ш
топлива

Радиохимическая
переработка
ядерногоА^ур
топлива IrKJA;
2-е издание,
переработанное и дополненное

МОСКВА
ЭНЕРГОАТОМИЗДАТ
1989

УДК 621.039.59

Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС/
В.И. Землянухин, Е.И. Ильенко, А.Н. Кондратьев и др. 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1989.-280 с. ISBN 5-283-02981-6
Систематизированы и обобщены сведения о технологии переработки
отработавшего топлива АЭС - решающего звена замкнутого ядерного
топливного цикла, реализации рецикла делящихся материалов и разви­
тия ядерной энергетики.
Рассмотрены вопросы транспортирования и хранения отработавшего
топлива АЭС, основные узлы и оборудование технологической схемы
радиохимического производства, вопросы контроля технологического
процесса, а также проблемы, связанные с повторным использованием
регенерированных плутония и урана в реакторах на тепловых и быстрых
нейтронах. Обсуждены проблемы охраны окружающей среды и пере­
работки жидких, газообразных и твердых отходов. Первое издание
вышло в 1983.
Для научных работников: химиков-технологов, радио химиков,
студентов и аспирантов соответствующих специальностей.
Табл. 47. Ил. 63. Библиогр. 274

Рецензент Е.А. Филиппов

3603010000-462
051 (01)-89

ISBN 5-283-02981-6

©

Энергоатомиздат,

1989

ПРЕДИСЛОВИЕ КО ВТОРОМУ ИЗДАНИЮ

Радиохимическая переработка отработавшего ядерного топ­
лива (ОЯТ) АЭС является относительно молодой развиваю­
щейся отраслью промышленности, зависящей от развития
ядерной энергетики. Перед технологией переработки ставят­
ся все новые задачи, выдвигаемые потребностями ядерной
энергетики.
За время, прошедшее после первого издания нашей книги
(1983г.),ядерная энергетика получила существенное развитие
во многих странах. Увеличилась выработка электроэнергии на
АЭС 23 стран, имевших их уже к 1983 г. На путь развития ядер­
ной энергетики вступило еще 12 стран. Общая мощность работа­
ющих АЭС возросла со 155 до 273 ГВт (эл.). Идея осуществле­
ния замкнутого ядерного топливного цикла (ЯТЦ) с рециклом
плутония и урана перешла в стадию- опытно-промышленного
освоения. Поэтому в радиохимической промышленности, ранее
занятой переработкой лишь облученного уранового топлива,
стала актуальной проблема увеличения масштабов получения
смешанных оксидов урана и плутония для последующего из­
готовления из них твэлов и переработки смешанного топлива
после повторного выжигания его в энергетических реакторах.
В технологии переработки ОЯТ предложены новые способы
решения отдельных задач, разработаны новые типы оборудова­
ния. Практическое воплощение получили автоматизированные
дистанционные системы контроля и управления технологичес­
ким процессом.
За последние годы вышли в свет книги, посвященные от­
дельным проблемам ЯТЦ. Однако в этих работах не рассмат­
ривалась проблема переработки ОЯТ АЭС в целом и в ее свя­
зи с развитием ядерной энергетики и ЯТЦ. Поэтому авторы
сочли целесообразным подготовить второе издание книги,
дополненное сведениями о новых проблемах и разработках в
технологии переработки ОЯТ.
В книгу введены две новые главы. Специальная глава посвя­
щена рассмотрению проблемы целесообразности рецикла де­
лящихся материалов в реакторах на тепловых нейтронах в
условиях задержки широкомасштабного освоения реакторов
3

на быстрых нейтронах. Другая глава посвящена контролю
и управлению технологическим процессом. Это вызвало не­
обходимость исключить некоторые разделы, входившие в пер­
вое издание, например главу об истории развития радиохими­
ческой промышленности.
Авторы благодарят Ю.М. Котову и А.В. Липатову за боль­
шую помощь, оказанную им при сборе материалов, а также
Е.В. Шарук за техническую помощь при подготовке издания.
Авторы

ВВЕДЕНИЕ

XX век называют атомным веком. Действительно, в XX веке были не
только познаны основные законы строения атома и атомного ядра, но
и найдены способы высвобождения внутриядерной энергии и управле­
ния ею. Решающее значение для этого в цепи блестящих научных откры­
тий имело открытие явления радиоактивности, сделанное на пороге
XX века. Академик В.И. Вернадский уже в 1910 г. так оценил значение
этого открытия: "Благодаря открытию явления радиоактивности мы
узнали новый, негаданный источник энергии ... Перед нами открыва­
ются в явлениях радиоактивности источники атомной энергии, в мил­
лионы раз превышающие все те источники сил, какие рисовались чело­
веческому воображению" [1]. Развивая эту мысль, в 1922 г. В.И. Вер­
надский писал: "Мы подходим к великому перевороту в жизни челове­
чества, с которым не может сравниться все им ранее пережитое. Недале­
ко время, когда человек получит в свои руки атомную энергию, такой
источник силы, который даст ему возможность строить свою жизнь,
как он захочет" [2].
И уже в 1940 г., вскоре после открытия деления ядер тепловыми
нейтронами и обоснования возможности осуществления самоподдержи­
вающейся цепной ядерной реакции, академики В.И. Вернадский и
В.Г. Хлопин ставят перед советским правительством вопрос об исполь­
зовании этих явлений для развития энергетики. Таким образом, важ­
нейшие научные открытия начала XX века рассматривались советски­
ми учеными, в первую очередь, с точки зрения решения проблемы обес­
печения человечества новыми источниками энергии.
Для быстрейшего развития исследований в этом направлении 30 ию­
ля 1940 г. по инициативе В.И. Вернадского и В.Г. Хлопина при Прези­
диуме Академии наук СССР была образована первая Комиссия по проб­
леме урана, председателем которой был назначен академик В.Г. Хло­
пин. Одной из первоначальных задач, поставленных академиком
В.Г. Хлопиным, была организация работ по поиску месторождений ура­
на на территории Советского Союза и создание Государственного фон­
да урана, который и послужил материальной базой для последующих
работ в области использования ядерной энергии [3].
Начавшаяся в 1941 г. Великая Отечественная война прервала работы,
проводившиеся в целях мирного использования атомной энергии. Эти
работы были затем продолжены под руководством академика И.В. Кур5

чатова. 27 июня 1954 г. в Советском Союзе дала электрический ток
Первая в мире атомная электростанция. С тех пор ядерная энергетика
прошла большой путь развития, стала органической составной частью
мировой энергетики и нашла применение во многих отраслях промыш­
ленности [4,5].
Особенно интенсивно ядерная энергетика начала развиваться в 70-х го­
дах. К этому времени стала очевидной конкурентоспособность атомных
электростанций (АЭС) с электростанциями, работающими на органи­
ческом топливе (уголь, нефть, газ), а в районах, удаленных от тради­
ционных источников энергии, стоимость электроэнергии АЭС оказа­
лась ниже стоимости электроэнергии, получаемой на обычных электро­
станциях. Существенно, что топливная составляющая себестоимости
электроэнергии АЭС значительно ниже, чем на электростанциях, ра­
ботающих на органических видах топлива [6]. Опыт эксплуатации
атомных энергетических установок показал, что при нормальной работе
они меньше загрязняют окружающую среду по сравнению с обычны­
ми электростанциями [7] * В настоящее время в мировой практике ос­
воено несколько типов радиационно безопасных и надежных ядерных
реакторов. Эти реакторы и составляют основу современной ядерной
энергетики.
В 1987 г. в мире работало 378 энергоблоков с общей мощностью
273 ГВт (эл.) на АЭС 26 стран, из них 42 энергоблока — в СССР. В ста­
дии строительства находятся 150 энергоблоков мощностью 134 ГВт (эл.)
(из них 14 энергоблоков — в СССР) и заказано еще 96 энергоблоков
мощностью 94 ГВт (эл.). Всего в 35 странах мира работает, строится
и проектируется 624 энергоблока мощностью около 600 ГВт (эл.)
[8, 9]. Доля производимой на АЭС электроэнергии превышает 15 % об­
щей и мировой выработки и в некоторых странах она весьма существен­
на: во Франции и Бельгии - более 65%, в Швеции — 50%, в Японии —
25 %, в СССР и США - 15 % [10].
Использование ядерной энергии может решить также проблему тепло­
фикации городов и промышленных предприятий путем создания или
атомных станций теплоснабжения (ACT) — специальных атомных уста­
новок, предназначенных только для выработки тепла, или атомных
станций, предназначенных для одновременной выработки электроэнер­
гии и тепла (АТЭЦ) [6, 11-14]. Тепло реакторов низкого и среднего
потенциалов можно использовать для бытового и промышленного
теплоснабжения. Высокотемпературные ядерные реакторы разрабаты­
ваются для получения высокопотенциального тепла, необходимого для
энергоемких технологических процессов (химия, металлургия). В СССР
под Горьким и Воронежем строятся две ACT.
Актуальность развития ядерной энергетики стала очевидной в свя­
зи с оценкой мировых запасов органических видов топлива. По много­
численным прогнозам ресурсы их будут близки к исчерпанию через
100—150 лет. В то же время рациональное использование урана и то6

рия в качестве источников ядерной энергии может обеспечить челове­
чество энергоресурсами на сотни лет.
Это связано не столько с большими природными запасами урана и
тория, сколько с одной из важнейших особенностей работы ядерных
реакторов: в результате взаимодействия не делящихся нуклидов 2 3 8 и
или 2 3 2 Th с тепловыми нейтронами в реакторе происходят ядерные
реакции, приводящие к образованию делящихся нуклидов 239 Ри или
233
U соответственно. Эти нуклиды могут быть использованы в качест­
ве ядерного топлива, как и природный нуклид 2 3 5 U. Таким образом,
в реакторах происходит не только выгорание первоначально загру­
женного топлива, но и одновременное воспроизводство ядерного топ­
лива нового типа. При этом возможны такие режимы работы реакто­
ров, при которых количество воспроизведенного ядерного топлива
больше количества первоначально загруженного в реактор. Именно
способность ядерных реакторов к самообеспечению ядерным топли­
вом делает возможным развитие курпномасштабной ядерной энер­
гетики.
Количество воспроизводимого ядерного топлива зависит от типа
и конструкционных особенностей реактора. В реакторах на тепловых
нейтронах (на урановом топливе) возможно накопление плутония.
В принципе, они могут иметь коэффициент воспроизводства больше
единицы, но, как правило, в реакторах на тепловых нейтронах он мень­
ше единицы. Высокий коэффициент воспроизводства и большая ско­
рость наработки вторичного топлива возможны лишь в реакторах на
быстрых нейтронах. Поэтому создание крупномасштабной ядерной
энергетики связывают с освоением реакторов на быстрых нейтронах
(РБН). Но для обеспечения промышленной эксплуатации первого поко­
ления этих реакторов необходимый для их работы плутоний должен
быть накоплен в реакторах на тепловых нейтронах. Поэтому на первом
этапе развития ядерной энергетики идет широкое освоение реакторов
на тепловых нейтронах различного типа.
В СССР первый этап развития ядерной энергетики характеризуется
строительством АЭС с реакторами на тепловых нейтронах — корпус­
ных (ВВЭР) и канальных (РБМК), работающих на уране с обогаще­
нием по 2 3 5 U соответственно 3,6—4,4 и 2,0%. В США ядерная энергети­
ка развивается на основе легководных реакторов под давлением (PWR)
и кипящих (BWR), во Франции — на основе PWR, в Великобритании —
на основе газоохлаждаемых и усовершенствованных газоохлаждаемых
(GGR и AGR), в Канаде - на основе тяжеловодных реакторов (HWR).
На втором этапе развития ядерной энергетики предполагается освое­
ние реакторов на быстрых нейтронах с постепенным увеличением их от­
носительной доли в структуре ядерной энергетики.
В настоящее время на большинстве АЭС работают легководные водо-водяные ядерные реакторы на тепловых нейтронах. В меньшем ко­
личестве используют тяжеловодные реакторы и газоохлаждаемые реак7

торы с графитовым замедлителем. Реакторы на быстрых нейтронах
развиваются не так быстро, как этого ожидали еще в начале 80-х го­
дов. В настоящее время в мире работает 9 энергетических РБН (три
в СССР, два во Франции и по одному в Великобритации, ФРГ, Японии
и Индии). Один РБН строится в Италии и один находится в стадии про­
ектирования в Японии. Кроме того, работает несколько исследователь­
ских РБН. В СССР энергоблоки с РБН создаются на Южно-Уральской
и Белоярской АЭС.
Другая существенная особенность работы ядерных реакторов заклю­
чается в том, что в них происходит неполное сгорание топлива. В реак­
торах на тепловых нейтронах, как правило, выгорание составляет
1,5—3 %. Оно может быть доведено до 10% в реакторах на быстрых
нейтронах. Оставшееся исходное и вторичное (воспроизведенное) ядер­
ное топливо после соответствующей регенерации может быть возвра­
щено в ядерный реактор.
Комплекс процессов, связанных с получением ядерной энергии,
составляет ядерный топливный цикл (ЯТЦ). Основные этапы ЯТЦ:
добыча урановой руды;
гидрометаллургическая переработка руды с получением диоксида
урана;
обогащение урана нуклидом 2 3 5 U на разделительных заводах после
превращения диоксида урана в гексафторид;
изготовление тепловыделяющих элементов (твэлов) и их сборок
(ТВС);
сжигание ядерного топлива в реакторах АЭС или ACT с получением
тепловой энергии;
выдержка отработавшего топлива в хранилище;
переработка отработавшего ядерного топлива на радиохимических
заводах или его захоронение (это зависит от способа организации ЯТЦ)
(рис. В.1).
ЯТЦ может быть организован таким образом, что на радиохимичес­
ком заводе из облученного ядерного топлива извлекают остатки невыго­
ревшего урана и накопившийся плутоний, которые направляют затем
для изготовления новых твэлов. Такой цикл называют замкнутым
ядерным топливным циклом (рис. В.1, б, в). Таким образом, радио­
химическая переработка отработавшего ядерного топлива является
основой и заключительным этапом замкнутого ЯТЦ.
Если отработавшее ядерное топливо не перерабатьюается, и деля­
щиеся материалы не возвращаются в топливный цикл, то ЯТЦ оказы­
вается разомкнутым. Его называют открытым ЯТЦ (рис. В.1,а).
Крупномасштабная ядерная энергетика может эффективно разви­
ваться только на основе замкнутого ЯТЦ с воспроизводством ядер­
ного топлива — плутония — и включением его в топливный цикл [14].
Регенерация ядерного топлива является основной задачей радио­
химической технологии переработки отработавших твэлов АЭС
8

Захоронение
Захоронение
Захоронение отрадотавотходов
отходов
шеео топлива и отходов
)
отходов
д)
а
Рис. В.1. Схема незамкнутого ЯТЦ (а), ЯТЦ реактора на тепловых нейтронах с повторным использованием топлива (б) и ЯТЦ
реактора на быстрых нейтронах (в)

В процессе переработки в первую очередь производится выделе­
ние урана и плутония и очистка их от радиоактивных продуктов деле­
ния, в том числе от неитронопоглощающих нуклидов (нейтронных
ядов), которые при повторном использовании делящихся материалов
могут препятствовать развитию в реакторе цепной ядерной реакции
деления.
Одной из наиболее серьезных и трудно решаемых проблем разви­
тия ядерной энергетики является проблема изоляции от биосферы
большого количества образующихся в результате деления ядер урана
радионуклидов.
Отработавшее ядерное топливо выгружают из реакторов в виде
сборок твэлов с высоким уровнем радиоактивности. Захоронение та­
ких сборок в необработанном виде (открытый ЯТЦ) и обеспечение
их долговременной изоляции от биосферы представляют значительные
технические трудности, главная из которых — устранение возможнос­
ти высвобождения радионуклидов в случае разрушения твэлов при их
длительном хранении.
В процессе химической переработки твэлов после выделения урана
и плутония основная масса радионуклидов концентрируется в отно­
сительно небольших объемах высокоактивных сбросных растворов.
Дальнейшая химическая переработка этих растворов направлена на
их отверждение с прочной фиксацией радионуклидов. Наиболее интен­
сивно разрабатываются способы переведения высокоактивных раство­
ров в стеклоподобные композиции различного состава. Остеклованные
радиоактивные отходы обладают достаточной химической, термичес­
кой и механической стойкостью и в настоящее время признаны наиболее
пригодными для надежного вечного захоронения в геологических фор­
мациях для полной их изоляции от биосферы.
Развитие радиохимической технологии привело в последнее время
к тенденции комплексного подхода к переработке отработавшего топ­
лива. Известно, что среди радиоактивных продуктов содержится боль­
шое количество весьма ценных радионуклидов, которые могут широко
использоваться в так называемой малой ядерной энергетике (радио­
изотопные источники тепла для термогенераторов электроэнергии),
а также для изготовления источников ионизирующего излучения раз­
личного назначения. Комплексная переработка отработавшего ядер­
ного топлива предполагает, что радиохимическая технология должна
обеспечивать извлечение не только делящихся материалов, но и других
радионуклидов, полезных с практической точки зрения или представля­
ющих научный интерес (стронция, цезия, технеция, редкоземельных
и платиновых элементов, нептуния, америция, кюрия и т.п.).
Из стратегии развития ядерной энергетики следует, что в настоящее
время основная задача радиохимической промышленности — перера­
ботка топлива энергетических реакторов на тепловых нейтронах с
10

