Переработка отработанного ядерного топлива
Копирую свой коммент с СУН
http://sdelanounas.ru/blogs/40393/
Во-первых, сейчас ГХК не перерабатывает топливо от ВВЭР-1000, а только от менее мощных реакторов. Почему так - я не знаю. Как мне говорили знающие люди, принципиального отличия между ВВЭР-1000 и менее мощными ВВЭРами нет. Дело может быть, например, в длине ТВЭЛов. Вообще сейчас в РФ основная ядерная энергетика делается на ВВЭР-1000.
Во-вторых, сейчас во всем мире ОЯТ перерабатывают по так называемому ПУРЕКС-процессу: http://ru.wikipedia.org/w...юрекс-процесс . У этого процесса есть недостатки:
1) Получается очень много отходов в виде воды, загрязненной радиоактивными изотопами. Сейчас эту воду сливают: у нас - в озеро, отделенное насыпью от окружающих речек, у французов - прямо в океан.
2) Используются ионно-обменные смолы, которые от радиации быстро портятся.
Сейчас в России реализуют проект Прорыв, в рамках которого надо разработать более хорошую методику переработки отработанного ядерного топлива. Собственно, такая переработка - это ключевая проблема, которая мешает перейти к закрытому топливному циклу, который дает бесконечное количество ядерного топлива и минимизацию отходов. Я пока не видел нормального объяснения, в каком направлении идут работы, и в какой они стадии. На всяких atominfo.ru одни жирные тролли друг друга поливают помоями. На авантюристе когда я спрашивал в соответствующей ветке, меня самого назвали троллем
В данной новости проскользнуло упоминание "экстракционно-хроматографической схемы переработки ОЯТ". Это однозначно не ПУРЕКС-процесс, видимо, это одно из новых направлений.
http://www.muctr.ru/acadc/soisc/files/ishunin.pdf
Пирохимические технологии обращения с отработавшим ядерным
топливом (ОЯТ) рассматриваются как перспективные. Существует ряд
пирохимических процессов, прошедших цикл исследований до демонстрации
переработки ОЯТ в полупромышленном масштабе:
«Аргонская» схема переработки, развиваемая Аргонской
национальной лабораторией (ANL) в США для металлического
топлива быстрого реактора;
Электрохимический процесс, разрабатываемый НИИАР для
оксидного топлива быстрых реакторов;
Фторидно-газовый процесс для топлива тепловых реакторов,
изучавшийся во Франции, Чехии, в России (СССР), - НПО
«Курчатовский институт», НИИАР и др.
http://tekhnosfera.com/ek...hodov-s-primeneniem-indiv
2001 год, диссертация по химической технологии, Романовский, Валерий Николаевич
В России принята концепция замкнутого ядерного топливного цикла (-ЯТЦ), предусматривающая переработку отработавшего ядерного топлива (О-ЯТ) [1]. Одним из преимуществ замкнутого ЯТЦ является возможность радикального решения проблемы долговременного безопасного обращения с долгоживущими радионуклидами, так как переработка ОЯТ позволяет выделить их и обращаться с ними индивидуально. Фракционирование заложено в проект будущего крупномасштабного завода по переработке ОЯТ - завода РТ-2, для которого создание эффективных технологий выделения радионуклидов является актуальным.
Один из надежных способов обращения с долгоживущими радионуклидами - трапсмутация. Другой перспективный метод состоит в создании особо прочных матриц, подлежащих захоронению в геологические формации. В обоих случаях необходимо селективное выделение доягоживущих радионуклидов, содержащихся в ОЯТ.
Основная масса долгоживущих радионуклидов содержится в жидких высокоактивных отходах (ВАО) от переработки ОЯТ. Существующая практика обращения с ними (в России, Франции, Великобритании) -остекповывание с последующим контролируемым хранением стеклоблоков. Радикальные же способы обращения с долгоживущими радионуклидами (трансмутация и захоронение в геологические формации) требуют тщательной проработки и потому несколько отдалены во времени.
Однако уже и сегодняшняя практика обращения с ВАО ставит задачу селективного выделения долгоживущих радионуклидов. Это вызвано тем, что во многих случаях накопленные ВАО имеют сложный состав и содержат большие количества солей, что повышает стоимость их отверждения и последующего хранения. Поэтому целесообразно выделить долгоживущие радионуклиды из общей массы ВАО и сконцентрировать в малые объемы для последующего остекловывания, после чего балластную массу, как низкоактивные отходы (НАО), переработать более дешёвым способом -например, цементированием для приповерхностного хранения.
