CОEX: новый комплексный подход к переработке ОЯТ

Компания AREVA разработала новый, эволюционный технологический процесс, получивший название COEX^TM. Этот процесс, реализуемый на комплексной установке, демонстрирует новый подход компании AREVA к созданию заводов по переработке ОЯТ. Процесс COEX^TM полностью основан на уже существующих технологиях, а принцип, лежащий в его основе, заключается в отказе от выделения плутония.

Первое поколение промышленных установок по переработке оксидного топлива легководных реакторов появилось в Европе и Японии в 1960-1970-х годах. Предназначенные изначально для топлива газо-графитных реакторов, а затем переоборудованные под ОЯТ легководных реакторов, они обладали ограниченной мощностью.

Второе поколение промышленных перерабатывающих заводов было создано в 1980-х годах с учетом полученного опыта и результатов огромного объема исследований, выполненных с целью:

• повышения мощности установок;
• повышения эксплуатационной эффективности;
• повышения безопасности и улучшения эксплуатационных показателей, а также значительного снижения дозовых нагрузок и выбросов в окружающую среду;
• кондиционирования всех эксплуатационных и тех­­нологических отходов.

В настоящее время в эксплуатации или на этапе ввода в эксплуатацию находятся четыре промышленные установки для переработки ОЯТ: UP3 и UP2-800 в Ла Аге во Франции, Thorp в Великобритании и Роккашо Мура в Японии.

Опыт эксплуатации установок позволил компании AREVA оптимизировать технологию переработки путем сокращения объема отходов, снижения дозовых нагрузок и выбросов и повышения общей эффективности работы.

Постоянное усовершенствование технологии переработки продолжается и сейчас. Разработан новый процесс COEX^TM, позволяющий:

• повысить защиту ядерных материалов от распространения и несанкционированного использования;
• обеспечить высокий уровень эксплуатационной эффективности;
• минимизировать капиталовложения и эксплуатационные затраты на переработку;
• воспользоваться имеющимся опытом применения технологий промышленной переработки, реализованных на заводах в Ла Аге и Melox;
• обеспечить возможность дальнейших усовершенствований для адаптации к новым типам реакторов и обращению с трансурановыми элементами.

Описание процесса COEX^TM

Процесс COEX^TM является результатом разработок, которые были начаты более 10 лет назад. Одной из основных причин ведения таких работ было желание оптимизировать уже имеющиеся технологии на основании накопленного опыта вместо проведения длительных и дорогостоящих работ по созданию совершенно новых технологий. Целиком основанный на существующих технологиях, данный процесс уже готов к немедленной реализации на перерабатывающем комплексе.

Основные усовершенствования процесса COEX^TM по сравнению с его предшественником, ПУРЕКС-процессом, следующие:

• отсутствие потока чистого плутония на всех этапах, часть урана постоянно смешана с плутонием;
• благодаря совместной конверсии, конечным продуктом является твердый раствор (U, Pu)O₂, а не PuO₂.

Кроме того, минимизировано хранение плутония в твердой форме, даже в смеси с ураном, и обеспечивается более эффективный вариант размещения установок по переработке и производству топлива – в пределах одной площадки.

На рисунке 1 представлена технологическая схема установок в Ла Аге и установки Melox. Создается поток порошка PuO₂, который используется на установке Melox для изготовления МОКС-топлива.

Рис. 1. Процесс переработки ОЯТ на установках в Ла Аге и Melox

На рисунке 2 аналогично показана схема установок Роккашо Мура и J-MOX. Конверсия плутония осуществляется совместно с ураном, и уранплутониевый порошок направляется на установку по изготовлению МОКС-топлива.

Рис. 2. Процесс переработки ОЯТ на установке Роккашо Мура

На рисунке 3 изображена технологическая схема процесса COEX^TM. Выделение очищенного плутония в отдельный поток более не предусматривается, и конверсия урана и плутония осуществляется совместно. Уранплутониевый раствор концентрируется и хранится до конверсии. Смесь оксидов поступает непосредственно на производство МОКС-топлива. В качестве альтернативного решения, уранплутониевый раствор может направляться на конверсию без концентрации, а уранплутониевый порошок может храниться аналогично тому, как это делается на существующих установках.

Рис. 3. Процесс COEX^TM

Более полно процесс COEX^TM и циркуляция U, Pu и Np на заводе, реализующем COEX^TM, описаны в [1]. Необходимо отметить, что в связи с осуществлением процесса COEX^TM изменятся только некоторые части установки, а именно – связанные с выделением плутония в первом цикле U-Pu на конверсию. Даже в тех случаях, когда изменения необходимы, могут применяться хорошо известные и апробированные технологии. Более того, изменения не коснутся той части установки, где выполняется обращение с высокоактивными материалами (там наиболее сложно осуществить модификации).

Преимущества процесса  COEX^TM и комплексного завода

Процесс COEX^TM обеспечивает ряд улучшений и новые возможности технологии, благодаря оптимизации буферного хранения и комплексного размещения установок по переработке и производству топлива в пределах одной площадки.

Защита от распространения усиливается благодаря сохранению плутония в смеси с другими материалами. Это делает плутоний менее «привлекательным» для потенциального распространения, поскольку увеличивает объем материала, которым необходимо завладеть для получения требуемого количества плутония. Кроме того, ввиду комплексного размещения перерабатывающего завода и топливного производства на одной площадке, не требуется вывоза плутония за пределы контролируемой зоны.