последующим переходом к переработке топлива РБН в промышлен­
ном масштабе.
Экономические расчеты показали, что оптимальная производитель­
ность радиохимического завода, перерабатывающего отработавшее
топливо АЭС, составляет 1200—1800 T-U/ГОД. Такой завод может обес­
печить переработку топлива, выгружаемого на АЭС общей мощностью
40—50 ГВт (эл.). Несмотря на то что рентабельность перерабатываю­
щих заводов с меньшей производительностью ниже, на практике иногда
оказывается оправданным строительство заводов меньшей мощности
(в соответствии с потребностями страны) — 400-800 т/год [ 15].
В отношении ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах концепция центра­
лизованного перерабатывающего завода не столь очевидна, как в слу­
чае ЯТЦ с реакторами на тепловых нейтронах. Одно из основных тре­
бований к ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах — минимальное "задалживание" (задержка) делящихся материалов во внешнем топлив­
ном цикле. Поэтому применительно к реакторам на быстрых нейтро­
нах, наряду с концепцией централизованной переработки отработавше­
го топлива, развивается концепция локализованных комплексов АЭС
общей мощностью 6—12 ГВт (эл.) и установок регенерации топлива
и изготовления твэлов, обеспечивающих возвращение топлива в ЯТЦ
[16,17].
Развитие ядерной энергетики и ее ЯТЦ требует решения не только
технических проблем. Одновременно возникают проблемы социального
и политического характера: в этом одна из особенностей ядерной энер­
гетики в отличие от других энергоисточников. Плутоний, выделенный
в процессе химической переработки твэлов АЭС, представляет потен­
циальную угрозу использования этого делящегося материала для со­
здания ядерного оружия. По инициативе Советского Союза был заклю­
чен Договор о нераспространении ядерного оружия, который вступил
в силу 5 марта 1970 г. после его ратификации СССР, США и Великобри­
танией. Договор запрещает ядерным державам передавать другим го­
сударствам ядерное оружие. Присоединившиеся к Договору государ­
ства, не владеющие ядерным оружием, обязались не производить и не
принимать его от других.
Для обеспечения выполнения Договора при осуществлении пере­
работки облученного топлива АЭС Международное агентство по атом­
ной энергии Организации Объединенных Наций (МАГАТЭ) создало
специальный Департамент системы гарантий, в задачи которого вхо­
дит контроль за накоплением и использованием делящихся материалов,
в том числе 239 Ри. С этой целью на заводах и установках, перерабаты­
вающих отработавшее ядерное топливо, устанавливается "контроль
по гарантиям" с прецизионными аналитическими определениями про­
хождения и подведением балансов делящихся материалов [18].
В работе специальной комиссии экспертов МАГАТЭ [19] было пока­
зано, что наиболее безопасной системой организации ЯТЦ является си11

стема региональных и многонациональных центров. Эта система пред­
полагает объединение усилий нескольких стран для создания крупных
комплексов, объединяющих хранилища отработавшего топлива АЭС,
радиохимические заводы мощностью от 750 до 3000 т U в год (в за­
висимости от потребностей данного региона), установки для обработки
отходов, заводы по изготовлению твэлов из регенерированного ядер­
ного топлива и, возможно, также заводы по обогащению урана [20].
Всесторонняя оценка проекта такого крупного центра показала
его преимущества как с точки зрения экономики, так и с точки зре­
ния возможности более тщательной организации мероприятий по охра­
не окружающей среды, по контролю за транспортированием, хране­
нием, переработкой и использованием ядерных материалов, т.е. орга­
низации эффективного контроля для предупреждения возможности
неконтролируемого использования 239 Ри и 2 3 5 U. Однако таких цент­
ров пока нет.
Примером плодотворного международного сотрудничества явля­
ется ускоренное развитие ядерной энергетики стран—членов СЭВ в рам­
ках "Комплексной программы научно-технического прогресса странчленов СЭВ до 2000 года" [21]. Всесторонний учет национальных инте­
ресов развития этих стран позволил создать Долгосрочную целевую
программу сотрудничества по обеспечению экономически обоснован­
ных потребностей стран—членов СЭВ в основных видах энергии, топли­
ва и сырья.
Особое место занимают работы в области переработки облученного
топлива и его транспортирования из стран—членов СЭВ в СССР, а также
в области переработки и захоронения радиоактивных отходов [22—26].
В книге рассмотрены современные технологические решения про­
цесса переработки отработавшего топлива АЭС по отдельным узлам тех­
нологических схем, разработки, направленные на усовершенствование
технологических процессов с учетом особенностей переработки разных
видов топлива, а также проблемы, связанные с повторным использо­
ванием регенерированных плутония и урана.

Глава 1
ХАРАКТЕРИСТИКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
И ЗАДАЧИ РАДИОХИМИЧЕСКОЙ ТЕХНОЛОГИИ
1.1. ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ц и к л

В зависимости от того, какие делящиеся материалы используют в
ядерном реакторе, возможно осуществление трех типов ЯТЦ.
Если в ядерном реакторе применяют топливо, в котором делящим­
ся материалом является 2 3 5 U , а воспроизводящим — 2 3 8 U , то гово­
рят об осуществлении уранового ЯТЦ. Воспроизводство делящегося
материала происходит в реакторе в результате побочной ядерной ре­
акции (и, у) на 2 3 8 U с образованием радионуклидов, цепочка распа­
дов которых приводит к образованию делящегося нуклида 2 3 9 Ри:
238

239

U(«,T)239U

23 мин

Nr —
2,3 сут

239

Pu(«,/).

Урановое топливо может быть изготовлено из природного (пример­
но 0,7 % 2 3 S U ) , низкообогащенного (1—5 % 2 3 5 U ) или высокообогащенного (до 93% 2 3 5 U ) урана. Природный и низкообогащенный уран
используют в реакторах на тепловых нейтронах, высокообогащенный
уран — в активной зоне реакторов на быстрых нейтронах, работающих
в конвертерном режиме.
Если в реактор первоначально загружался природный уран, то в
отработвшем топливе остается 0,2—0,3 % 2 3 s U. Повторное обогаще­
ние такого урана экономически нецелесообразно, поэтому он остает­
ся в виде так называемого отвального урана. Отвальный уран в даль­
нейшем может быть использован как воспроизводящий материал в
реакторах на быстрых нейтронах. При использовании для загрузки
ядерных реакторов низкообогащенного урана отработавшее топливо
обычно содержит около 1 % 2 3 5 U . Такой уран может быть дообогащен
до первоначального содержания его в ядерном топливе и возвращен
в ЯТЦ.
Восстановление реактивности ядерного топлива может быть осуще­
ствлено добавлением в него других делящихся нуклидов — 2 3 9 Ри или
233
U , т.е. вторичного ядерного топлива. Если к природному или обед­
ненному урану добавляется 2 3 9 Ри в количестве, эквивалентном соот­
ветствующему обогащению топлива по 2 3 5 U , то реализуется уран-плу­
тониевый цикл (см. рис. В.1, б). Смешанное уран-плутониевое топливо
может быть использовано как в реакторах на тепловых нейтронах, так
и в активной зоне реакторов на быстрых нейтронах. Таким образом,
13

Таблица L1. Характеристики ядерного топлива энергетических реакторов
Реакторы на тепло
Характеристика топлива

Вид топлива

Легководные водоводяные
ВВЭР,
PWR

ВК,
BWR

HWR

ио 2

ио 2

ио 2

(U, Pu)0 2
Делящиеся материалы:
содержание в исходном
топливе 2 3 5 U , %
содержание в отработав­
шем топливе 2 3 5 U , %
Глубина выгорания,
МВт • сут/т

Тяжеловодные водоводяные
SGHWR

ио 2

U мет
Th

3-4,5

2-3

0,7-1,3
12 0 0 0 40 000

0,8-0,9

Природ­
ный
0,2-0,3

0,8

До
30 000

70009300

19 0 0 0 21000

1,8-2,2

уран-плутониевое топливо обеспечивает максимально полное исполь­
зование урановых ресурсов и расширенное воспроизводство деляще­
гося материала.
В уран-ториевом топливе делящимся материалом может служить
235
U или 2 3 3 U. Торий является воспроизводящим материалом:
232

Th(n, 7) 2 3 3 Th

233

23 мин

Ра

Г
27сут

233

и(и, Я -

В настоящее время уран-ториевое топливо в промышленном масшта­
бе не используют. В качестве воспроизводящего материала применя­
ют лишь 2 3 8 U, из которого получается 239 Ри. Однако торий рассмат­
ривается как перспективный воспроизводящий материал, особенно с
учетом того, что природные его запасы примерно в 5 раз больше при­
родных запасов урана.
Каждый из вариантов ЯТЦ может быть реализован с использова­
нием реакторов определенного типа. Ниже приводится перечень наи­
более типичных ядерных реакторов, которые уже широко распростра­
нены или считаются перспективными для использования в ядерной
энергетике.
1. Реакторы на тепловых нейтронах (РТН):
а) легководные водо-водяные энергетические реакторы (LWR):
водо-водяные энергетические реакторы под давлением (ВВЭР, PWR);
водо-водяные энергетические реакторы кипящего типа (ВК, BWR);
б) тяжеловодные водо-водяные реакторы (HWR):
14

вых нейтронах

_ Реакторы на
быстрых ней­
Смешанного
тронах
типа (РБМК)

Газоо хлаждаемые>
GGR
U мет

AGR

HTGR

ио2

(U,Th)0 2

^мет

ио2

(U, Th)C2

ио2

(U,Pu)0 2

1.6

~ 10 или 93

1.6-2.4

0.7-0,9

-50

0,3-0.4

20-30 %
Pu0 2

18 000

100 0 0 0 130 000

18 0 0 0 30 000

ио2
Природ­
ный
0.2-0.3
29004200

60 000 120 000

кипящие тяжеловодные реакторы (BHW или BHWR);
тяжеловодные реакторы под давлением (PHW или PHWR);
тяжеловодный парогенерирующий реактор (SGHWR);
в) газоохлаждаемые реакторы:
газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (GGR);
усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы (AGR);
высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTGR);
г) реакторы смешанного типа:
легководные кипящие реакторы канального типа с графитовым за­
медлителем, например РБМК (реактор большой мощности канального
типа);
тяжеловодные газоохлаждаемые реакторы (GCHWR).
2. Реакторы на быстрых нейтронах (РБН, FBR):
реакторы с жидкометаллическим теплоносителем (LMFBR);
реакторы с газовым теплоносителем (GCBR).
Некоторые характеристики ядерного топлива, использующегося в
энергетических реакторах, приведены в табл. 1.1 [4, 8].
1.2. ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ОТРАБОТАВШЕГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Для технологии регенерации ядерного топлива чрезвычайно важны
характеристики выгружаемого из реакторов топлива: его химический
и радиохимический состав, содержание делящихся материалов, уро­
вень активности. Эти характеристики ядерного топлива определяются
15

мощностью реактора, глубиной выгорания топлива в реакторе, про­
должительностью кампании, коэффициентом воспроизводства вторич­
ных делящихся материалов, временем выдержки топлива после выгруз­
ки его из реактора, а также типом реактора.
Под выгоранием ядерного топлива имеется в виду деление ядер
урана или плутония с высвобождением энергии и образованием оско­
лочных нуклидов. Накопление большого количества продуктов деления
приводит к нарушениям режима работы реактора. Так, среди осколоч­
ных продуктов имеются нуклиды с большим сечением захвата нейтро­
нов, например 1 3 5 Хе, 1 4 9 Sm, которые называют "нейтронными яда­
ми", так как накопление этих продуктов может привести к резкому
уменьшению плотности потока нейтронов в активной зоне реактора и,
в конечном счете, к прерыванию цепной ядерной реакции. Нарушение
режима работы реактора может наступить также вследствие накопления
в твэлах газообразных продуктов. При высокой температуре внутри
реактора это приводит к резкому повышению давления внутри твэлов и, как результат, к распуханию и разрушению оболочек твэлов.
Вследствие этого реактор не может работать на одной загрузке до пол­
ного выгорания топлива. После определенного периода времени, на­
зываемого кампанией реактора, первоначально загруженное ядерное
топливо должно быть выгружено из реактора и заменено свежим. Кам­
пания реактора зависит от конструкции реактора и от вида ядерного
топлива. В современных энергетических реакторах на тепловых ней­
тронах она составляет 2—4 года, в реакторах на быстрых нейтронах —
меньше года.
Глубина выгорания топлива определяется как отношение количе­
ства израсходованного ядерного топлива к общему количеству перво­
начально загруженного топливного материала, выраженное в процен­
тах, или как отношение количества выработанной энергии к количе­
ству загруженного топлива.
С учетом того, что тепловая энергия одного акта деления 2 3 5 U со­
ставляет 190 МэВ и что 1эВ/атом соответствует 23 ккал*/моль, мож­
но считать, что при "сгорании" 1 г 2 3 5 U выделяется энергия:
Ятепл =

190

'106'23
235

=1,86.107ккал/г235и,

ИЛИ

Ятепл = 1,86-10 7 1,16=2,15-10 7 Вт ч/г = 0,89 МВт-сут/г =
= 2,44- 10" 3 МВт год/г.

*1 ккал =4186,8 Дж/моль.
16

КПД современных энергетических ядерных реакторов составляет
примерно 30 % (±10%). Это означает, что для обеспечения электри­
ческой мощности 1000 МВт необходим реактор с тепловой мощно­
стью примерно 3300 МВт, т.е. в течение одного года должно выгореть
около 1,3 т 2 3 5 U. В реальных условиях уранового топливного цикла
это значение ниже, так как в выработку энергии существенный вклад
вносит образующийся при работе ядерного реактора 239 Ри. По мере
его накопления в топливном материале возрастает вероятность деле­
ния ядер плутония. При обычных режимах работы реакторов на тепло­
вых нейтронах примерно половина всех актов деления ядер прихо­
дится на долю 239 Ри. Таким образом, плутоний становится полноцен­
ным ядерным топливом даже при загрузке в реактор чистого урано­
вого топлива. Вклад плутония в вырабатываемую на АЭС энергию
составляет примерно 50 % [25].
С учетом деления 239 Ри в реактор мощностью 1000 МВт (эл.) не­
обходимо загрузить около 670 кг/год 2 3 5 U, что при 3%-ном обогаще­
нии соответствует примерно 22 т U. При продолжительности кампа­
нии, равной 3 годам, загрузка должна составить около 66 т U. Чтобы
при этом обеспечить глубину выгорания 3%, начальное обогащение
235
U должно быть 3,5—4,5 %. Загруженные 66 т урана должны быть
в течение трех лет заменены свежим топливом. Поэтому из легковод­
ного реактора мощностью 1000 МВт (эл.) выгружается и поступает на
переработку 20—30 т U в год.
Тепловая энергия реактора составляет 3300 МВт (тепл.)-365 = 1,2х
х 106 МВтсут. Тогда, согласно определению, глубина выгорания равна 1,2 • 106 /30 = 40 000 МВт • сут/т U.
Принятые к широкому внедрению в СССР водо-водяные реакторы
с электрической мощностью 1 ГВт (ВВЭР-1000) при загрузке 66 т U
с обогащением 3,5—4,5% рассчитаны на глубину выгорания топлива
27 000 — 40 000 МВт-сут/т U [4]. В табл. 9.1 приведен пример изме­
нения состава топлива, облучаемого в течение трехлетней кампании [27].
Коэффициент воспроизводства характеризует количество вторич­
ного делящегося материала, образующегося при работе реактора, и пред­
ставляет собой отношение числа образовавшихся делящихся ядер
к числу выгоревших из первоначально загруженного топлива. Если
коэффициент воспроизводства больше единицы, то в реакторе осу­
ществляется расширенное воспроизводство топлива. Такие реакторы на­
зывают реакторами-размножителями.
Из упомянутых выше типов реакторов наибольший коэффициент
воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах. Коэффици­
ент воспроизводства проектируемых и построенных в СССР реакто­
ров на быстрых нейтронах типа БН-600 по расчетам составляет 1,4—
1,5 [4]. В реакторах на быстрых нейтронах во Франции ("Феникс",
"Суперфеникс"), в Великобритании (PFR) и в ФРГ (KKW, SNR-300)
коэффициент воспроизводства составляеди!Д:=1*2
17
2-6819

