Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. 3-е изд. - Синев Н.М.
Скачать (прямая ссылка):
Циклы экстракции на перерабатывающих заводах позволяют выделить 98,5—99,5 % урана и плутония, содержащихся в перерабатываемых твэлах, и достичь высоких коэффициентов очистки от продуктов деления (табл. 10.9).
Выше (см. § 10.2) рассматривались трудности очистки от циркония, ниобия и рутения. Радиоактивный 95Zr (7,/2=65 сут) образуется при делении урана тепловыми нейтронами с выходом 6,2 %. Распадаясь, он превращается в 95Nb (Гі/2 = 35 сут), который, в свою очередь, превращается в стабильный 95Mo. Эти элементы так^же способны частично экстрагироваться ТБФ, образовывать комплексные соединения, коллоиды и сорбироваться на твердых материалах.
103Ru (71/2 = 40 сут) и 106Ru (7,/2=1 год) также имеют значительные выходы при делении ядер урана и плутония тепловыми нейтронами (3,0 и 0,38 % соответственно) и еще больший выход при делении быстрыми. Чтобы избавиться от них, применяется ряд усложняющих и удорожающих технологию процессов, в 360
Таблица 10.9. Средние значения коэффициентов очистки урана, плутония и нептунии по операциям
Ru+Rh
Zr + Nb
Редкоземельные элементы
Cs
Коэффициент очистки по суммарной
Т-акти вностн
9-Ю3 103 103
6,5-103 25
102
2-104
104 104
>5-104 >5-104
104
1,5-104 5-102 5-102
10
10
—
—
10
103 2.10а
5-103 5-102
104 104
104 104
2,5-10» 4-Ю2
5-102
5-Ю2
102
102
5-102
—
—
—
103
9-10? 10«
6,5-108 6,2-10«
2-108 10">
5-108 5-Ю"
7,5-10'
108
Ю9
Операция
экстракционный
Первый цикл: U Pu
Второй экстракционный
цикл очистки урана Третий экстракционный
цикл очистки урана Цикл экстракции нептуния Первый экстракционный цикл доочистки плутония Второй экстракционный цикл
доочистки плутония Осаждение оксалата нептуния
Суммарная очистка: U* Pu Np
•При этом достигается коэффициент очистки ураиа от плутония 7-Ю5.
том числе операции по предварительной очистке растворов, введению двух циклов экстракции как для урана, так и для плутония, дополнительной очистке на ионообменных фильтрах и др.
В первом цикле экстракции удается почти целиком избавиться от долгоживущих изотопов цезия, стронция, иттрия, а также от редкоземельных элементов. Все они образуют в растворах азотной кислоты простые гидратированные ионы. Не вызывает особых затруднений очистка от продуктов коррозии стенок аппарата, компонентов оболоченных сплавов.
Отмывка уранилнитрата и нитрата плутония от ТБФ и вывод остаточных продуктов деления и продуктов разложения ТБФ осуществляются с помощью водных растворов гидроокиси натрия, соды, азотной кислоты и других реагентов или методом водопаро-вой дистилляции.
В целях снижения радиационного воздействия на экстрагент (ТБФ) стремятся использовать экстракторы, обеспечивающие малое по времени совместное пребывание органической и водной фаз. В этом отношении лучшие показатели у пульсационных колонн по сравнению со смесителями-отстойниками и у центробежных экстракторов. С помощью центробежных экстракторов достигается очень малое время контакта и разделения фаз, что способствует радиолизной устойчивости ТБФ при воздействии интенсивного облучения.
Т0.7. РАДИОХИМИЧЕСКИЙ ЗАВОД
Завершающая стадия топливного цикла ядерной энергетики — химическая переработка отработавшего ядерного топлива—на фоне бурного роста темпов строительства АЭС оказалась наиболее отставшей от уровня промышленного и технологического развития других стадий ядерного топливного цикла. Это особенно относится к технологии переработки, концентрирования, локализации, удаления и захоронения радиоактивных отходов с обеспечением повышенных требований по безопасности и охране окружающей среды.
Действующие в настоящее время в мире радиохимические предприятия располагают небольшой производственной мощностью и имеют характер укрупненного опытного производства. Многие важнейшие технологические процессы, особенно такие, как переработка облученного уран-плутониевого топлива, обезвреживание всех отходов и т. п., находятся еще в стадии исследований, экспериментов и инженерных разработок. Необходимые капиталовложения и эксплуатационные затраты на радиохимическую переработку отработавшего на АЭС топлива, на удаление и обезвреживание отходов еще четко не определились и не подтверждены данными промышленного опыта. В этой обстановке возникают дискуссии и строятся различные прогнозы*.
В табл. 10.10 приведены данные о находящихся в эксплуатации или намеченных к сооружению и реконструкции основных радиохимических заводов в странах Западной Европы, Индии, США и Японии. Новые заводы спроектированы с учетом более жестких требований по обеспечению ядерной и радиационной безопасности, по охране окружающей среды. Стоимость их сооружения весьма высока.
Для более ясного понимания того, что же будет представлять собой современный крупный радиохимический завод по переработке отработавшего топлива, ниже приведены проектные данные (1977 г.) такого крупного завода, предназначенного для сооружения в ФРГ фирмой DWK (Deutsche Geselschaft fur Wideraufar-beitung von Kernbrennstoffen). Его производственная мощность 1400 т урана в год (окол 7 т/сут), что обеспечит переработку топлива от АЭС с реакторами PWR и BWR общей электрической