Следовательно разработка эффективных технологий выделения долгоживущих радионуклидов из ВАО является актуальной как для реализации перспективных способов обращения с ними (трансмутация и захоронение), так и для существующей практики обращения с ВАО.
Среда различных способов переработки ВАО (осадительные, сорбционные, хроматографические и др.) особое место занимают экстракционные процессы. Из наиболее перспективных экстракционных систем следует выделить следующие: нейтральные фосфорорганические соединения (алкилфосфиноксиды [2-4], карбамоилфосфиноксиды [5-8], каликсарены [9]); кислые фосфорорганические соединения (диизодецилфосфорная кислота [10], циркониевые соли диалкилфосфорных кислот [11-12]); макроциклические соединения (краун-эфиры [13-15], каликскрауны [16]); диамиды (DlAMEX-лроцесс [17]); гидрофобные анионы в полярных разбавителях (хлорированный дикарболлид кобальта - ХДК [18]); сияергетные смеси разных экстрагентов [19-21].
На сегодняшний день единственным способом, нашедшим промышленное применение, является экстракция с использованием ХДК. Технологические основы этого процесса были разработаны совместно чешскими и российскими учеными [22], после чего специалисты Радиевого института и производственного объединения «Маяк» (ПО «Маяк») довели эту разработку до внедрения на радиохимическом заводе [23,24]. В 1996 г. на ПО «Маяк» была введена в эксплуатацию нервая очередь промышленной установки УЭ-35, на которой к концу 2000г. переработано более 600 м^ ВАО и выделено около 25 млн Ки цезия и стронция. Эха операция позволяет вдвое повысить удельную активность стеклоблоков.
Задачей второй очереди установки УЭ-35 является выделение, наряду с цезием и стронцием, актиноидов (уран, нептуний, плутоний, америций, кюрий), а также редкоземельных элементов (РЗЭ) [25]. Таким образом, для практики обращения с ВАО ПО «Маяк» является актуальной разработка технологий, которые обеспечили бы выделение цезия, стронция, актиноидов и РЗЭ.
-------
Тема интересная, надо бы написать про нее большую статью (как про космический реактор). Все никак не возьмусь...
http://sdelanounas.ru/blogs/40393/
Во-первых, сейчас ГХК не перерабатывает топливо от ВВЭР-1000, а только от менее мощных реакторов. Почему так - я не знаю. Как мне говорили знающие люди, принципиального отличия между ВВЭР-1000 и менее мощными ВВЭРами нет. Дело может быть, например, в длине ТВЭЛов. Вообще сейчас в РФ основная ядерная энергетика делается на ВВЭР-1000.
Во-вторых, сейчас во всем мире ОЯТ перерабатывают по так называемому ПУРЕКС-процессу: http://ru.wikipedia.org/w...юрекс-процесс . У этого процесса есть недостатки:
1) Получается очень много отходов в виде воды, загрязненной радиоактивными изотопами. Сейчас эту воду сливают: у нас - в озеро, отделенное насыпью от окружающих речек, у французов - прямо в океан.
2) Используются ионно-обменные смолы, которые от радиации быстро портятся.
Сейчас в России реализуют проект Прорыв, в рамках которого надо разработать более хорошую методику переработки отработанного ядерного топлива. Собственно, такая переработка - это ключевая проблема, которая мешает перейти к закрытому топливному циклу, который дает бесконечное количество ядерного топлива и минимизацию отходов. Я пока не видел нормального объяснения, в каком направлении идут работы, и в какой они стадии. На всяких atominfo.ru одни жирные тролли друг друга поливают помоями. На авантюристе когда я спрашивал в соответствующей ветке, меня самого назвали троллем
В данной новости проскользнуло упоминание "экстракционно-хроматографической схемы переработки ОЯТ". Это однозначно не ПУРЕКС-процесс, видимо, это одно из новых направлений.
http://www.muctr.ru/acadc/soisc/files/ishunin.pdf
Пирохимические технологии обращения с отработавшим ядерным
топливом (ОЯТ) рассматриваются как перспективные. Существует ряд
пирохимических процессов, прошедших цикл исследований до демонстрации
переработки ОЯТ в полупромышленном масштабе:
«Аргонская» схема переработки, развиваемая Аргонской
национальной лабораторией (ANL) в США для металлического
топлива быстрого реактора;
Электрохимический процесс, разрабатываемый НИИАР для
оксидного топлива быстрых реакторов;
Фторидно-газовый процесс для топлива тепловых реакторов,
изучавшийся во Франции, Чехии, в России (СССР), - НПО
«Курчатовский институт», НИИАР и др.
