Atomic-Energy.ru

Газофторидная технология – путь уменьшения РАО при крупномасштабной переработке ОЯТ

2 мая 2012
Принципиальная схема газофторидной переработки ОЯТ тепловых и быстрых реакторов

Накопление отработавшего топлива и отсутствие в настоящее время экологически безопасной и экономически приемлемой технологии его переработки является серьезным тормозом в развитии ядерной энергетики. В настоящее время в России и других странах переработка ОЯТ производится по экстракционным технологиям, основным недостатком которых является образование больших объемов жидких радиоактивных отходов. Одним из наиболее реальных путей значительного уменьшения объемов РАО является газофторидная технология, более 40 лет с высокой эффективностью применяемая на сублиматных заводах ГК «Росатом» при производстве гексафторида урана из оксидов урана, как природных, так и вторичного ­происхождения.

Испытания газофторидной технологии при переработке облученного топлива реактора БОР-60 в радиохимическом корпусе ВНИИХТ [1-4] и на установке «Фрегат» в НИИАР [5] дали положительные результаты.

Основные принципы технологии

Газофторидная технология предусматривает фторирование оксидов урана, плутония и продуктов деления (ПД) с помощью фтора, охлаждение и фильтрацию реакционных газов, очистку гексафторида урана от летучих фторидов ПД сорбционными и ректификационными способами, выделение урана и плутония из фторидного огарка и получение МОКС-топлива (UO2+PuO2) для реакторов на быстрых нейтронах.

Предлагаемая к реализации на современном радиохимическом заводе газофторидная технология характеризуется отсутствием жидких технологических РАО и низким выходом твердых отходов, представляющих собой огарки фторирования, пыль, а также отработанные фтористые сорбенты и химические поглотители, которые образуются при очистке гексафторида урана от летучих фторидов ПД и при обезвреживании сбросных и фторсодержащих газов [6, 7].

Разработан и испытан на радиоактивных отходах простой и эффективный метод иммобилизации, основанный на сплавлении при температуре 850-900оС смеси огарков фторирования, отработанных фтористых сорбентов и химических поглотителей [8-10]. Полученный плав криолитного типа, обладающий высокой химической и радиационной устойчивостью, был залит в никелевую капсулу, где хранится без газовыделений и каких-либо структурно-механических изменений.

Согласно расчетам, при использовании указанного метода иммобилизации суммарный выход твердых радиоактивных отходов, образующихся по газофторидной технологии, не превысит 0,15 м3/т ОЯТ [6, 7].

При использовании фторидных технологий решающее значение для обеспечения безопасности окружающей среды имеет очистка сбросных технологических газов, содержащих высокотоксичный фтор, подаваемый на стадию фторирования с избытком 7-10%. В газофторидной технологии эта проблема, с учетом опыта работы сублиматных заводов, решается достаточно просто и эффективно, за счет улавливания фтора на исходном оксидном топливе с образованием оксифторида урана (UO2F2). Полученные в результате улавливания промежуточные фториды используются в качестве исходного сырья на стадии фторирования, а сбросные технологические газы обезвреживаются с помощью гранулированного фторида натрия и химических поглотителей на основе Mg(OH)2 и Ca(OH)2.

Схема переработки ОЯТ

C учетом проведенных исследований с использованием­ облученного топлива и опыта работы сублиматно-разделительных производств во ВНИИХТе разработана принципиальная технологическая схема переработки ОЯТ газофторидным методом (см. схему).

 

Принципиальная схема газофторидной переработки ОЯТ тепловых и быстрых реакторов

 

На стадии фторирования элементарным фтором предполагается переводить в газовую фазу до 95% содержащегося в ОЯТ урана, с минимизацией возгонки плутония для уменьшения отложений тетрафторида плутония в трубопроводах и технологическом оборудовании. Плутоний и не возогнанная часть урана концентрируются в огарке фторирования. Улавливание следов PuF6 из газового потока производится за счет реагирования с огарком фторирования (CsF, SrF2, фториды редкоземельных металлов и т.д.) в газовой взвеси, а также на фториде натрия при температуре 400оС («плутониевый барьер»).

Очистка гексафторида урана от летучих фторидов продуктов деления происходит при охлаждении газов до 35-40оС, процессе конденсации – возгонки гексафторида урана и избирательной сорбции летучих фторидов ПД на гранулированных фтористых сорбентах NaF, MgF2, BaF2. Подобный метод очистки гексафторида урана позволяет получить коэффициент очистки от ПД до 1*108 [1].

Таким образом, в случае переработки ОЯТ тепловых реакторов, при удалении около 95% урана в виде гексафторида объем перерабатываемого огарка фторирования сократится более чем в 10 раз.

Наиболее простым и апробированным методом переработки фторидного огарка для выделения из него урана и плутония в настоящий момент является высокотемпературное фторирование с получением смеси гексафторидов урана и плутония, их переконденсацией и пирогидролизом в МОКС-топливо. Для получения МОКС-топлива требуемого состава в смесь гексафторидов перед пирогидролизом может быть добавлен обедненный гексафторид урана (ОГФУ).