Таблица 1.2. Активность продуктов деления в отработавшем топливе
легководного реактора (глубина выгорания 33 ГВт • сут/т)
Период пол у распада

Активность, Б к/т, при выдержке
0,5 года

85

Кг
Sr
90у
91у
9s
Zr
95
Mb
106
Ru
106
Rh
12S
Sb
i2SmTe
90

i27mTe
129.
134
137

Cs
Cs

137W

Ba
Ce
I44pr
I47pr
l54
Eu
155
Eu
Другие
нуклиды
Сумма
144

10,8 года
29 лет
2,6 сут
57 сут
65 сут
35 сут
369 сут
30 с
2 года

4,1 • 1 0 1 4
2,96-1015
2.96 Ю 1 5
4,8 Ю 1 5
8,1 Ю 1 5
1,6 Ю 1 6
1,4-1016
1,4 Ю 1 6
2,7 • 1 0 1 4

58 сут

1,1 Ю

105 сут
1,7 10 7 лет
2,3 года
30 лет

1,9 Ю 1 4
1,2 1 0 9
7,0 Ю 1 4
3,7- 1 0 1 5

5,9
1,2
5,9
3,6

156 с
284 сут
17 мин
2.6 года
8,8 года
1.7 года
—

3,7- 1 0 1 5
2,9 1 0 1 6
2,9 1 0 1 6
4 1015
2,2 1 0 1 4
2,1 • 1 0 1 4
1,6 1 0 1 6

—

1,5-1017

1 4

4,1
2,9
2,9
5,5
1,1
2,4
9,6
9,6
2,4

1 год

10 лет

•1014
•101ь
•10ls
•1014
1015
1015
•1015
•1015
•1014

2,3-1014
2,3-1014
2,3 • 10 4

11014

2 1013
2 1013
2,4 • 1 0 1 3
9,6 • 1 0 1 2

3,6
1,8
1,8
3,5
2,1
1,7
6,7-

ю 91 3
ю14
ю15
ю
ю 11 56
ю
ю 11 56
ю14
ю14
ю
ю14

2,9 Ю 1 5
6,3 1 0 1 2
6,3 1 0 1 2
3,2 1 0 1 4
1,4 Ю 1 4
5,5 1 0 1 2
6,3 1 0 1 3

8,5'

ю16

1,2

1,2 Ю
2,8 Ю
2.9 Ю

9
1 4
1 4

1016

Из реакторов на тепловых нейтронах наибольший коэффициент
воспроизводства имеют тяжеловодные реакторы, а также газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем (примерно 0,7—0,8).
Легководные водо-водяные реакторы имеют наименьший коэффици­
ент воспроизводства (0,5-0,6) [28].
Указанные значения коэффициента воспроизводства делящихся
материалов соответствуют их количеству в выгружаемом топливе,
т.е. рассчитаны с учетом выгорания вторичного ядерного топлива па­
раллельно с его образованием.
Выгруженное из реакторов отработавшее ядерное топливо переда­
ется на переработку только после определенной выдержки. Это свя­
зано с тем, что среди продуктов деления имеется большое количество
короткоживущих радионуклидов, которые определяют значительную
долю активности выгружаемого из реактора топлива. Поэтому свежевыгруженное топливо до переработки выдерживают в специальных
хранилищах в течение времени, достаточного для распада основного
18

количества короткоживущих радионуклидов. Это значительно облег­
чает организацию биологической защиты, снижает радиационное воз­
действие на химические реагенты и растворители в процессе переработ­
ки отработавшего ядерного топлива и уменьшает набор элементов, от
которых должны быть очищены основные продукты. После двух-трехлетней выдержки активность облученного топлива определяют лишь
дол го живущие продукты деления и а-активные трансурановые эле­
менты. В табл. 1.2—1.4 приведен типичный радиохимический состав
отработавшего топлива реакторов на тепловых и быстрых нейтронах
[29, 30].
Таблица 1.3. Содержание некоторых осколочных элементов в топливе
во до-водяного реактора при различном времени выдержки,
г/1 т топлива (глубина выгорания 33 ГВт • сут/т)
Элемент

90 сут

Тс
Ru
Rh
Pd
Ag
Се
Pr
Nd
Pm
Sm
Eu
Gd

150 сут

10 лет

1 год

835

835

835

835

2280

2260

2220

2140

384

389

392

392

1280

1290

1330

1410

60

60

60

60

2920
1190
3870

2880
1200
3910

2760
1200
4000

2660
1200
4150

12
803
182
102

107
808
182
103

96
824
180
105

8,7
904
164
123

Таблица 1.4. Концентрация актиноидов в отработавшем топливе,
г/т U [31]
Нуклид

Реактор на
тепловых
нейтронах*

и
и
и

8000
4520
940 000

235
236
238
238 Ри
239 Ри
240 Ри
241 Ри

168
5300
2140
1100

Реактор на
быстрых ней- Нуклид
тронах**
7000
1000
719 000
1840
117 000
52 400
14 400

242 Ри
237 Np
241 Am
243 Am
242 Cm
244 Cm

Реактор на
тепловых
нейтронах*
340
450
50
92
8
31

Реактор на
быстрых нейтронах**
9020
180
1460
711
42,3
41,9

* Глубина выгорания 33 ГВт • сут/т.
* Глубина выгорания 80 ГВт • сут/т.
19

1.3. ОСОБЕННОСТИ И ОСНОВНЫЕ ПРОЦЕССЫ ПЕРЕРАБОТКИ
ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АЭС

Отработавшее ядерное топливо выгружают из реактора, выдержи­
вают в специальных хранилищах и затем транспортируют на завод пе­
реработки.
Первая стадия радиохимического производства связана с подготов­
кой топлива к переработке. Она заключается во вскрытии ядерного
топлива, т.е. в освобождении его от конструкционных деталей сборок
и разрушении защитных оболочек твэлов, после чего топливная ком­
позиция становится доступной для воздействия химических реагентов.
Следующая стадия связана с переводом ядерного топлива в ту фазу,
из которой будет производиться его химическая переработка: в раствор,
расплав или газообразное состояние.
Перевод в раствор чаще всего производят обработкой топлива азот­
ной кислотой. При этом уран переходит в раствор в шестивалентном
состоянии в виде иона уранила U0 2 + , а плутоний - частично в шестии в четырехвалентном состоянии в виде ионов Pu0 2 + и Ри4+ соответ­
ственно.
Перевод в газообразную фазу связан с образованием летучих галогенидов урана и плутония.
Вс? эти вопросы более детально рассмотрены в последующих гла­
вах.
После перевода ядерного топлива в состояние, необходимое для хи­
мической переработки, проводят ряд операций, непосредственно свя­
занных с выделением и очисткой целевых компонентов и выдачей каж­
дого из них в форме товарного продукта.
Наиболее распространенными и типичными являются водно-экс­
тракционные технологии переработки. Именно они составляют основу
технологии радиохимических заводов. Предложено также проводить
газофазное разделение и очистку урана и плутония. Эта технология раз­
рабатывается прежде всего для топлива реакторов на быстрых нейтро­
нах. Неводную технологию с использованием расплавов считают пер­
спективной для регенерации топлива гомогенных реакторов, в актив­
ной зоне которых находятся расплавленные соли.
Основной целью работы энергетического ядерного реактора явля­
ется производство перегретого пара для последующей выработки элек­
троэнергии. Поэтому режим работы реактора должен обеспечивать в
активной зоне температуру до нескольких сот градусов. Это требует
использования термостойких топливных композиций и конструк­
ционных материалов. Условиям термостойкости удовлетворяют ди­
оксиды урана и плутония U0 2 и Pu0 2 , а также смешанные оксиды
U0 2 ,Pu0 2 .
Перспективным считается топливо на основе карбидов UC, РиС,
(U, Ри)С и нитридов UN, PuN, (U, Pu)N. Это топливо имеет большую
по сравнению с оксидами теплопроводность.
20

Оболочки твэлов изготавливают также из термостойких, механи­
чески прочных и коррозионно-стойких материалов с высокой тепло­
проводностью. Как правило, это цирконий и его ел павы или нержа­
веющая сталь. Использование оболочек из циркония позволяет повы­
сить температуру активной зоны реактора до 540 °С, а из нержавею­
щей стали — до 800 °С и выше, в зависимости от ее состава. Однако
большое содержание железа в конструкционных материалах приво­
дит к необходимости увеличивать содержание делящихся материалов
в сердечниках твэлов, т.е. использовать более высокообогащенное
ядерное топливо, так как железо, а также примеси кобальта и нике­
ля имеют большое сечение захвата тепловых нейтронов. Возможно
использование и других конструкционных материалов, однако все они
должны отличаться химической стойкостью. Поэтому растворение
их в процессе переработки представляет серьезную проблему.
Кроме делящихся материалов, твэлы могут содержать различные
наполнители и покрытия, состоящие из нержавеющей стали, цирко­
ния, молибдена, кремния, графита, хрома и др. При обработке ядерно­
го топлива азотной кислотой эти вещества не растворяются, и в полу­
ченном растворе образуется большое количество взвесей и коллоидов.
Перечисленные особенности твэлов обусловили необходимость раз­
работки методов вскрытия или растворения оболочек, а также освет­
ления растворов ядерного топлива перед экстракционной переработ­
кой.
Глубина выгорания в энергетических реакторах на тепловых ней­
тронах составляет 15-40 ГВт-сут/т U, а в активной зоне реактора на
быстрых нейтронах достигает 100 ГВт-сут/т U и выше. Поэтому на
переработку поступают материалы с высоким содержанием осколоч­
ных радионуклидов и плутония на 1 т U. Это выдвигает высокие тре­
бования к процессам очистки получаемых продуктов, к обеспечению
ядерной безопасности и охраны окружающей среды в процессе пере­
работки. Дополнительные трудности связаны с необходимостью пере­
работки и захоронения большого количества жидких высокоактив­
ных отходов.
МАГАТЭ разработаны рекомендации по обеспечению безопасности
эксплуатации радиохимических заводов, а также последующего хране­
ния, транспортирования и использования полученных товарных продук­
тов и всех видов отходов. Согласно этим рекомендациям предусмот­
рено получение конечных товарных продуктов в твердом состоянии
(оксидов урана и плутония), если они подлежат долгосрочному хране­
нию или транспортированию, а также отверждение жидких высок^и среднеактивных отходов. Утверждены международные нормы вы­
бросов всех видов радионуклидов.
На рис. 1.1 представлена типовая схема переработки отработавше­
го топлива АЭС. По типовой схеме отработавшее топливо АЭС транс­
портируют из бассейнов промежуточного хранения, расположенных
21

Хранение ТВС
Оболочки

Рубка

Газоочистка

Выщелачивание
Ошходыъ}\

СвАо\*\

Рецикл
НПО*

I

Корректировка

*-*• состава раствора

I

Выпаривание

I цикл экстракции,
промывки

Промывки
зкотраеента

1

I

£

Восстановитель |—»| Резкетрикция Ри

Реэкстракция U

Окислитель

Промывка
экстрагента

Л, ?и-цикл

П, М-цикл

Промывки
экстрагента

Промывки
экстрагента

Ш9?и-цикл

Ш, М-цикл

Промывка
экстрагента

I

Упаривание
риствори

Восстеновитель

GAO

Осиждение
оксилата

I

Плутониевый
продукт

Урановыв
продукт

Рис. 1.1. Типовая водно-экстракционная схема переработки отработавшего топлиия
ва АЭС (САО - среднеактивные отходы, ВАО - высокоактивные отходы)

на территории АЭС, в бассейны для приемки и буферного хранения
топлива на перерабатывающем заводе. Эти бассейны-хранилища об­
разуют первую ступень завода. Далее, после вскрытия и растворения
топлива, а также соответствующей подготовки раствора, проводят
выделение урана и плутония и их очистку в трех экстракционных цик­
лах. В первом цикле сначала осуществляют совместную очистку ура­
на и плутония от основной массы продуктов деления, а затем произ­
водят разделение урана и плутония. На втором и третьем циклах уран
и плутоний подвергают дальнейшей раздельной очистке и концентриро­
ванию. Полученные продукты — уранилнитрат и нитрат плутония — по­
мещают в буферные емкости до передачи их в конверсионные установ22

ки. В раствор нитрата плутония добавляют щавелевую кислоту, обра­
зующуюся суспензию оксалата плутония фильтруют, осадок кальцини­
руют и охлаждают. Полученный порошкообразный оксид плутония по­
мещают в контейнеры и взвешивают. В таком виде плутоний хранят до
того, как он поступит на завод по изготовлению новых твэлов. Основ­
ные технологические показатели такого процесса: коэффициенты очист­
ки U от Ри — 10 7 ; Ри от U — 10 6 ; U от продуктов деления (ПД) - 10 7 ;
Ри от ПД — 10 8 ; извлечение урана и плутония более 99 %.
Переходя к рассмотрению наиболее типичных технологических реше­
ний по основным узлам типовой технологической схемы, подчеркнем,
что дальнейшее совершенствование переработки ОЯТ направлено на
решение следующих задач:
создание эффективных процессов очистки и выделения урана и плу­
тония в виде, пригодном для их использования в замкнутом ядерном
топливном цикле, а также попутного извлечения других радионукли­
дов, имеющих практическое значение;
разработку надежных методов локализации радиоактивных отхо­
дов для их последующей изоляции от биосферы;
обеспечение радиационной безопасности персонала перерабатываю­
щих заводов;
обеспечение экологической безопасности производства в целом.
Глава 2
ТРАНСПОРТИРОВАНИЕ И ХРАНЕНИЕ
ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АЭС
2.1. ТРАНСПОРТИРОВАНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА

Заводы регенерации отработавшего топлива АЭС строят для обслу­
живания нескольких АЭС, расположенных в разных местах. Типовой
завод производительностью 1000 т/год может обслужить 10—15 АЭС
суммарной установленной мощностью 30—50 ГВт. Сложилась практи­
ка и имеются договоры о передаче ОЯТ на переработку в другие стра­
ны, например во Францию из ФРГ, Японии, Швеции и др. Отработавшее
ядерное топливо АЭС, строящихся в странах—членах СЭВ, а также АЭС
Финляднии "Ловииса" транспортируют на переработку в СССР. Такие
решения требуют транспортирования большого количества отработав­
шего ядерного топлива АЭС на значительные расстояния.
В настоящее время транспортирование отработавшего топлива во
всем мире осуществляют тремя видами транспорта — автомобильным,
железнодорожным и водным. Решение об использовании автомобиль­
ного или железнодорожного транспорта зависит от транспортных ус­
ловий страны, наличия железнодорожных подъездных путей и соот­
ветствующего оборудования на АЭС, перерабатывающем заводе или
23

в промежуточном хранилище, от размера и типа контейнеров, эконо­
мических соображений. Увеличение объема перевозок потребовало ис­
пользования контейнеров массой 80—100 т, в связи с чем железнодо­
рожный транспорт приобретает все возрастающее значение [32—38].
Наибольший объем перевозок ОЯТ осуществляется во Франции.
Отработавшее ядерное топливо с АЭС Франции, а также ФРГ, Японии,
Швеции, Швейцарии, Бельгии, Испании и Нидерландов поступает в хра­
нилища радиохимического завода фирмы "Кожема" на м. Аг, где бу­
дет производиться его переработка. ОЯТ поступает на завод автомо­
бильным, морским и железнодорожным транспортом. Перевозки ме­
таллического ОЯТ начались в 1966 г. с АЭС "Шенон", с 1973 г. начали
транспортировать оксидное топливо от реакторов PWR и BWR пере­
численных выше стран. К 1 января 1985 г. было перевезено около
10 тыс. т. урана: 6865 т металлического и 3375 т в виде диоксида. В бли­
жайшие годы на завод на м. Аг будет завозиться примерно по 800 т/год
ОЯТ, для чего требуется около 250 контейнеров в год. В перспективе
ожидается увеличение перевозок до 1500 т/год.
В Великобритании транспортирование осуществляется в составе
обычных грузовых железнодорожных поездов с нормальной скоро­
стью. Во всех остальных западноевропейских странах большую роль
при перевозках отработавшего топлива еще играет автомобильный
транспорт.
В США отработавшее топливо от АЭС, не имеющих подъездных же­
лезнодорожных путей, перевозят в контейнерах массой до 40 т на авто­
машинах. Эти перевозки выполняют, главным образом, транспортные
фирмы, которые имеют в своем распоряжении необходимые транс­
портные средства для контейнеров типа NaC-1, NFS-4, NLI-1/2, TN-8,
TN-9 [38].
Перевозка морским транспортом обусловлена в первую очередь
географическим расположением завода регенерации и АЭС, например
перевозка между Западной Европой и Японией, а также в самой Япо­
нии. Небольшое количество отработавшего топлива, как правило, пе­
ревозят как отдельный груз на обыкновенных грузовых судах, же­
лезнодорожных паромах или на судах с горизонтальной загрузкой и
разгрузкой. Первые специальные суда были использованы для пере­
возки магнококсового отработавшего топлива из Италии, а также для
первых транспортировок отработавшего топлива легководных реак­
торов из Японии. ДЛЯ транспортирования отработавшего топлива япон­
ских АЭС на заводы в Селлафилде (Великобритания) и на м. Аг (Фран­
ция) были заказаны и построены суда водоизмещением примерно
3000 т, которые могут за каждый рейс перевозить 60 т отработавше­
го топлива. На этих судах для предотвращения больших аварий обес­
печено выполнение требований безопасности: установлено специаль­
ное оборудование, служащее, в первую очередь, для поддержания нор­
мального транспортного режима (температуры, мощности дозы излу24