Сепарация уранплутониевой смеси, получаемой в результате процесса COEX^TM, конечно, технически по-прежнему остается возможной. Однако для ее реализации потребуется дорогостоящая специальная установка, с персоналом из высококвалифицированных химиков, что создаст дополнительные трудности для потенциального использования этого материала в военных целях.

При включении производства МОКС-топлива в состав единого с переработкой ОЯТ комплекса устраняется необходимость в промежуточных операциях, что оптимизирует работу всего комплекса.

Обеспечивается отказ от ряда объектов или их ­сокращение:

• больше не требуется кондиционирования плутония (для хранения) и его декондиционирования (для производства топлива);
• промежуточное хранение порошкового плутония может быть реализовано в одном небольшом хранилище.

Обеспечивается сокращение затрат на эксплуатацию за счет:

• отказа от упаковки и распаковки отходов;
• значительного упрощения процесса транспортировки плутония в связи с отказом от транспортных контейнеров и средств;
• сокращения срока хранения плутония с образованием америция в результате распада, что ускоряет процесс использования плутония для производства МОКС-топлива;
• сокращения операций с плутонием благодаря уменьшению срока хранения, упрощения его рециклирования за счет размещения перерабатывающих и производственных мощностей на одной площадке;
• повышенной растворимости и высокого качества продукции, благодаря идеальной гомогенности совместно конвертированного порошка.

Указанные преимущества более чем перевешивают некоторое усложнение технологического процесса, связанное с введением дополнительных этапов химической обработки перед конверсией [1] и дополнительных мер по обеспечению смешивания плутония и урана.

Будущее технологии

Переработка отработавшего ядерного топлива и выжигание плутония в составе МОКС-топлива обеспечивают решение ряда долгосрочных и кратковременных задач. Объем ОЯТ, подлежащего хранению в «сухих» хранилищах или бассейнах, сокращается в пять-восемь  раз (плутоний из пяти-восьми ОТВС используется для производства одной МОКС-ТВС). Сокращается объем подлежащих хранению ВАО [2]. Благодаря выделению плутония, существенно сокращаются долгосрочная радиотоксичность и тепловыделение отходов, по сравнению с прямым захоронением непереработанного ОЯТ. Увеличивается вместимость хранилищ ввиду того, что определяющим фактором плотности размещения ОЯТ становится тепловыделение [2]. Сокращаются мировые запасы плутония: его масса в составе МОКС-топлива уменьшается в процессе производства энергии, не происходит дополнительного накопления плутония при облучении ураноксидного топлива.

Когда рынок и технологии атомной энергетики будут готовы к внедрению реакторов четвертого поколения на быстрых нейтронах, для первых загрузок их активных зон немедленно потребуется плутоний. Отработавшее МОКС-топливо содержит больше плутония, чем аналогичное количество ураноксидного ОЯТ, хотя и меньше, чем ураноксидное топливо, переработанное для производства МОКС-топлива. Соответственно, наличие готового к переработке МОКС-топлива, вместо ураноксидного, существенно сократит объем переработки для получения одного и того же количества плутония.

Кроме того, выше показано, что процесс COEX^TM еще более оптимизирует переработку и рециклирование ОЯТ. Картина, однако, будет неполной без рассмотрения этапов развития реакторной технологии, следующих за установками третьего поколения.

Процесс COEX^TM спроектирован с учетом будущих направлений развития реакторной технологии. Он является эволюционным процессом, который, тем не менее, хорошо приспособлен для производства топлива для реакторов на быстрых нейтронах.

COEX^TM совместим и с будущими вариантами гомогенного или гетерогенного обращения с минорными актинидами. Может быть реализована совместная конверсия таких актинидов, например, нептуния и америция. Возможно производство смешанного оксида Np-Pu-U. Незначительная модификация первого цикла экстракции позволяет направлять нептуний в уранплутониевый поток. Затем, в цикле очистки U-Pu, также с некоторыми модификациями, нептуний можно направлять на конверсию вместе с потоком U-Pu. Возможность совместной конверсии урана, плутония и нептуния уже продемонстрирована в лабораторных масштабах. В дальнейшем, в рамках обращения с америцием и кюрием с целью дальнейшего снижения радиотоксичности и тепловыделения ВАО, может быть предусмотрено выделение этих минорных актинидов путем реализации сепарационных процессов DIAMEX и SANEX на рафинадах, полученных в результате первого U-Pu цикла.

Заключение

Итак, COEX^TM является эволюционным процессом, основанным на успешном опыте промышленной эксплуатации апробированных технологий, реализуемость которых доказана на практике. Усиливается защита против распространения ядерных материалов в связи с отсутствием выделения плутония и вывоза его за пределы контролируемой зоны, минимизацией объемов хранения плутониевого порошка.

Процесс COEX^TM , в сочетании с совместным размещением мощностей по переработке и производству топлива, позволяет сокращать капиталовложения и эксплуатационные расходы, что перевешивает незначительное усложнение технологического процесса.

Процесс COEX^TM , основанный на успешно применяемых промышленных технологиях, также готов к использованию и в будущей атомной энергетике: для производства топлива для реакторов на быстрых нейтронах и, возможно, для обращения с минорными актинидами. Данный процесс и совместная конверсия также создают дополнительные возможности для дальнейшей оптимизации, в соответствии с общей политикой компании AREVA по постоянному совершенствованию.

Литература

1. Дрейн Ф. СОЕХ^TM-процесс: соединение инноваций и отраслевого опыта / Ф. Дрейн Д.Л. Эмин, П. Бардон // Материалы  конференции «Обращение с отходами –2008».

2. Обзор ядерных технологий – 2008 // – МАГАТЭ. – С. 69.

Авторы