мощностью 1500 т/год было начато в 1984 году. По ряду причин оно было приостановлено с 1989 по 1991 год, в настоящее время строительство продолжается. Завод должен быть введен в эксплуатацию в 2005 году. Регенерация ОЯТ реакторов РБМК признается экономически нецелесообразной, и это топливо хранится в контролируемых условиях на площадках АЭС до принятия решения о его утилизации или безопасном захоронении.
|