чения), а также для крепления контейнеров и снижения риска от
транспортных происшествий (столкновения судна, выбрасывания на
мель, опрокидывания, пожара и т.п.). С декабря 1977 г. между японски­
ми АЭС и перерабатывающим заводом в Токаи курсирует переобору­
дованное специальное судно "Hinoura-Maru".
В СССР и других странах-членах СЭВ наиболее удобна и экономич­
на перевозка железнодорожным транспортом, так как в восточно-ев­
ропейских странах—членах СЭВ имеется разветвленная сеть железных
дорог и подъездные пути есть почти на всех АЭС Кроме того, затраты
по сравнению с автомобильным транспортом ниже, а одним железно­
дорожным эшелоном можно вывезти годовую выгрузку отработавше­
го топлива АЭС с установленной мощностью 1 ГВт.
Согласно "Правилам безопасной перевозки радиоактивных веществ",
Вена, МАГАТЭ, 1985* упаковочные комплекты по уровню их безопас­
ности подразделяют на несколько типов.
Упаковочные комплекты типа B(U) удовлетворяют с точки зрения
прочности, герметичности, защиты от излучений, теплоотвода без при­
менения принудительных средств охлаждения всем требованиям "Пра­
вил" МАГАТЭ. Безопасность перевозки полностью обеспечивается кон­
струкцией упаковочного комплекта.
Упаковочные комплекты типа В(М) могут не удовлетворять одно­
му или нескольким из особых дополнительных требований, предусмот­
ренных "Правилами". В связи с этим для обеспечения безопасных пере­
возок предусматривают меры административного характера, допол­
нительный контроль и обслуживание в процессе перевозки. Указан­
ные меры оговаривают в разрешении на эксплуатацию, выдаваемом
компетентным органом.
Транспортирование отработавшего топлива производится по доро­
гам через населенные пункты, поэтому чрезвычайно важное значение
при транспортировании имеет обеспечение безопасности перевозок:
обеспечение сохранности сборок твэлов в пути (исключение условий
их разрушения при ударе, нагреве и т.п.); обеспечение ядерной безопас­
ности; обеспечение радиационной безопасности.
Конструкция упаковочных комплектов (контейнеров, чехлов, пена­
лов) должна обеспечивать их сохранность не только при нормальных
режимах, но и в условиях возможных аварий. При расчете контейне­
ра на прочность в качестве наиболее опасной ситуации рассматривают
падение контейнера с высоты 9 м на жесткое основание. Допускают
также возможность падения контейнера на штырь с высоты 1 м и пре­
бывание в очаге пожара при температуре 800 °С в течение 30 мин. Как
показывает опыт, наиболее опасно падение контейнеров с высоты 9 м
на крышку, а также плашмя на образующую корпуса. Необходимая

*В дальнейшем - "Правила" МАГАТЭ.
25

прочность должна обеспечиваться в интервале температуры окружаю­
щего воздуха от —40 до +38 °С
Конструкция упаковочного комплекта должна обеспечивать теплоотвод. При этом рассматривают два источника тепла: остаточное тепло­
выделение отработавших сборок и солнечную радиацию. Предельно
допустимой температурой наружной поверхности контейнера считают
85 °С. Температура внутри контейнера нормами и правилами не ого­
варивается. Однако при сухом способе перевозки она должна быть зна­
чительно ниже температуры плавления или разрушения оболочек твэлов, а при перевозке в водозаполненных контейнерах температура
воды не должна превышать значений, которые могут привести к превы­
шению допустимого давления в контейнере.
При транспортировании твэлов в водозаполненных контейнерах
необходимо предусматривать сжигание гремучей смеси ( Н 2 + 0 2 ) ,
образующейся вследствие радиолиза. В таких контейнерах должен
быть достаточный свободный объем, воспринимающий расширение
воды при ее нагревании.
Радиационная безопасность обеспечивается соответствующей био­
логической защитой, предназначенной для поглощения 7-излучения, а
также нейтронного излучения от ТВС с большой глубиной выгорания
(более 20 ГВтсут/т). Уровень излучения в любой точке внешней по­
верхности контейнера не должен превышать 2 Дж/кг, а на расстоянии
2 м — 0,1 Дж/кг. Конструкция контейнера должна обеспечивать доста­
точную герметичность. Транспортный упаковочный комплект соответ­
ствует правилам, если в результате испытаний общая потеря радио­
активных материалов не превышает допустимого уровня [1,5*107 Бк
за одну неделю для упаковок типа B(U) и 1,5 10 10 Бк за одну неделю
для упаковок типа В (М) ] .
При разработке конструкции транспортного упаковочного комп­
лекта должны быть обеспечены такие условия ядерной безопасности,
чтобы в любых предвидимых ситуациях перевозки не могла возник­
нуть самопроизвольная цепная реакция [33].
Головные образцы разрабатываемых транспортных контейнеров
испытавают на стендах на соответствие их типу В. В Ок-Риджской ла­
боратории в США имеется стенд для испытания на падение контейнеров
массой до 100 т с высоты 46 м, в Западном Берлине — стенд для испы­
таний на падение 100-тонных контейнеров и огневого испытания, во
Франции — стенд для огневого испытания при температуре до 1000 °С
в течение 1,5 ч.
Наибольших успехов в создании транспортных контейнеров за рубе­
жом добились Франция и ФРГ. Во Франции транспортирование осу­
ществляется в контейнерах TN ("Транснюклеар") и LK ("Лемер").
В 1985 г. в эксплуатации находилось около 60 контейнеров, большинст­
во из них типа TN (рис. 2.1). Существует несколько разновидностей
контейнеров TN и LK. Все они имеют сертификаты с индексом B(U),
т.е. удовлетворяют всем требованиям "Правил" МАГАТЭ.
26

Корпуса контейнеров типа TN изготавливают из стальных поковок.
Обечайка куется целиком, дно приваривается. Изнутри контейнер об­
лицован нержавеющей сталью, внешние части контейнера (цапфы и
т.п.) выполнены также из нержавеющей стали [38]. Средняя наружная
часть контейнера покрыта медными никелированными ребрами для
улучшения теплоотдачи. Ребра изготавливают из множества пластин
толщиной 3 мм, высотой 330 мм. Каждая такая пластина разрезается
по высоте примерно 200 мм на полосы, образующие ребра, которые
повернуты на 90° (одна пластина — 60 ребер). Всего на контейнере
20—30 тыс. ребер. Дно и крышка контейнера имеют амортизаторы из
бальсового дерева, заключенного в оболочку из нержавеющей стали.
Корпуса контейнеров LK изготавливают из нескольких обечаек,
вставляемых одна в другую, пространство между которыми залива­
ется свинцом. Нейтронную защиту набирают из большого количества
металлических емкостей, заполненных водным раствором борной кис27

лоты. В нормальных условиях перевозки температура жидкости в ем­
костях не превышает 150 ° С В условиях пожара температура возрас­
тает, давление в емкости увеличивается и при температуре 220 °С плос­
кие днища деформируются так, что у одного из днищ отрывается патру­
бок. Жидкость из емкости испаряется. Тепловое воздействие пожара
на контейнер таким образом снижается в результате охлаждения жид­
кости при испарении и уменьшения теплопередачи через пустые ем­
кости.
Во Франции хранилища большинства АЭС с легководными реакто­
рами рассчитаны на выдержку топлива только в течение 8—9 мес При
этом остаточное тепловыделение одной сборки составляет 8—10 кВт,
суммарное при 12 сборках — 100-120 кВт. Хотя переработка ОЯТ
производится после трех и более лет выдержки, сборки приходится
возить с указанной выдержкой и большим тепловыделением. При испы­
тании контейнера TN-12, загруженного сборками с тепловыделением
120 кВт, температура наружной поверхности ребер контейнера дости­
гала 140 °С с верхней части контейнера и 60 °С в нижней при темпе­
ратуре корпуса 190 ° С Температура сборок при этом составляла
450—510 °С, но могла быть и выше (до 600 °С).
Испытания показали, что для обеспечения температуры наружной
поверхности контейнера 85 °С (в соответствии с "Правилами" МАГАТЭ)
и температуры сборок из циркония не выше 400 °С остаточное суммар­
ное тепловыделение сборок в контейнере не должно превышать 60 кВт.
Во Франции для транспортирования ОЯТ разрабатывали водо- и
газозаполненные контейнеры массой от 36 до 104 т. В настоящее время
принята ориентация на большегрузные газозаполненные контейнеры
TN-12 и TN-13 (см. рис. 2.1). При загрузке и разгрузке под водой на
контейнер предварительно надевают "рубашку" для предохранения
оребренной поверхности от радиоактивных загрязнений. "Рубашку"
изготавливают из нержавеющей стали и надежно уплотняют снизу и
сверху прокладками из дюритовых шлангов при накачке воздухом.
Во внутреннюю полость "рубашки" заливают чистую воду, которая
обеспечивает дополнительную биологическую защиту при погрузке
и разгрузке.
Транспортные средства, обслуживающие завод на м. Аг, стандарти­
зованы по многим параметрам: масса контейнеров не должна превы­
шать 110 т., введена унификация габаритных, размеров цапф и коорди­
наты и установки, размеры контейнера под защитную рубашку, си­
стем опорожнения контейнеров, штуцеров, систем расхолаживания и
т.п. Такая стандартизация позволяет использовать для контейнеров
многих типов один тип вагонов.
В ФРГ фирма GNS разрабатывает контейнеры из чугуна с включе­
нием графита в виде сферических частиц. Корпус контейнера изготав­
ливают центробежным литьем. Материал контейнера по своим свой­
ствам приближается к стальному прокату, обладает хорошей ковко28

стью, высокой коррозионной стойкостью,отвечает условиям сохранения
хрупкой прочности при минусовых температурах.
Масса чугунного контейнера больше, чем стального, так как при оди­
наковом внутреннем диаметре толщина чугунной стенки (420—450 мм)
больше толщины стальной (300—320 мм). Биологическая защита от
7-излучения обеспечивается чугуном толщиной 420—450 мм, от нейтро­
нов — борированным силиконовым каучуком или борированным поли­
этиленом, которыми заполняют отверстия, высверленные в шахматном
порядке в стенке на всю длину обечайки. Кроме того, графит, содержа­
щийся в чугуне (7—8 % по объему, около 3,5 % по массе), поглощает
примерно 30 % нейтронов. Внутренняя поверхность контейнера покры­
та нержавеющей сталью толщиной около 1 мм, наносимой гальвани­
ческим методом. На наружную поверхность контейнера наносят 3 слоя
эпоксидного покрытия с различными добавками. Контейнер из чугуна
с графитом, изготовленный для хранения ОЯТ реактора "Суперфе­
никс", на тепловых испытаниях в Кадараше обеспечивал теплоотвод
52 кВт при температуре сборок в контейнере 450 °С.
В Японии разработан и изготавливается контейнер NZ-75T. Защита
контейнера от (5- и 7-излучения состоит из нержавеющих обечаек, меж­
ду которыми находится слой свинца толщиной 184 мм. Нейтронная
защита представляет собой стальную "рубашку", заполненную
45—55 %-ным раствором этиленгликоля. Через нейтронную защиту про­
ходят трубки для обеспечения принудительного охлаждения прокач­
кой воды. Внешний теплоотвод осуществляется с помощью 87 медных
ребер высотой 152 мм и толщиной 6,4 мм, наружная поверхность кото­
рых покрыта нержавеющей сталью толщиной 1,6 мм. Шаг размещения
ребер — 50 мм. Крышка контейнера уплотняется двумя эластомерными прокладками из этилен-пропиленового каучука, максимальная рабо­
чая температура которого составляет 150 °С. Для перевозок использу­
ют два вида чехлов в контейнере (для топлива PWR и BWR). Погло­
тителем нейтронов в чехлах служат пластинки из бораля. Амортиза­
торы, представляющие конструкцию из алюминиевых труб в оболоч­
ке из нержавеющей стали, обеспечивают снижение перегрузок при паде­
нии с высоты 9 м до 150 g. Внутри контейнера в качестве теплоноси­
теля используют воду с рабочим давлением до 708 кПа. Конструкция
контейнера отнесена к типу В (М).
В США разработаны контейнер NAC-3 массой 100 т для перевозки
12 ТВС реакторов типа PWR или 32 ТВС реакторов типа BWR и его
уменьшенный вариант NAC-2 массой 80 т для перевозки 7 ТВС реакто­
ров типа PWR или 21 ТВС реакторов типа BWR. Контейнеры изготовлены
из низколегированной стали с толщиной стенки 360 мм с внутренней
и наружной оболочками из нержавеющей стали. Нейтронной защитой
служит специальный полиэфир (WEP — water extended polyester), кото­
рый в виде отдельных блоков прикрепляют к корпусу контейнера сна­
ружи между ребрами при транспортировании отработавшего топлива
29

Таблица 21. Характеристика топлива энергетических реакторов СССР

Реактор

ВВЭР-210
ВВЭР-365
ВВЭР-440
ВВЭР-1000
РБМК-1000

Средняя глу­
Загрузка топ­ бина выгора­
ния,
лива UO2. т
ГВтсут/т
44
44
44
72
210

Число сборок
в реакторе

13
28
28
41
18,5

349
349
349
151
1693

Размеры сбор­
ки S х L *, мм
144 х 3200
144 х 3200
144 х 3200
238x4665
79**хЮ065
79 х 3640***

*S - размер 'тюд ключ", L - длина сборки.
** Диаметр оборки.
*** Разрезанные на две части.

с большой глубиной выгорания. Контейнер удовлетворяет требованиям
по безопасности США и ФРГ.
В СССР при перевозке отработавшего топлива АЭС с реакторами
ВВЭР и РБМК (табл. 2.1) по железной дороге используют специаль­
ные вагоны-контейнеры, в которых контейнеры размещают вертикаль­
но (рис. 2.2) или горизонтально (рис. 2.3) в зависимости от габаритных
размеров сборок твэлов. Сборки длиной менее 3,6 м транспортируют
в вертикальных контейнерах, остальные — в горизонтальных. Верти­
кальные контейнеры вмещают значительно большее количество топли­
ва, чем горизонтальные. При погрузке и разгрузке ОЯТ [32, 35, 37]
в эти контейнеры не требуется их кантование. Конструкция сборок твэ­
лов РБМК позволяет разделять их на две части длиной 3640 мм без
нарушения герметичности активной зоны. Такое разделение непосред­
ственно на площадке АЭС позволяет перевозить половины сборок в
вертикальных контейнерах ТК-11. Габаритные размеры вагонов стан­
дартизованы. В СССР максимальные высота и ширина вагонов равны

Рис. 2.2. Вагон-контейнер ТК-6:
1 - вагон; 2 - вспомогательный отсек; 3 - грузовой отсек; 4 - контейнер;
5 - вентилятор
30

Рис. 2.3. Вагон-контейнер ТК-10:
а - положение вагона в момент застропки контейнера; а - положение вагона
в момент снятия контейнера; 1 - опора поворотная; 2 - траверса; 3 - контейнер;
4 - грузовой отсек; 5 - вентилятор

соответственно 5300 и 3750 мм, в других странах-членах СЭВ - 4650
и 3150 мм; допустимая нагрузка на рельсы от одной колесной пары для
железных дорог СССР и стран-членов СЭВ составляет 22 и 18 т. В связи
с тем, что железнодорожная колея в СССР и других странах—членах
СЭВ различна (1520 и 1435 мм), вагоны-контейнеры снабжены на обе
колеи колесными парами, перестановку которых производят на по­
граничных станциях. Вагоны имеют раздвижные створки в крыше,
что облегчает загрузку и разгрузку.
Некоторые характеристики изготавливаемых в странах-членах СЭВ
контейнеров приведены в табл. 2.2.
Вертикальные контейнеры ТК-6 (ВВЭР-440) и ТК-11 (РБМК) сход
ны по конструкции, различаются только высотой. Контейнер представ­
ляет собой толстостенный цилиндрический стальной сосуд со съемной
крышкой, которая крепится к корпусу на болтах. Внутренние стенки
контейнеров облицованы нержавеющей сталью, крышки изготавли­
ваются целиком из нержавеющей стали. В контейнерах размещаются
31

Таблица 2.2. Некоторые характеристики транспортных контейнеров,
используемых в странах-членах СЭВ
Контейнер

Pe.KTOD

Реактор

Форма

контей.