Сокращение отложений плутония на стенках оборудования предлагается достигать за счет шлифовки и проведения глубокой пассивации фтором внутренней поверхности оборудования.

Альтернативными способами переработки фторидного огарка могут быть экстракционный метод и переработка во фторидных солевых расплавах.

Заключение

Одним из способов повышения эффективности газофторидной технологии переработки ОЯТ станет использование инновационного оборудования, например, металлокерамических нанофильтров, выпускаемых Уральским электрохимическим комбинатом. За последние 10 лет специалисты УЭХК разработали модельный ряд новых высокоэффективных металлокерамических фильтров (МКФ) с использованием фильтрующих элементов с размером пор 0,02-1,0 µm [11], хорошо испытанных во фторидных процессах. Конструктивной особенностью фильтров нового поколения является техническое решение, с помощью которого пыль полностью остается на внешней поверхности фильтрующих элементов, благодаря чему легко удаляется в течение секунды. Срок службы таких МКФ без промывок кислотой превышает пять лет.

Несомненно, для обеспечения экологической безопасности при реализации газофторидной технологии переработки ОЯТ необходимо решить вопрос о соответствии основного оборудования требованиям ядерной безопасности и создать высоконадежные и эффективные системы дистанционного контроля и управления переработкой отработавшего ядерного топлива.

Газофторидная технология является универсальной и может быть применена для крупномасштабной переработки ОЯТ тепловых и быстрых реакторов, а интенсивное развитие ядерной энергетики невозможно без решения вопроса о создании крупномасштабной малоотходной технологии переработки облученного ядерного топлива тепловых и быстрых реакторов.

Литература

  1. Верятин У.Д. Исследование поведения продуктов деления применительно к фторидному методу регенерации оксидного топлива / У.Д. Верятин и др. // Радиохимия. – 1976. – Т. 18, вып. 6. – С. 877-885.
  2. Верятин У.Д. Разработка методов фторирования ядерного горючего, включая конденсацию образующихся газообразных фторидов / У.Д. Верятин, В.Ф. Харин, В.А. Зуев // Материалы IV Симпозиума СЭВ. – Карловы Вары, Чехословакия. – 1977.
  3. Галкин Н.П. Исследование поведения летучих радиоактивных примесей в процессе очистки урансодержащих материалов методом фторирования / Н.П. Галкин, В.И. Хомяков, В.Ф. Харин // Радиохимия. – 1980. – № 5. – С. 758-762.
  4. Шаталов В.В. Газофторидная технология переработки облученного оксидного топлива /  В.В. Шаталов и др. // Атомная энергия – 2001. – Т. 90, вып. 3. – С. 212-222.
  5. Демьянович М.А. Основные вопросы регенерации топлива быстрых реакторов /  М.А. Демьянович и др. // Атомная энергия. – 1977. – Т. 43, вып. 6. – С. 486-490.
  6. Шаталов В.В. Газофторидная технология переработки облученного топлива легководных реакторов и пути ее совершенствования для сокращения инвестиционных и эксплуатационных затрат / В.В. Шаталов, М.Б. Серегин // Доклад на Международной научно-технической конференции «Атомная энергетика и топливные циклы». – Москва – Димитровград. – 1-5 декабря 2003.  Тезисы докладов, С. 66-67.
  7. Шаталов В.В. Новые подходы к переработке ядерного топлива газофторидным способом / В.В. Шаталов, М.Б. Серегин // Доклад на Международной конференции «Многосторонние технические и организационные подходы к ядерному топливному циклу для укрепления режима нераспространения ядерного оружия». – Москва – 13-15 июля 2005, Тезисы докладов, С.17.
  8. Кириллович А.П. Изучение поведения высокоактивных отходов, получаемых при регенерации твэлов быстрых реакторов газофторидным методом / А.П. Кириллович и др. // Атомная энергия. – 1977. – Т. 42, вып. 3 – С. 94-98.
  9. Кириллович А.П. Изучение свойств и поведения высокоактивных отходов опытной газофторидной регенерации отработавшего уран-плутониевого и уранового топлива БОР-60 / А.П. Кириллович и др. // Атомная энергия. – 1982. – Т. 53, вып. 1. – С. 22-25.
  10. Лавринович Ю.Г. Подготовка фторидных отходов высокой удельной активности к хранению методом сплавления / Ю.Г. Лавринович и др. // Атомная энергия. – 1985. – Т. 58, вып. 6. – С. 441-445.
  11. Фильтры и фильтрующие элементы для очистки и стерилизации газов: каталог. – Новоуральск, 2004.

Авторы


В.В. Шаталов, д.т.н.

М.Б. Серегин, д.т.н.

А.Ю. Кузнецов
ОАО «ВНИИХТ»