Сотрудники химического факультета МГУ имени Ломоносова нашли новый способ для эффективного извлечения урана-235 из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), что, как ожидается, даст экономические преимущества для дальнейшего использования этого главного изотопа урана в атомной энергетике и поможет снизить риски, связанные с утилизацией радиоактивных материалов, сообщила пресс-служба МГУ.
Вопросы переработки топлива, "отслужившего" свой срок в ядерных реакторах, становятся особенно актуальными в связи с освоением в России технологий замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). В таком цикле расширится воспроизводство ядерного "горючего" и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, исключающая необходимость добычи природного урана в больших объемах.
Также появится возможность сокращать количество и биологическую опасность радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ОЯТ - самые опасные вещества, так называемые минорные актиниды, планируется "выжигать" в реакторах на быстрых нейтронах. Так можно будет, как образно говорят атомщики, "вынуть две ключевые занозы" нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и отложенной проблемой ОЯТ.
Переработка ОЯТ и выделение из него ценных ядерных материалов – это ключевой этап, необходимый для замыкания ядерного топливного цикла.
"После того, как отработавшее топливо извлекают из реактора, из него выделяют уран и плутоний, чтобы снова использовать их как источник энергии. Помимо этих двух элементов, извлекают различные высокоактивные элементы (например, америций и кюрий). Это необходимо для того, чтобы захоронить отходы с меньшей радиоактивностью", – рассказала один из авторов работы, сотрудник кафедры радиохимии химического факультета МГУ Светлана Гуторова.
Сейчас для переработки урана и плутония на предприятиях применяют технологию PUREX (от англ. plutonium-uranium recovery by extraction: сначала их извлекают из топлива, а затем разделяют с помощью окислительно-восстановительной реакции в смеси водной и органической фаз. Но это не очень удобный процесс для реализации задач замыкания ядерного топливного цикла.
Одна из альтернатив – GANEX-процесс (от англ. group actinide extraction, групповое извлечение актинидов). Технология представляет собой двухступенчатую схему: на первом этапе из отработавшего ядерного топлива селективно выделяют уран, а затем извлекают минорные актиниды. Но для успешной реализации этой схемы надо подобрать селективные экстракционные агенты с высокой емкостью (то есть способные "захватывать" большие количества нужных химических элементов).
Ранее ученые химического факультета МГУ предложили на роль такого "добытчика" соединение на основе фенантролина – азотсодержащего полициклического соединения.
Сейчас коллектив сотрудников кафедр радиохимии, органической и физической химии химфака МГУ создал новый вариант вещества на основе фенантролина для извлечения урана из отработанного ядерного топлива с помощью экстракции. Исследователи решили перейти от лабораторных моделей топлива к технологическим моделям, основанным на в тысячи раз больших концентрациях урана.
В результате оказалось, что предложенный экстрагент позволяет выделять значительно большие количества урана, чем ранее. Ученые продолжают свои исследования, одна из их главных задач – расширить круг соединений с высокой емкостью по урану. Кроме того, авторы работы планируют решить две задачи одновременно: попытаться не только селективно извлечь уран и плутоний из ОЯТ, но и разделить их.