Масса,
т

Размеры, м

нера
ТК-6
ТК-10

ТК-13
ТК-Райнсберг

ТК-КС

ТК-11

Толщина м
защиты т£асса
из стали, о п л и
в а, т
мм

ц

*£™°
°
рок

сб

Вертикаль­
ный ци­
линдр
ВВЭР-1000 Горизон­
тальный
цилиндр
ВВЭР-1000 То же
Вертикаль­
ВВЭР-70
ный цилиндр

90

с? =2,195
Я =4,105

360

3,8

30

103

с? =2,0
L =6,0

360*

2,9

6

116
80

d =2.43
</=3
Я =4,3

340
350

6,0
3,9

12
30

КС-150

78

1,68x1,2
/-=5,4

385

2,49- 16
2,85**

86,5

d =2,195
Л =4,455

360

5,0

ВВЭР-440

Горизонтальный параллелепипед
РБМК-1000 Вертикаль(половины ный цисборок)
линдр

102

•Дополнительная защита от нейтронов 120 мм (антифриз).
** Топливо - уран металлический.

чехлы из нержавеющей стали. К внешней поверхности контейнера при­
варены ребра и специальные опоры, на которые контейнер устанавли­
вают в вагоне (рис. 2.4). Чехол контейнера ТК-6 (рис. 2.5) представ­
ляет собой стальную обечайку с днищем и поперечными решетками.
Отверстия в решетках и углубления в днище обеспечивают устойчи­
вое фиксированное положение пеналов в чехле при загрузке - раз­
грузке и транспортировании. Чехол контейнера ТК-11 представляет
собой сварной пакет труб, в которые устанавливаются сборки РБМК,
не имеющие наружных чехлов.
Отработавшее топливо реакторов ВВЭР-1000 по сравнению с топли­
вом ВВЭР-440 характеризуется увеличенной глубиной выгорания, боль­
шими размерами ТВС, повышенным содержанием делящихся материа­
лов в ТВС и т.п.
Контейнер ТК-10 представляет собой толстостенный стальной ци­
линдр, облицованный изнутри нержавеющей сталью. Чехол выполнен
в виде сварного пакета из нержавеющих труб с встроенными погло­
тителями нейтронов (трубы, заполненные карбидом бора). Снаружи
32

Рис. 2.4. Транспортный контейнер для отработавшего топлива реактора ВВЭР-440:
1 - контейнер; 2 - чехол; 3 - пенал;
4 - крышка контейнера

Рис. 2.5- Чехол транспортного упаковочного комплекта для отработавшего топлива реактора ВВЭР-440:
1 - обечайка; 2 - решетка;
3 - центральная труба под захват

контейнера имеется "рубашка" из нержавеющей стали, заполненная
антифризом, для замедления и поглощения нейтронов.
Конструкция упаковочного комплекта ТК-10 предусматривает
транспортирование отработавшего топлива в контейнерах, заполненных
либо водным, либо газовым теплоносителем. Предусмотрено кантова­
ние контейнера с помощью крана АЭС, обеспечивающего вертикаль­
ное перемещение контейнера, и лебедки, установленной на раме транс­
портера, для горизонтального перемещения транспортера с контейне­
ром. Упаковочный комплект устанавливается на 12-осный железнодо­
рожный транспортер. Вагон-контейнер разработан в международном
габарите 02-Т с возможностью перестановки с колеи 1520 мм на ко­
лею 1435 мм, что позволяет перевозить его по железным дорогам всех
стран—членов СЭВ.
33
3-6819

Рис. 2.6. Контейнер ТК-13 для перевозки отработавших TBC реактора ВВЭР-1000:
1 - нейтронная защита; 2 - корпус; 3 - цапфа; 4 - крышка; 5 - устройство
под захват

Принятая в СССР трехлетняя выдержка отработавшего топлива на
АЭС обеспечивает при максимальной загрузке контейнеров суммар­
ные тепловыделения: с топливом РБМК - 10 кВт, ВВЭР-440 - 15 кВт
и ВВЭР-1000 — 20 кВт. При таком решении значительно сокращаются
суммарные затраты на хранение ОЯТ на АЭС, заводах регенерации и на
транспортирование, упрощается конструкция контейнеров, не требу­
ется развитая поверхность оребрения, усложняющая технологию изго­
товления и дезактивации.
Анализ результатов испытаний контейнера ТК-10 и опыт его эксплу­
атации подтвердили возможность создания конструкции контейнера
с удвоенной вместимостью по топливу.
В 1988 году начато изготовление контейнеров ТК-13 (рис. 2.6) для
ОЯТ ВВЭР-1000.
Конструкция контейнера ТК-13 аналогична конструкции контейнера
ТК-10, однако внутренний диаметр контейнера увеличен с 1000 до
1320 мм, что позволило повысить загрузку с 6 до 12 ТВС. Транспорти­
рование производится в газовом теплоносителе.
Чехол изготавливается в виде сварного пакета из борсодержащих
нержавеющих труб.
Основополагающим нормативным и регламентирующим докумен­
том по обеспечению безопасности перевозок ОЯТ в СССР являются вве­
денные в действие в 1983 г. "Основные правила безопасности и физи­
ческой защиты при перевозке ядерных материалов" (ОПБЗ-83) [36].
Эти правила практически полностью учитывают рекомендации МАГАТЭ,
изложенные в "Правилах безопасной перевозки радиоактивных веществ.
Пересмотренное издание 1973 г., исправленное", в отношении норми­
рующих уровней излучения и допустимых потерь радиоактивного со­
держимого упаковок в нормальных и аварийных условиях перевоз34

ки, а также самих определений нормальных и аварийных условий пе­
ревозки.
В то же время ОПБЗ-83, в отличие от "Правил" МАГАТЭ, не допус­
кают перевозок радиоактивных упаковок на открытых транспортных
средствах, наличия нефиксированного радиоактивного загрязнения
наружной поверхности транспортных средств. Кроме того, согласно
ОПБЗ-83, перевозка всех делящихся материалов, в том числе и ОЯТ,
должна осуществляться на условиях "полного груза" (недопустимо
присутствие других грузов), с обязательным сопровождением груза
ответственным лицом или бригадой сопровождения.
При разработке ОПБЗ-83 особое внимание было уделено таким во­
просам ррганизации транспортирования, как порядок разработки и со­
гласования конструкций упаковочных комплектов, условия перево­
зок, включая взаимоотношения участвующих в перевозках ведомств
и предприятий, проведение радиационного контроля и мероприятий
при авариях. В частности, было признано необходимым (и в правила
ОПБЗ-83 были введены эти требования) наличие для всех используе­
мых в СССР упоковочных комплектов типа В сертификатов-разреше­
ний, выдаваемых ГКАЭ СССР. Ответственность за безопасность перево­
зок возлагается (за исключением случаев нарушения безопасности
движения) на ведомства и предприятия грузоотправителя и грузопо­
лучателя. В систему нормативно-технической документации на пере­
возки ОЯТ входят также правила по отдельным вопросам безопаснос­
ти, таким, как ядерная и радиационная безопасность. В СССР утвержде­
ны и введены в действие "Правила ядерной безопасности при транспорти­
ровании ядерного топлива" (ПБЯ-06-08-77), в которых изложены об­
щие принципы и основные требования ядерной безопасности при про­
ектировании и эксплуатации транспортных упаковочных комплектов.
Для обеспечения ядерной безопасности с достаточным запасом для каж­
дой отдельной упаковки должно выполняться одно из следующих огра­
ничений: масса делящихся материалов не должна превышать 80 % кри­
тической массы системы, подобной рассматриваемой; эффективный
коэффициент размножения нейтронов КЭф не должен превышать
0,95 [37].
Для регламентирования международных перевозок ОЯТ АЭС, по­
строенных за рубежом при техническом содействии СССР, разработаны
соответствующие правила безопасной перевозки и технические усло­
вия на поставку отработавшего ядерного топлива от АЭС стран—чле­
нов СЭВ с реакторами ВВЭР-440 и от АЭС "Ловииса" (Финляндия).
2.2. ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА

Хранение отработавшего ядерного топлива — необходимый и обяза­
тельный этап как замкнутого, так и "открытого" топливного цикла.
Естественно, хранилища ОЯТ имеются во всех странах мира, где строят­
ся АЭС.
35

Отработавшее топливо, выгруженное из реакторов АЭС, направляют
на временное или долговременное хранение в хранилища при реакто­
рах, в отдельно стоящие хранилища при АЭС, в региональные, националь­
ные хранилища и в хранилища на заводах регенерации. Срок хранения
зависит от выбранной концепции обращения с отработавшим топливом.
Ее выбор зависит от существующих в стране социальных, экономичес­
ких, законодательных и политических условий, а также от энергети­
ческих потребностей, преобладающих в данное время. Срок хранения
топлива перед переработкой в разных странах варьируется от 0,5 года
до 7 лет! Оптимальное время выдержки для типового завода регенера­
ции составляет примерно 3 года [40].
Применяют два способа хранения: водный и сухой. В водных храни­
лищах может быть организовано чехольное и стеллажное хранение.
На АЭС чаще используют стеллажное хранение, на заводах регенерации —
чехольное.
Зарубежные хранилища лучше всего представлены в проектах АЭС
и завода регенерации Франции. Хранилища ОЯТ на АЭС во Франции
однотипны по конструкции и отличаются только объемом: на АЭС с
реакторами PWR - объем на 240 суток выдержки выгруженных
ОТВС +объем на случай аварийной разгрузки реактора; с реакторами
"Суперфеникс" — 3 года выдержки.
Вместимость хранилищ на заводе регенерации должна обеспечить
достаточный запас отработавшего топлива для бесперебойной работы
завода. Сравнение вместимости хранилищ с производительностью но­
вых зарубежных перерабатывающих заводов (табл. 2.3) показывает,
что хранилища представляют собой своеобразные склады сырья для
завода с 3—8-кратным годовым запасом [41-44].
При строительстве новых заводов в первую очередь сооружают при­
емные отделения для транспортных контейнеров и бассейны-хранили­
ща. Во Франции на м. Аг с опережением строительства завода UP-2800
Таблица 2.3. Производительность перерабатывающих заводов
и вместимость хранилищ отработавшего топлива

Завод

THORP
WAW
UP-3
UP-2 800
JNFS

36

Производитель­
ность завода по
урану, т/год

Проектируемая
вместимость хра­
нилищ ОЯТ, т
урана

Великобритания,
Селлафилд
ФРГ, Ваккерсдорф
Франция, м, Аг

650 в первые
10 лет
350
1600

4000

Япония, Рокосомура

800

2000

Местоположение

1500
10 000

Рис. 2-7. Отделение приема и хранения отработавшего топлива на м. Аг

и UP-3 в 1987 г. сданы в эксплуатацию четыре бассейна вместимостью
2000 т каждый, две камеры разгрузки (сухая и под водой) произво­
дительностью 800 т/год по урану и отделение приема, в котором времен­
но хранятся транспортные контейнеры до и после разгрузки (рис. 2.7).
Все камеры и бассейны-хранилища соединены между собой. Это спо­
собствует повышению гибкости работы узлов приема и хранения и в
целом работы заводов UP-2800 и UP-3 [45].
Хранилища представляют собой бассейны с водой, стены и дно ко­
торых облицованы нержавеющей сталью. Перекрытий у бассейнов нет,
по контуру они ограждены перилами. Стеллажи и другое оборудование
отсутствуют. Контейнеры на заводе на м. Аг разгружают под водой не­
посредственно в бассейне-хранилище ТВС и поштучно с помощью пе­
регрузочной машины помещают в чехлы из бористой стали. Чехлы
имеют прямоугольную форму (как и сборки PWR) и очень компактно
устанавливаются на дно бассейна вплотную друг к другу. Отсутствие
перекрытий французские специалисты объясняют необходимостью
удобного осмотра ОТВС в бассейне инспектра ми-контроле рами
МАГАТЭ.
37

Объемы хранилищ ОЯТ в СССР и других странах-яленах СЭВ опре­
деляются выбранной стратегией — созданием атомной энергетики с
замкнутым топливным циклом. В проектах АЭС с реакторами типа
ВВЭР, сооружаемых в странах—членах СЭВ, предусматриваются храни­
лища отработавшего топлива при реакторах, рассчитанные на выдерж­
ку топлива до трех лет. Однако такая выдержка топлива целесообраз­
на только тогда, когда начнется массовое строительство реакторов на
быстрых нейтронах, в которых будет использоваться плутоний, пред­
ставляющий основную ценность в отработавшем топливе реакторов
типа ВВЭР. С учетом задержки серийного строительства реакторов на
быстрых нейтронах в СССР и других странах—членах СЭВ принято ре­
шение о строительстве дополнительных отдельно стоящих хранилищ
отработавшего топлива, рассчитанных примерно на 10 лет работы
АЭС [35].
Технический анализ и экономические расчеты для условий СССР
и других стран—членов СЭВ показали, что оптимальное время вы­
держки отработавшего топлива реакторов на быстрых нейтронах со­
ставляет около 1 года, а топлива серийных реакторов ВВЭР и РБМК
на период освоения технологии регенерации топлива на опытных ус­
тановках, опытно-промышленных и промышленных заводах в отсут­
ствие реакторов на быстрых нейтронах — от 3 до 10 лет, на период
освоения реакторов на быстрых нейтронах — от 1 года до 3 лет и, на­
конец, на период серийного строительства реакторов на быстрых ней­
тронах, работающих в режиме реактора-размножителя, — около 1 года.
Как уже отмечалось, в СССР предусмотрено сооружение хранилищ
при реакторах, отдельно стоящих хранилищ при АЭС и заводах реге­
нерации. Они не имеют принципиальных отличий, а различаются толь­
ко объемом: хранилища при реакторах рассчитаны на 3 года выдержки,
отдельно стоящие хранилища при АЭС — на 10 лет и хранилища на заво­
дах регенерации — на 1 год работы завода [35].
Типовое отдельно стоящее хранилище отработавшего топлива
(рис. 2.8) состоит из трех основных отделений: приема, перегрузки
и выдачи транспортных контейнеров, хранения топлива, технологи­
ческих систем и служб обеспечения условий хранения топлива.
Отделение приема и перегрузки транспортных контейнеров состо­
ит из транспортного коридора и зала перегрузки. Транспортный кори­
дор расположен под залом перегрузки и соединен с ним закрываемым
проемом для передачи контейнеров. В зале перегрузки имеются от­
сек перегрузки контейнеров, отсек промывки и перегрузки сборок
твэлов, шахты обмывки и дезактивации контейнеров, шахты приспо­
соблений и инструмента, а также участок мелкого ремонта технологи­
ческого оборудования. Отсеки перегрузки и промывки соединены
передаточным коридором с отсеками хранения отработавших сборок.
* Зал перегрузки оборудован мостовым краном, площадкой с гайко­
вертами для снятия крышки контейнера, стендами технологического
38.