http://tekhnosfera.com/ek...hodov-s-primeneniem-indiv
2001 год, диссертация по химической технологии, Романовский, Валерий Николаевич
В России принята концепция замкнутого ядерного топливного цикла (-ЯТЦ), предусматривающая переработку отработавшего ядерного топлива (О-ЯТ) [1]. Одним из преимуществ замкнутого ЯТЦ является возможность радикального решения проблемы долговременного безопасного обращения с долгоживущими радионуклидами, так как переработка ОЯТ позволяет выделить их и обращаться с ними индивидуально. Фракционирование заложено в проект будущего крупномасштабного завода по переработке ОЯТ - завода РТ-2, для которого создание эффективных технологий выделения радионуклидов является актуальным.
Один из надежных способов обращения с долгоживущими радионуклидами - трапсмутация. Другой перспективный метод состоит в создании особо прочных матриц, подлежащих захоронению в геологические формации. В обоих случаях необходимо селективное выделение доягоживущих радионуклидов, содержащихся в ОЯТ.
Основная масса долгоживущих радионуклидов содержится в жидких высокоактивных отходах (ВАО) от переработки ОЯТ. Существующая практика обращения с ними (в России, Франции, Великобритании) -остекповывание с последующим контролируемым хранением стеклоблоков. Радикальные же способы обращения с долгоживущими радионуклидами (трансмутация и захоронение в геологические формации) требуют тщательной проработки и потому несколько отдалены во времени.
Однако уже и сегодняшняя практика обращения с ВАО ставит задачу селективного выделения долгоживущих радионуклидов. Это вызвано тем, что во многих случаях накопленные ВАО имеют сложный состав и содержат большие количества солей, что повышает стоимость их отверждения и последующего хранения. Поэтому целесообразно выделить долгоживущие радионуклиды из общей массы ВАО и сконцентрировать в малые объемы для последующего остекловывания, после чего балластную массу, как низкоактивные отходы (НАО), переработать более дешёвым способом -например, цементированием для приповерхностного хранения.
Следовательно разработка эффективных технологий выделения долгоживущих радионуклидов из ВАО является актуальной как для реализации перспективных способов обращения с ними (трансмутация и захоронение), так и для существующей практики обращения с ВАО.
Среда различных способов переработки ВАО (осадительные, сорбционные, хроматографические и др.) особое место занимают экстракционные процессы. Из наиболее перспективных экстракционных систем следует выделить следующие: нейтральные фосфорорганические соединения (алкилфосфиноксиды [2-4], карбамоилфосфиноксиды [5-8], каликсарены [9]); кислые фосфорорганические соединения (диизодецилфосфорная кислота [10], циркониевые соли диалкилфосфорных кислот [11-12]); макроциклические соединения (краун-эфиры [13-15], каликскрауны [16]); диамиды (DlAMEX-лроцесс [17]); гидрофобные анионы в полярных разбавителях (хлорированный дикарболлид кобальта - ХДК [18]); сияергетные смеси разных экстрагентов [19-21].
На сегодняшний день единственным способом, нашедшим промышленное применение, является экстракция с использованием ХДК. Технологические основы этого процесса были разработаны совместно чешскими и российскими учеными [22], после чего специалисты Радиевого института и производственного объединения «Маяк» (ПО «Маяк») довели эту разработку до внедрения на радиохимическом заводе [23,24]. В 1996 г. на ПО «Маяк» была введена в эксплуатацию нервая очередь промышленной установки УЭ-35, на которой к концу 2000г. переработано более 600 м^ ВАО и выделено около 25 млн Ки цезия и стронция. Эха операция позволяет вдвое повысить удельную активность стеклоблоков.
Задачей второй очереди установки УЭ-35 является выделение, наряду с цезием и стронцием, актиноидов (уран, нептуний, плутоний, америций, кюрий), а также редкоземельных элементов (РЗЭ) [25]. Таким образом, для практики обращения с ВАО ПО «Маяк» является актуальной разработка технологий, которые обеспечили бы выделение цезия, стронция, актиноидов и РЗЭ.
-------
Тема интересная, надо бы написать про нее большую статью (как про космический реактор). Все никак не возьмусь...