Рис. 2.8. Хранилище отработавшего топлива (продольный разрез):
1 - кран мостовой 125/20 т; 2 - кран мостовой 15 т; 3 - чехол со сборками;
4 - вагон-контейнер

контроля загруженных контейнеров, траверсой для переноски кон­
тейнеров, штангой для крышки контейнера и чехла и другим инстру­
ментом, необходимым для перегрузочных работ.
Отделение хранения отработавшего топлива состоит из бассейна, за­
полненного водой, и транспортного зала. Бассейн имеет четыре отсе­
ка, в которые устанавливают на хранение чехлы с отработавшими сбор­
ками, и передаточный коридор, соединяющий все отсеки бассейна
между собой, а также с отсеками перегрузки и обмывки сборок. Отсе­
ки бассейна соединены с передаточным коридором гидрозатворами
для возможности разделения отсеков по технологическим условиям
и проведения ремонта. Стены и дно бассейна покрыты двойной метал­
лической облицовкой из углеродистой и нержавеющей стали. В случае
протечек вода попадает в зазор между облицовками. Ее собирают и
возвращают в отсеки бассейна. Контроль за состоянием облицовки
каждого отсека бассейна практически исключает утечки радиоактив­
ной воды из бассейна. Отсеки бассейна имеют щелевое перекрытие,
которое обеспечивает нормальные условия работы персонала. Щели
перекрытия являются транспортными путями развозки чехлов с топ­
ливом, необходимыми для расстановки чехлов в отсеках бассейна в за­
данном порядке.
Над бассейном располагается транспортный зал хранилища. Он обо­
рудован мостовым краном, штангами и .захватами для перевозки чех­
лов, светильниками и телевизионной переносной установкой для на­
блюдения под водой за чехлами и сборками.
39

Отделение технологических систем и служба обеспечения условий
хранения отработавшего топлива представляет собой пристройку к
хранилищу, в которой размещены системы охлаждения и очистки вод
бассейна, технологической и сантехнической вентиляции, электроснаб­
жения хранилища, обмывки и дезактивации контейнеров, спецобору­
дования и помещений, а также пультовая и операторская по управле­
нию и контролю, спецпропускник, административные и другие поме­
щения.
Отработавшее топливо хранят под защитным слоем воды (3,0 м над
активной частью ТВС). Такой способ надежен. При этом для техноло­
гических процессов перегрузки и хранения топлива используют незна­
чительное количество простого оборудования. Одновременно обеспе­
чиваются биологическая защита в процессе выполнения всех техноло­
гических операций при прямом визуальном контроле и постоянный
надежный отвод тепла от сборок.
Хранение отработавших сборок в бассейнах осуществляется двумя
способами: либо на стеллажах поштучно, либо в многоместных чехлах,
устанавливаемых на дно бассейна. В рассматриваемом хранилище от­
работавшие сборки хранят в чехлах, применение которых имеет целый
ряд важных технологических и экономических преимуществ по срав­
нению со стеллажным способом: во-первых, наличие чехла обеспечи­
вает защиту сборок от механических повреждений и исключает допол­
нительные перегрузки, неизбежные при стеллажном способе хранения;
во-вторых, отпадает необходимость в мостовом координатном перегру­
жателе, так как перегрузки и перевозки чехлов со сборками твэлов
выполняются одним мостовым краном. С помощью этого же крана про­
водят и ремонтно-профилактические работы в бассейне. Чехольный
метод хранения позволяет быстро и оперативно подготовить отсек
бассейна к ремонту перегрузкой чехлов в резервный отсек. При стел­
лажном методе отсек освобождают перегрузкой отдельных сборок, что
требует значительно большего времени. Кроме того, после перегрузки
со дна бассейна необходимо удалять стеллажи, что очень трудоемко.
Следует отметить, что на изготовление чехлов и стеллажей расходует­
ся примерно одинаковое количество нержавеющей стали.
Для поддержания нужного качества воды в бассейне предусмотре­
на очистка ее по двухступенчатой схеме: на первой ступени воду очи­
щают от взвешенных продуктов коррозии, а на второй — от растворен­
ных солей. На обеих ступенях одновременно производят очистку от
радиоактивных загрязнений. На первой ступени применяют намывные
фильтры патронного типа с использованием вспомогательного фильтру­
ющего материала — перлита и насыпные фильтры с катионитом в ка­
честве фильтрующего материала. Вторую ступень выполняют в виде
двух фильтров с раздельной загрузкой катионита и анионита или в ви­
де одного фильтра смешанного действия (ФСД).
40

Глава 3
ПОДГОТОВКА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО
ТОПЛИВА К ЭКСТРАКЦИИ
3.1. ВСКРЫТИЕ ОТРАБОТАВШИХ ТВЭЛОВ

Вскрытие отработавших твэлов, по существу, является первой опе­
рацией технологического процесса переработки топлива. Отделение
материала оболочки твэлов от топливной композиции — одна из наи­
более сложных в техническом отношении задач процесса регенерации
ядерного топлива. В радиохимической технологии разработаны разно­
образные методы вскрытия твэлов. Однако до сих пор нет ни одного
метода, позволяющего с помощью технически простых средств осу­
ществить достаточно полное удаление оболочки без внесения загряз­
няющих компонентов в топливные материалы или без потерь ценных
компонентов топливной композиции.
Все предложенные методы можно разделить на две группы: методы
вскрытия с разделением материалов оболочки и сердечника твэлов
и методы вскрытия без отделения материалов оболочки от материала
сердечника. В обоих случаях используют водно-химические, высокотем­
пературные и механические методы. Выбор метода вскрытия твэлов
для конкретной технологии зависит от свойств материалов оболочки
твэлов, конструкции твэлов, принятой технологии химической пере­
работки ядерного топлива, а также необходимости обеспечить опре­
деленную производительность процесса.
3.1.1. Вскрытие с разделением материала оболочки
и сердечника твэлов
Эти методы вскрытия предусматривают снятие оболочки твэлов
и удаление конструкционных материалов до растворения ядерного
топлива.
Водно-химические методы (растворение оболочек). Водно-хими­
ческие методы снятия оболочки заключаются в растворении материа­
лов оболочки в растворителях, не затрагивающих материалы сердеч­
ника. Эти методы использовались на первых этапах развития радио­
химической технологии для переработки твэлов из металлического
урана в оболочках из алюминия или магния и его сплавов. Алюми­
ний легко растворяется в щелочах (обычно используют раствор ед­
кого натра), а магний и магнокс (сплав магния с 1 % А1, 0,015 % Be
и 0,03 % Са) — в разбавленных растворах серной кислоты при нагрева­
нии [46—48]. Магниевые оболочки можно селективно растворить и в
разбавленной азотной кислоте. Однако при этом необходимо строго
следить, чтобы температура не превышала 25 °С, так как в противном
случае может произойти растворение, а следовательно, и потери урана
[48, 49].
41

Удаление оболочки путем раздельного растворения материалов обо­
лочки сердечника не требует сложной аппаратуры.
Однако твэлы из металлического урана с алюминиевой оболоч­
кой не характерны для современных типов энергетических реакто­
ров. Как было указано выше, современные твэлы имеют оболочки из
коррозионно-стойких, трудно растворимых материалов. Наиболее типич­
ны оболочки из циркония, сплавов циркония с оловом (циркалой) или
ниобием, а также оболочки из нержавеющих сталей. Селективное рас­
творение этих материалов возможно только в сильно агрессивных средах.
Так, для циркония разработаны методы растворения во фтористово­
дородной кислоте и в ее смесях со щавелевой или азотной кислота­
ми [47, 50]. Однако при растворении образуется большое количество
шламов из диоксида циркония, что обусловливает значительный унос
урана и плутония. Кроме того, такой процесс требует изготовления
аппаратуры из специальных коррозионно-стойких материалов.
В США, в Ок-Риджской национальной лаборатории, был испытан так
называемый цирфлекс-процесс [51, 52] — растворение оболочек из
циркалоя обработкой раствором фтористого аммония с добавкой
азотнокислого аммония (6 моль/дм 3 NH4F + 1 моль/дм 3 NH 3 N0 3 )Потери урана и плутония в этом процессе составляют 0,05 %. Преиму­
щество замены фтористоводородной кислоты фтористым аммонием отсутствие выделения водорода при растворении. Кроме того, менее
агрессивная среда позволяет использовать аппаратуру из аустенитной
хромоникелевой стали. Существенный недостаток всех процессов рас­
творения циркониевых оболочек - попадание фторид-ионов на после­
дующие операции и вследствие этого повышенная коррозия аппаратуры.
Особенно это существенно на стадии упаривания растворов.
Для растворения оболочек из нержавеющей стали был разработан
сульфекс-процесс — растворение в кипящей 4—6 моль/дм 3 H 2 S0 4 [52].
Несмотря на принципиальную возможность снятия оболочек из цир­
кония и из нержавеющей стали с помощью селективного химического
растворения, использование этого метода в процессах переработки
твэлов АЭС нецелесообразно не только в связи с уже упомянутыми
недостатками этих методов. Основной недостаток химического метода
снятия оболочек - образование большого количества сильно засоленных
жидких радиоактивных отходов. Для переработки твэлов водо-водяных реакторов это обстоятельство еще более существенно, чем для твэ­
лов газографитовых реакторов в оболочках из алюминия или магния.
Легкие оболочки из алюминия и магния составляют лишь небольшую
долю массы твэла. Поэтому при их растворении образуется относитель­
но небольшое количество отходов, приходящихся на 1 т перерабаты­
ваемого топлива. Масса циркония и нержавеющей стали в твэлах водоводяных реакторов часто достигает 40—50 % массы тепловыделяющей
сборки. Соответственно количество отходов на 1 т перерабатываемого
топлива значительно возрастает.
42

Пирохимические методы снятия оболочки. Чтобы уменьшить объем
отходов от разрушения оболочек и получить эти отходы сразу в твер­
дом состоянии, более пригодном для длительного хранения, разрабаты­
вают процессы разрушения оболочек под воздействием неводных реа­
гентов при повышенной температуре. Эти процессы пока еще находятся
в стадии лабораторных разработок и полупромышленных испытаний.
Особенно полезными они могут оказаться в сочетании с неводными
методами переработки ядерного топлива.
Один из таких процессов — снятие оболочки из циркония безвод­
ным хлористым водородом в псевдоожиженном слое А1 2 0 3 при 350—
800 ° С Цирконий превращается при этом в летучий ZrCU и отделяет­
ся от материала сердечника сублимацией. ZrCU затем гидролизуется,
образуя твердый диоксид циркония. Этот процесс детально был изу­
чен во Франции на установке "Аттила" в Фонтене-о-Роз [53]. Исследо­
вания показали, что сублимация летучего хлорида циркония приводит
к потерям урана. Этих потерь можно избежать, используя смесь без­
водных HF и НС1 в псевдоожиженном слое из частиц CaF 2 . Образующий­
ся тетрафторид циркония осаждается при этом на частицах CaF2 •
Для удаления оболочек из нержавеющей стали был предложен про­
цесс, основанный на деструктивном окислении ее под действием сме­
си газообразного хлористого водорода и кислорода при температуре
500-600 °С [54,55].
Разрабатывали и другие методы разрушения оболочек твэлов под
действием газообразных реагентов, например гидрирование или азоти­
рование оболочек из циркония. Во всех рассмотренных пирохимических методах снятия оболочек процесс идет при высокой температуре с
участием агрессивных газообразных реагентов. Поэтому все они тре­
буют довольно сложного, как правило, автоклавного аппаратурного
оформления. В то же время эффективность их невысока и часто наблю­
даются значительные потери ценных компонентов. Поэтому ни один
из них пока еще не использован в промышленном масштабе.
Пирометаллургические методы. Разработки высокотемпературных
методов снятия оболочки направлены на создание методов прямого
оплавления оболочек или растворения их в расплавах других металлов.
Эти методы основаны на различии температуры плавления материалов
оболочки и сердечника или на различии их растворимости в других
расплавленных металлах или солях. При этом необходимо, чтобы при
высокой температуре сохранялась совместимость конструкционных
и топливных материалов, т.е. чтобы между ними не происходило вза­
имодействия.
Ниже приведена температура плавления некоторых топливных и кон­
струкционных материалов:
Вещество
U0 2
U308

*пл»°С
2800
2500
43

Вещество
UJV
UC
Нержавеющая сталь
Циркалой
Магний
Алюминий

Гпл, С
2650
2350
1400-1500
1855
651
680

Метод плавления оболочек из нержавеющей стали и отделения их от
материалов сердечника разработан в СССР [56, 57]. При нагревании в
тигле сборок твзлов до 1450—1550 °С стальные конструкционные де­
тали сборок расплавляются. Расплав фильруют в дополнительную ем­
кость. Сердечники твэлов остаются в тигле, откуда затем выгружаются.
Интересна разработка метода плавления нержавеющей стали в дис­
персных матричных твэлах, где сталь служит наполнителем для ядер­
ного топлива (U0 2 , Pu0 2 ). Расплавленная сталь не смачивает оксиды
урана и плутония, поэтому происходит разделение основных компо­
нентов топлива и инертных наполнителей. Застывшие гранулы стали
могут быть отделены с помощью магнитной сепарации. Окончательное
разделение происходит на стадии растворения топливных материалов
в азотной кислоте, в которой нержавеющая сталь не растворяется, или
на стадии фторирования топлива в случае газофторидной технологии.
Разработаны также различные варианты плавления магниевых обо­
лочек твэлов газографитовых реакторов при температуре 550—700 °С.
Однако наиболее эффективен разработанный во Франции метод субли­
мации магниевой оболочки в вакууме при 612 °С, т.е. еще до достиже­
ния температуры плавления магния. Этот метод нашел промышлен­
ное применение на заводе в Маркуле. Установка для сублимации пред­
ставляет собой трубчатую горизонтально расположенную печь, продол­
жением которой служит грохот. Печь нагревается электричеством. Маг­
ний улавливается в ротационном конденсаторе, очищается и собирает­
ся в ковши, где он находится в твердом состоянии под слоем жидкости.
Разрабатывали также различные варианты растворения оболочек твэ­
лов в расплавах других металлов. Это дает возможность снимать обо­
лочки при температуре более низкой, чем температура плавления ма­
териала оболочки. Так, были предложены методы растворения оболо­
чек из нержавеющей стали в расплавах цинка при 800 °С под слоем
флюса (СаС12 +15% CaF 2 ), в расплавах сурьма —медь — марганец при
700-1000 °С и в расплаве олова при 1550 °С [58].
Однако все эти работы имеют исследовательский характер и еще
не доведены до уровня промышленной разработки [59].
Механические методы снятия оболочки. Химические и пирометаллургические методы снятия оболочек не обеспечивают достаточно полного
удаления оболочек. Часть конструкционных материалов остается на
сердечниках и попадает в основные технологические растворы. По­
этому были разработаны механические методы снятия оболочек без
44

м. Аг
Маркуль
Селласрилд

Снятие чехла
удаление
хбостобиноб
Химическое или
механическое
снятие
оболочки

Круглый
токарный
резец

Винтовая еолобка

Снятие
хбостобиноб

Послойно

—ij— .
Вращающиеся
нотницы

WAK
Снятие
хбостобиноб

Резка по продольной,
грани

шк

Снятие чехла
с пучка

>

Рис. 3.1. Варианты операции расчехловки и резки, применяемые на различных за­
водах
45

их химического разрушения. Процесс механического снятия оболочек
включает несколько операций. Сначала отрезают концевые детали тепло­
выделяющей сборки и разбирают ее на пучки твэлов и на отдельные
твэлы. Затем механически снимают оболочки отдельно с каждого твэла (рис. 3.1).
На заводе в Ханфорде (США) применяли метод выпрессовки сер­
дечника U0 2 из алюминиевой оболочки с помощью специальной прессформы и пуансона. Диаметр отверстия в пресс-форме должен быть боль­
ше диаметра сердечника, а диаметр пуансона — меньше.
В Великобритании на заводе в Селлафилде до последнего времени
осуществляли снятие магноксовых оболочек с сердечников из металли­
ческого урана так называемым методом "очистки банана". Продоль­
ный надрез оболочки производится тремя фрезами, расположенными
по отношению друг к другу под углом 120° (см. рис. 3.1) [60].
В Ханфорде, в Саванна-Ривере, в Ок-Ридже (США) оболочки снима­
ли путем их деформирования прокаткой на роликовых правильных ма­
шинах.
Были предложены различные варианты электрохимической резки
кассет и оболочек твэлов для освобождения сердечников твэлов, осно­
ванные на электрохимическом анодном растворении конструкционных
материалов. Растворяющий электролит подается специальными игла­
ми на узкую полоску, образующую разрез по периметру кассеты [61].
Разрабатывались и другие варианты механического снятия оболочек
[59]. Недостаток всех этих методов — возможность захвата с оболоч­
кой твэла материала сердечника, т.е. потери ценных компонентов. Кро­
ме того, оборудование, необходимое для механического снятия оболо­
чек, имеет высокую стоимость, сложно по конструкции и в управлении.
Для каждого из видов твэлов, отличающихся по форме или размеру,
необходимо создавать специальное оборудование.
Все рассмотренные в разд. 3.1.1 методы вскрытия ядерного топлива
с отделением конструкционных материалов от топливных совмести­
мы с водными способами переработки топлива. Они не вносят суще­
ственных дополнительных загрязнений в растворы топливных мате­
риалов, и конструкционные материалы твэлов не влияют на последую­
щий процесс переработки. Однако как в процессах химического, так и
в процессах механического снятия оболочек может происходить захват
материалов сердечника, что вызывает потери ценных компонентов.
Это особенно существенно при переработке топлива с высоким содер­
жанием делящихся материалов — плутония или высокообогащенного
урана.
Поэтому уже на ранних этапах развития радиохимической техноло­
гии начали разрабатывать методы вскрытия, совмещенные непосред­
ственно с процессами переработки топлива.

3.1.2. Вскрытие твэлов без отделения материалов оболочки
от материала сердечника
Химические методы. Эта группа методов, так же как и предыдущая,
включает водно-химические и пирохимические методы вскрытия. В
обоих случаях предусматривается одновременное разрушение оболочек
и сердечников и переведение их в ту фазу, из которой предполагается
проводить дальнейшую химическую переработку делящихся материалов.
При этом сброс компонентов конструкционных материалов происхо­
дит одновременно с очисткой урана и плутония от других примесных
и осколочных элементов.
При реализации водно-химических методов оболочку и сердечник
растворяют в одном и том же растворителе с получением общего ра­
створа (подробнее см. разд. 4.2). Совместное растворение целесообраз­
но в тех случаях, когда перерабатывают топливо с высоким содержанием
ценных компонентов ( 2 3 5 U и Ри) ИЛИ когда на одном заводе перераба­
тывают разные виды топлива, особенно, если твэлы различаются разме­
ром и конфигурацией. Установка специального разделочного оборудо­
вания для каждого вида твэлов нецелесообразна. Кроме того, форма
перерабатываемых твэлов может оказаться слишком сложной для
механического снятия оболочек. Характерным примером такого про­
изводства являются заводы США в Айдахо, где перерабатывается более
24 видов топлива, и в Саванна-Ривере, где совместное растворение ис­
пользуют при переработке высокообогащенного топлива для предотвра­
щения его потерь. Совместное растворение проводили также на заводе
Еврокемик в Моле (Бельгия).
В случае пирохимических методов твэлы обрабатывают газообраз­
ными реагентами, которые разрушают не только оболочку, но и сер­
дечник твэлов.
Механические методы. Удачной альтернативой методам вскрытия
с удалением оболочки и методам совместного разрушения оболочки
и сердечников оказался так называемый метод рубка—выщелачива­
ние. Метод пригоден для переработки твэлов в оболочках, нераствори­
мых в азотной кислоте.
Сборки твэлов или отдельные твэлы в оболочках разрезают на мел­
кие куски. Обнажившийся сердечник твэла становится доступным дей­
ствию химических реагентов и растворяется в азотной кислоте. Нерастворившиеся оболочки твэлов отмывают от остатков задержавше­
гося в них раствора и удаляют в виде скрапа.
Рубка твэлов имеет определенные преимущества перед описанны­
ми выше методами. Образующиеся отходы — остатки оболочек — нахо­
дятся в твердом состоянии, т.е. не происходит образования жидких
радиоактивных отходов, как при химическом растворении оболочек.
Нет и значительных потерь ценных компонентов, как при механическом
снятии оболочек, так как отрезки оболочек могут быть отмыты с боль­
шой степенью полноты. Конструкция разделочных машин (при осущест47

влении этого метода) упрощается в сравнении с конструкцией машин
для механического снятия оболочек. Кроме того, поступающие на пере­
работку растворы топлива не содержат большого количества балласт­
ных материалов, как при совместном растворении оболочек и сердеч­
ников твэлов. Метод рубка—выщелачивание получил широкое призна­
ние как наиболее целесообразный метод вскрытия при переработке
оксидных твэлов в оболочках из циркония или нержавеющей стали.
Поэтому он стал наиболее типичным методом вскрытия твэлов энер­
гетических реакторов.
Разработка метода рубки—выщелачивания была начата еще в 50-е
годы в СССР и США. Первые результаты его применения для рубки
твэлов первой советской АЭС были доложены на Второй Женевской
конференции по мирному использованию ядерной энергии. В промыш­
ленном масштабе этот метод впервые был внедрен на заводе в Вест—
Вэлли в США [47, 59, 62]. Метод, по существу, состоит из двух процес­
сов: рубки твэлов на куски и растворения топливной композиции.
Эти процессы составляют два самостоятельных узла технологической
схемы. Поэтому здесь будет рассмотрена лишь рубка твэлов (см.
рис. 3.1,6).
На работающих и строящихся заводах метод применяют в трех моди­
фикациях: рубка целой сборки без предварительного ее демонтажа,
рубка сборки после отделения от нее хвостовиков, полный демонтаж
сборки в рубка отдельных стержней [29, с. 88; 60] (см. рис. 3.1, б).
В СССР, Франции, США, ФРГ разработаны агрегаты рубки сборок твэ­
лов и отдельных твэлов. При этом в предполагаемых вариантах машин
предусмотрено как вертикальное, так и горизонтальное расположение
режущего механизма. В качестве режущего механизма предлагаются
пресс-ножницы, ножи вертикальный и горизонтальный, а для отрезки
концевых деталей ТВС — пилы с вращающимися электродами, плаз­
менный резак и др.
Французская фирма "Сен-Гобен Текник Нувель" (новое название
Sosiete' Generate Techniques Nouveiles) разрабатывает агрегаты рубки
в различных вариантах, специально приспособленных к технологической
схеме завода-заказчика. Размер отрезков топлива может изменяться в
пределах 25—75 мм. Агрегат может рубить сборки длиной до 6 м, сече­
нием 300x300 мм. Скорость рубки 5 ударов/мин; производительность
агрегата может быть доведена до 5 т/сут. Потери ценных компонентов
на этой операции составляют около 0,2%. В середине 70-х годов эта
фирма была монополистом в сфере изготовления и поставок разделоч­
ных машин за рубежом. Она изготовила агрегаты рубки для заводов
США, Франции, Японии, Индии. В 80-х годах эта фирма также занима­
лась проектированием и производством агрегатов для заводов Франции
и Японии.
Рубку целой сборки твэлов производят и проектируют в дальнейшем
производить на перерабатывающих большие партии однотипного топли48

•

•

Рис. 3.2. Схема станка для отрезки хвостовиков:
1 - ванна; 2 - сборки твэлов; 3 - дисковые пилы

Рис. 3.3. Схема агрегата для резки ТВС:
1 - камера контроля кусков; 2 - прессовая установка; 3 - блок
4 - камера подачи

ва заводах на м. Аг во Франции, в Токаи-Мура в Японии и в Селлафилде
в Великобритании. На опытно-промышленных заводах, например на
заводе WAK в ФРГ, чтобы избежать установки дорогостоящего слож­
ного оборудования, рубят не целые сборки, а отдельные твэлы или пуч­
ки твэлов. Для этого у ТВС сначала срезают хвостовики (рис. 3.2), уда­
ляют скрепляющие детали и вытягивают твэлы. Высвобожденные твэ­
лы поступают в агрегат рубки [29, с. 88; 60].
В СССР предусмотрено сплющивать сборки твэлов с помощью спе­
циального устройства и затем разрезать на куски длиной 40 мм с по­
мощью пресса рубки [63] (рис. 3.3). Увеличение длины кусков при
резке твэлов повышает производительность режущих агрегатов и умень­
шает потери топлива на данной стадии. Однако при этом увеличивается
продолжительность растворения и возрастает вероятность потери деля­
щихся материалов с остатками оболочек.
49
4-6819

Рис. 3.4. Схема установки для лазерной резки
ТВС:
1 - генератор; 2 — проводник; 3 - кран;
4 - установка для закрепления и вращения сбор­
ки; 5 - сборка твэлов; 6, 8 - приспособление для
перемещения фокусирующего устройства; 7 фокусирующее устройство; 9 - подвижное зер­
кало; 10 - неподвижное зеркало

Как отмечалось выше, существенный не­
достаток метода рубки-выщелачивания сложность оборудования для рубки твэ­
лов и необходимость его дистанционного
обслуживания. В настоящее время ис­
следуют возможность замены механичес­
ких способов рубки.
Так, изучали возможность электролитической резки кожуха сборок
и обслочек твэлов с одновременным выщелачиванием топлива электро­
литом [78]. В Великобритании (завод в Дунрее), в СССР, во Франции
и в США ведут разработки, связанные с использованием для резки сбо­
рок твэлов луча лазера (рис. 3.4). На заводе в Дунрее лазерную рез­
ку используют для отрезания хвостовиков сборок твэлов реакторов
на быстрых нейтронах, а также для продольной и поперечной резки
кожуха сборки твэлов. После освобождения топливных стержней все
оставшиеся конструкционные детали сборок режут также с помощью
лазера на более мелкие куски, которые затем упаковывают в контей­
неры для хранения. Испытания лазера мощностью 400 Вт, работающе­
го в непрерывном режиме, показали, что он может быть точно сфоку­
сирован для резки кожуха (толщиной 3,25 мм) вдоль и поперек со
скоростью резки 0,5 м/мин и при этом не будет оказывать большого
влияния на прилегающие к кожуху топливные стержни.
Изучение возможных последствий аварийных случаев разрезания
топливных стержней (хотя такие случаи и считают маловероятными)
показало, что при воздействии луча лазера на сердечник возможно
улетучивание некоторых продуктов деления и плутония, а также сплав­
ление топливных материалов с образованием труднорастворимых со­
единений [23,65].
В Радиевом институте им. В.Г. Хлопина (СССР) исследовалась воз­
можность резки лучом лазера твэлов ВВЭР с разной глубиной выгора­
ния. Была создана установка, включающая узел формирования лазер­
ного луча, систему его транспортирования и ввода в защитную камеру,
50

блок для размещения и герметизации вскрываемого топлива и систе­
му для улавливания и анализа в процессе резки твэлов компонентов
газовоздушной смеси [66]. Результаты испытаний показали принци­
пиальную возможность осуществления лазерного метода резки. Заданная
мощность луча обеспечили резку единичных твэлов ВВЭР в течение
0,5—1,0 с при ширине реза( около 0,9—0,8 мм. Количество радиоактив­
ных материалов, уносимых во время р)езов, соизмеримо с тем, кото­
рое образуется при механической рубке. Выделение газообразных и лег­
колетучих компонентов определяется только объемом вскрываемой
зоны твэла. Растворение Партии кусков твэлов ВВЭР, нарезанных с
помощью лазерного луча, не выявило существенного отличия от ско­
рости растворения механически нарубленногЬ топлива. Количество не­
растворимых остатков и содержание в них урана и плутония были на
допустимом уровне, близком к показателям традиционных способов
вскрытия топлива.
Преимущество лазерной резки твэлов в сравнении с механической
рубкой состоит в отсутствии сложного оборудования, требующего
дистанционного обслуживания и ремонта. Однако лазерная резка не­
возможна без создания установок с большим ресурсом непрерывной
работы луча, совершенствования оптических систем транспортирова­
ния луча, его ввода в активную зону, фокусировки луча и геометри­
ческой ориентации при вскрытии твэлов.
3.2. ДОПОЛНИТЕЛЬНЫЕ ОПЕРАЦИИ
ПОДГОТОВКИ ТОПЛИВА К РАСТВОРЕНИЮ

В отработавших твэлах с высокой и средней глубиной выгорания
накапливается большое количество газообразных радиоактивных про­
дуктов, которые представляют серьезную биологическую опасность.
Этими продуктами, прежде всего, являютф тритий, иод и криптон.
В процессе растворения ядерного топлива основная их часть выделя­
ется и уходит с газовыми потоками. Однако некоторое количество
радиоактивных газов остается в растворе, \а затем распределяется в
большом количестве продуктов по всей цепочке переработки. Осо­
бую опасность при этом представляет тритий, образующий третирован­
ную воду, НТО, которую весьма трудно отделить от обычной воды.
Поэтому на стадии подготовки топлива к растворению предлагается
вводить дополнительные операции, позволяющие освободить топливо
от основной массы радиоактивных газов и сосредоточить их в неболь­
ших объемах сбросных продуктов. Предложенные для этой цели ме­
тоды хорошо сочетаются с методами резки твэлов на отдельные куски.
В США, СССР, ФРГ и Японии разработан процесс предварительной
обработки топлива, получивший название "волоксидация", при кото­
ром куски оксидного топлива (подвергают обработке кислородом при
температуре 450-470 °С. В этих условиях происходит перестройка
51

структуры решетки оксидного топлива в стзязи с переходом U0 2 -*
-• U 3 0 8 . Образование триурана октаоксида приводит к увеличению
поверхности топливных частиц, причем общий объем их может увели­
читься до 30 %. Это вызывает увеличение напряжения и даже разрыв
оболочек^ что способствует выделению газоо»бразных продуктов деле­
ния — трития, иода, благородных газов.
При испытании процесса волс/ксидации на рпытной установке в Радие­
вом институте им. В.Г. Хлопана куски твэ^юв ДЛИНОЙ 40—50 мм под­
вергали нагреву до 420—А6(0 °С в атмосфере кислорода в течение
6—8 ч. При этом в газовую фазу выделялось около 99,5 % трития
главным образом в виде ЩГО [67]. Характер выделения благородных
газов и иода существенно /зависит от факторов, относящихся как к са­
мому топливу, так и к Условиям окислительной обработки. Поведе­
ние их в процессе объемного окисления кислородом весьма сложно.
Степень выделения в газовый поток непостоянна и составляет 40-70%
для Кг и 25-40 % для М 9 1. Одновременно происходит отгонка пример­
но 90 % Ru в форме Ru0 4 .

Рис. 3.5- Схема вибрационного аппарата ддя термоокислительной или термовосст'ановительной обработки топлива:
1 - внешние стенки-мембраны; 2 - вибратор; 3 - подвесные штанги; 4 приспособление для охлаждения; 5 - место \подачи топлива; б — ввод газа-окисли­
теля; 7 - герметичный кожух аппарата; 8, 9 - змеевики для нагревания и охлаж­
дения аппарата; 10 - слой термоизоляции; 1\1 - вывод газообразных продуктов;
12 - термоизолирующие стенки; 13 - мелкие отверстия в пластине 14 для про­
хождения порошкообразного топлива; 14 -'пластина; 15 - отверстие в пласти­
не 14 для более крупных частиц топлива и кусков оболочек; 16 - направляющая
пластина для измельченного топлива; 17 - вы!вод облученного топлива; 18 - вы­
вод оболочек
52

Разрыхление топливного материала при выделении газообра;зНЫХ
продуктов, а также при переходе диоксида урана в U 3 0 8 способ,СТВует
ускорению последующего /растворения топливных материалов; в азот­
ной кислоте. С этой же щелью были предложены также и ЦГругие про­
цессы газотермической Обработки вскрытых твэлов, напр^ ме р гидри­
рование водородом, нау/глероживание, окисление при воздействии воз­
духа или паров воды ц т.п. В некоторых разработках рекомендовано
вести эти процессы в условиях вибрации топливных материалов
(рис. 3.5) [68].
В приложении 4 приведена сводка основные методов вскрытия
твэлов.
Глава 4
РАСТВОРЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
Метод переведения ядерного топлива в раствор зависит от химичес­
кой формы топливной композиции., способа предварительной подго­
товки топлива, необходимости обеспечения определенной производи­
тельности.
Химическая форма топлив,ной композиции определяет выбор рас­
творителя. Например., топливо из металлического урана или оксидов
урана и плутония растворяется в азотной кислоте. Сплавы урана с цир­
конием или нержавеющей сталью требуют или использования более
агрессивных сред, или проведения электрохимического растворения
и т.п.
Если на стади/и предварительной подготовки топлива к переработ­
ке оболочки твэлов были удалены химическим или механическим спо­
собом, то на растворение поступают только сердечники твэлов. Если
твэлы разрезайи на куски вместе с конструкционными материалами,
необходимо /производить избирательное выщелачивание топливных
материалов, отделяя их от оболочек на стадии растворения. И, нако­
нец, если Hci стадии предварительной подготовки оболочки твэлов не раз­
рушались, то производят совместное растворение материалов оболо­
чек и тошшва.
Производительность завода или установки определяет выбор кон­
струкции] и размеры аппаратов для растворения.
К процессу растворения предъявляют следующие требования:
должна быть обеспечена высокая степень полноты растворения топ­
ливной композиции, чтобы не допустить потери делящихся материа­
лов с нерастворимым остатком;
обеспечение полноты растворения не должно приводить к получе­
нию большого объема разбавленных растворов;
получение максимально концентрированных растворов не долж­
но создавать условий для возникновения цепной ядерной реаки^~
т.е. процесс растворения должен быть ядерно безопасен;

полученные растворы должны быть устойчивы во времени; в них
не должны происходить химические процессы, например гидролиз, при­
водящие к выпадению в осадок ценных компонентов;
материал аппаратуры должен быть коррозионно-стоек в отноше­
нии применяемых реагентов;
используемые реагенты не должны отрицательно влиять на после­
дующие стадии химической переработки.

4.1. РАСТВОРЕНИЕ ТОПЛИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ БЕЗ ОБОЛОЧЕК

4.1.1. Растворение металлического урана и диоксида урана
Растворение топливных материалов без оболочек осуществляют в
двух вариантах: растворение сердечников, если их оболочки были пред­
варительно удалены, или выщелачивание топливных материалов из от­
резков твэлов.
Химическое и механическое снятие оболочек применяют для твэ­
лов, сердечники которых состоят из металлического урана, рубку твэ­
лов производят при переработке оксидного трплива. В обоих случаях
дальнейшее растворение сердечников проводят в азотной кислоте без
каких-либо катализирующих добавок.
Металлический уран обычно растворяют в 8—U моль/дм3 HN03, а
диоксид урана - в 6-8 моль/дм3 HN03 при температуре 80-100 °С
(заводы в Маркуле и на м. Аг, Франция; в Селл^филде, Великобри­
тания) .
Растворение урана в азотной кислоте представляет собой сложный
процесс [47, ч. 60; 69]. Состав образующихся конечных продуктов,
расход азотной кислоты и скорость растворения зависят от многих
факторов, в частности от концентрации азотной кислоты, температу­
ры, скорости удаления газообразных продуктов реакции,\ наличия про­
дувки раствора воздухом или кислородом, наличия перемешивания
или циркуляции раствора.
Полнота и скорость выщелачивания оксидного топлива из отрез­
ков твэлов зависят от возможности проникновения кислоты к топли­
ву в отрезках твэлов, т.е. от длины отрезков, возможности высыпа­
ния частиц топлива из полости отрезка, от степени деформации и фор­
мы края оболочки на отрезках. Производительность узла растворе­
ния можно увеличить, если отрезки твэлов перед растворением пропус­
тить между валками, подвергая их сжимающей деформации. При этом
более 15 % U0 2 высыпается из оболочки, и кислота легче проникает
в отрезки. Если растворение топлива из недеформированных отрез­
ков твэлов длиной 5 см происходит за 10 ч, то из кусков, деформиро­
ванных сжатием до 10—15 % первоначального диаметра, растворение
протекает быстрее на 3 ч с учетом операций обмывки оболочек [70].
54

Диоксид урана растворяется достаточно быстро в кипящей азотной
кислоте. В зависимости от концентрации азотной кислоты и соотноше­
ния количеств диоксида урана и кислоты растворение протекает с вы­
делением разных количеств диоксида или оксида азота и может быть
описано реакциями
U0 2 +4HN03 -* U02 (N0 3 ) 2 + 2N02 +2Н 2 0;
U0 2 + 3HN03 -• U02 (N0 3 ) 2 + 0,5NO + 0,5NO2 + 1,5К20.
Одновременно с растворением металлического урана или диоксида
урана протекают реакции, приводящие к частичной регенерации азот­
ной кислоты:
2NO + 0 2 -> 2N0 2 ;
2N02 + Н2 О -> HN03 + HN0 2 .
Образующиеся при растворении газы поступают с восходящим по­
током в конденсатор аппарата растворения, где большая часть N0 окис­
ляется воздухом до N0 2 , поглощается водой с образованием HN03
и возвращается с обратным потоком азотной кислоты. Кроме оксидов
азота отходящие газы содержат небольшое количество азота, оксидов
углерода (за счет примесей графита в металле) и водорода.
Чтобы снизить расход азотной кислоты, оксиды азота окисляют
кислородом или воздухом, который для этой цели вводят в аппаратрастворитель. Полное окисление оксидов азота с последующим погло­
щением их водой и образованием азотной кислоты, которое может быть
осуществлено при непрерывной циркуляции реагентов через аппаратрастворитель и дефлегматор, способствует созданию условий "бездым­
ного" растворения.
Разрушение топливной композиции при растворении приводит к ос­
вобождению всех радиоактивных продуктов деления. При этом газо­
образные продукты деления (иод, криптон) попадают в систему сброса
отходящих газов. Перед выбросом в атмосферу сбросные газы прохо­
дят через систему газоочистки (см. разд. 9.5). Большая часть других,
негазообразных продуктов деления растворяется в азотной кислоте
с образованием нитратов соответствующих элементов. Однако при вы­
сокой степени выгорания топлива, когда количества образующихся
продуктов деления достигают килограммов на 1 т U, часть труднораство­
римых осколочных элементов полностью в раствор не переходит и об­
разует нерастворимые взвеси. К таким элементам относятся, прежде
всего, рутений и молибден. Кроме того, в нерастворенном виде оста­
ется часть углерода и кремния, которые могут присутствовать как в
материале сердечника, так и в смазочных материалах, находящихся
между поверхностью сердечника и оболочкой твэла.
55

Изучение растворимости оксида U 3 0 8 , образующегося при термо­
обработке U0 2 , показало, что скорость растворения увеличивается
с ростом концентрации азотной кислоты от 0,1 до 10 моль/дм3 и уве­
личением температуры от 30 до 95 °С, а также зависит от интенсивнос­
ти перемешивания. Удаление на стадии термообработки трития и руте­
ния приводит к тому, что в растворе U 3 0 8 их концентрация ниже, чем
в растворе U0 2 . В то же время термообработка вызывает образование
труднорастворимых форм плутония, рутения, молибдена, палладия,
технеция, родия и соответственно повышение количества нераствори­
мых остатков примерно в 2 раза [71].
4.1.2. Растворение смешанного
уран-плутониевого оксидного топлива
Смешанное оксидное топливо (U, Pu)0 2 растворяют в концентриро­
ванной азотной кислоте. Полнота и скорость растворения (U, Pu)0 2
зависят от содержания плутония в топливе, способа изготовления топ­
лива, влияющего на гомогенность композиции, объема и концентра­
ции азотной кислоты, температуры и т.п. Растворимость смешанного
топлива падает с ростом содержания в нем плутония.
Процесс его растворения протекает более сложно, чем растворение
чистого диоксида урана. Если U0 2 растворяется в HN03 быстро вслед­
ствие окисления иона U4+ до U0 2 + и перехода уранил-иона из решетки
оксида в раствор, то Pu02 — труднорастворимое соединение — не окис­
ляется ни азотной, ни азотистой кислотой [72]. Для перевода Pu0 2 в
азотнокислый раствор необходимо вводить окисляющие или комплексообразующие добавки или применять электрохимическое окисле­
ние. В качестве добавок могут быть использованы HF, HI, НВг, НС1,
H2SC>4, четырехвалентный церий, серебро в двухвалентном состоя­
нии или трехвалентный кобальт и т.п. В ряде американских и фран­
цузских работ предлагалось поддерживать необходимую концентра­
цию окисляющего иона электролитически. Такими электрохимичес­
ки генерируемыми окислителями могут быть, в частности, ионы, при­
сутствующие в топливе в качестве продукта деления или продукта
другой ядерной реакции, например церий и америций [70, 72, 73].
При сопоставлении пар Ag (II) /Ag (I), Се (IV) /Се (III) и Со (III) /Со (II)
установлено, что обмен электроном в первой паре происходит быст­
рее, чем в двух других, и именно этот окислитель рекомендован для
использования в укрупненных испытаниях. Однако чаще всего при
растворении (U, Pu)0 2 в азотной кислоте применяют фторид-ионы,
хотя введение в раствор коррозионно-активного иона усложняет про­
цесс и вызывает необходимость очистки раствора от этого иона перед
экстракцией. Поэтому продолжаются поиски методов растворения без
добавок или с минимальными добавками фторид-иона или других реа­
гентов. Было показано [74], что (U, Pu)0 2 , так же как иРиб 2 и Th0 2 ,
56

можно растворять без добавок фторид-иона в концентрированной азот­
ной кислоте при температурах от 120 до 300 °С в атмосфере озониро­
ванного кислорода в автоклаве. Однако этот метод вряд ли может быть
рекомендован для промышленного использования.
Увеличению полноты растворения топлива в азотной кислоте без
добавок окислителей способствуют следующие условия изготовле­
ния топлива:
повышение температуры спекания таблеток топлива до 1700 °С,
если топливо образовали смешением порошков оксидов;
снижение размера частиц индивидуальных оксидов до величины ме­
нее 10 мкм;
образование (U, Pu)0 2 методами соосаждения, например методом
AUPUC (Ammonium Uranyl Plutonyl Carbonate), золь—гель или с при­
менением микроволнового нагрева [75].
Твердые гомогенные растворы U0 2 —Pu0 2 растворяются гораздо
полнее, чем механически смешанные порошки, когда Pu0 2 диспер­
гирован в матрице U0 2 . Максимальное содержание Pu02 в твердом
растворе (U, Pu)0 2 , при котором топливо практически полностью
растворяется, обычно оценивается в 30—35 % по массе. Однако систе­
матическое изучение растворимости (U, Pu)0 2 с содержанием плуто­
ния от 25 до 75 % в кипящей азотной кислоте показало, что верхний
предел концентрации плутония в топливе может быть повышен. Образ­
цы (U, Pu)0 2 в виде твердого раствора, содержащего 55 и 65 % по мас­
се Ри, полностью растворяются в 5 и 10 моль/дм3 кипящей азотной
кислоте соответственно, если содержание суммы металлов в образую­
щемся растворе не превышает 1 моль/дм3. Если сумма концентраций U
и Ри в растворе больше 1 моль/дм3, то растворимость (U, Pu)0 2 па­
дает. В этом случае предельное содержание плутония для растворения в
5 моль/дм3 HN03 составляет 35 %, а для 10 моль/дм3 HN03 - 40 %
Pu02 в смешанном топливе [76].

4.1.3. Растворение карбидного топлива
Наряду с разработкой методов растворения оксидного топлива про­
водится изучение процессов растворения перспективных видов топли­
ва: карбидного, карбонитридного и нитридного, содержащего не толь­
ко уран, но и плутоний. Нитридное топливо хорошо растворяется в
азотной кислоте, образуя прозрачный темно-желтый раствор, а карбид­
ное и карбонитридное топливо - непрозрачные растворы желтого цве­
та. В зависимости от режима растворения большая или меньшая часть
углерода превращается в С0 2 , а оставшаяся часть переходит в раствор
в форме углеродсодержащих органических кислот, в основном щавеле­
вой и меллитовой (бензолгексакарбоновая кислота). Превращению
углерода карбидного топлива в С02 способствуют относительно низкие
57

к нцентрации азотной кислоты (2—4 моль/дм3) и высокая температура
[77,78].
Наличие в растворе органических кислот мешает нормальному проте­
канию дальнейшего процесса очистки урана и плутония. Поэтому орга­
нические примеси должны быть разрушены. Дня этой цели предложе­
но применять химические окислители (Мп02, РЬ0 2 ) или фотохими­
ческий способ.
В Великобритании разработан метод растворения смешанного кар­
бидного топлива (U, Ри)С, заключающийся в обработке топлива
6 моль/дм3 НЫОз и потоком озонированного кислорода. Вместо озо­
нированного кислорода может быть использовано электролитическое
окисление. Полученный раствор не требует дополнительной очистки
от органических соединений перед экстракционной очисткой.
4.2. СОВМЕСТНОЕ РАСТВОРЕНИЕ ТОПЛИВНЫХ МАТЕРИАЛОВ
И ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ

Разрушение оболочек твэлов на стадии предварительной подготов­
ки целесообразно использовать не во всех случаях переработки твэлов.
Оно оказывается непригодным, например, для твэлов сложной конфи­
гурации или в тех случаях, когда материал сердечника нерастворим
в азотной кислоте, а также при переработке высокообогащенного топ­
лива, где нежелательны даже незначительные потери ценных компонен­
тов в процессе снятия оболочек. В таких случаях целесообразно про­
изводить совместное растворение оболочек и сердечника.
4.2.1. Растворение уран-алюминиевого ядерного топлива
Совместное растворение оболочек из алюминия и магния и сердеч­
ников твэлов применяли в первые периоды работы на французских
заводах, на заводе в Тромбее (Индия) и на итальянских установках.
Твэлы из высокообогащенного (93 % 2 3 5 U) урана и из сплавов урана
с алюминием вместе с алюминиевой оболочкой растворяют на заво­
дах США в Айдахо и в Саванна—Ривере. Растворение производят в раз­
бавленной азотной кислоте с азотнокислой ртутью в качестве катализа­
тора при температуре кипения раствора (около ПО °С). В начале про­
цесса необходимо нагревание раствора, а затем — отвод тепла, так как
реакция является сильно экзотермической.
Разработано и запатентовано несколько способов проведения раство­
рения таких материалов. Например, его рекомендуют начинать в 0,8—
1,2 моль/дм3 HN03 в присутствии 0,003—0,015 моль/дм3 Hg2+ при
температуре 70 °С, а затем добавлять концентрированную азотную
кислоту для создания в системе кислотности до 4—6 моль/дм3 [79].
Скорость растворения уран-алюминиевых .сплавов азотной кислоте
сильно зависит от состава примесей в топливе. Например, никель, крем­
ний и медь значительно уменьшают скорость растворения, а железо
58

его слабо катализирует [80]. Так, если время растворения порции
сплава урана с высокочистым алюминием составляет 14 мин, то для
такой же порции уран-алюминиевого сплава с содержанием 2,9 % крем­
ния оно составляет 1400 мин. Технология растворения топлива из спла­
вов алюминия с ураном в азотной кислоте хорошо отработана. Процесс
легко протекает даже для твэлов с большой глубиной выгорания. Не­
достаток технологии заключается в том, что в отходы переходит отно­
сительно большое количество ртути, которая интенсифицирует кор­
розию и тем самым усложняет процессы переработки и хранения от­
ходов, а также в увеличении вероятности образования стабилизирован­
ных эмульсий, осложняющих последующий процесс экстракционной
очистки.
Как было показано в Саванна-Ривере, в азотной кислоте с ртутным
катализатором хорошо растворяется также топливо на основе силици­
да и оксида урана в алюминиевой матрице. Время растворения 4—8 ч,
что соответствует режиму работы узла растворения завода [81].
4.2.2. Растворение уран-циркониевого ядерного топлива
Совместное растворение ядерного топлива и оболочки часто требу­
ет использования реагентов-растворителей более агрессивных, чем
азотная кислота.
При изготовлении твэлов в качестве конструкционного материала
оболочки, а также инертного компонента сердечника часто используют
цирконий, так как он обладает малым сечением захвата нейтронов и
весьма коррозионно-стоек. По этой последней причине он не растворяет­
ся в азотной кислоте. Растворение твэлов на основе сплавов урана с цир­
конием осуществляют в смеси фтористоводородной и азотной кислот.
Однако при этом возникают трудности в выборе материала для ап­
паратуры, поскольку фторид-ионы вызывают сильную коррозию не­
ржавеющих сталей. Подходящим материалом является монель - сплав
на основе никеля с добавкой 27-29 % меди, 2—3 % железа и 1,2—1,8 %
марганца (иногда за счет уменьшения содержания меди он содержит
до 3 % алюминия). Фтористоводородную кислоту иногда рекоменду­
ют заменять фторидом аммония или калия. Для снижения коррозии
аппаратов-растворителей в растор вводят нитрат алюминия. Комплексообразование фторид-ионов с алюминием приводит к уменьшению их
активности в растворе.
При высоком содержании циркония в сердечнике твэлов (> 90 %)
растворение можно проводить непосредственно во фтористоводород­
ной кислоте. Однако большой избыток свободных ионов фтора вызы­
вает выпадение в осадок урана в виде UF4-3/4 Н 2 0. Уменьшение кон­
центрации свободных ионов фтора приводит к гидролизу солей цир­
кония. Область стабильности таких растворов жестко ограничена и за­
висит от концентрации фторидов циркония, кислотности раствора и
59

температуры. Поэтому при растворении топлива необходим строгий
контроль за концентрацией фтористоводородной кислоты и температу­
рой раствора. Для удерживания урана в растворе рекомендуется пере­
водить его в шестивалентное состояние путем введения в процесс окис­
лителей.
На заводе в Айдахо (США) для растворения ядерного топлива слож­
ного состава, например топлива из Zr0 2 — U0 2 , покрытого пиролитическим графитом, в оболочке из циркалоя, применяют трехступенча­
тый процесс: оболочку растворяют в 5 моль/дм 3 HF, диоксид цирко­
ния — в 20 моль/дм 3 HF, а для полного растворения диоксида урана к
раствору в качестве окислителя добавляют 0,1 моль/дм 3 Н 2 Сг0 4 [47].
Для связывания фторид-ионов в комплексы с целью предотвращения
коррозии и уменьшения общего количества радиоактивных отходов
на этом заводе практикуется совместное растворение твэлов на осно­
ве уран-алюминиевых и уран-циркониевых сплавов.
4.2.3. Растворение твэлов в оболочках из нержавеющей стали
Для растворения твэлов в оболочках из нержавеющей стали, так же
как и для растворения циркониевого топлива, используют агрессивные
среды, оказывающие сильное коррозионное воздействие на аппарату­
ру. Совместное растворение оболочек из нержавеющей стали и ядер­
ного топлива возможно в смесях азотной кислоты с соляной или сер­
ной кислотами.
При использовании соляной кислоты (например, смеси 5 моль/дм 3
HN0 3 и 2 моль/дм 3 НС1) процесс протекает быстро и достаточно пол­
но. Однако в связи с сильной агрессивностью соляной кислоты процесс
можно проводить только в аппаратах из титана или тантала. Поэтому
перед подачей раствора на экстракцию в аппаратах из нержавеющей
стали соляную кислоту из раствора необходимо удалить. Для этого
разработан процесс противоточной дистилляции с 15,2 моль/дм 3
HN0 3 [47].
После растворения нержавеющей стали в серной кислоте экстрак­
цию можно производить непосредственно из полученного разбавлен­
ного раствора. Однако присутствие сульфат-ионов крайне нежелательно
не только из-за их коррозионного воздействия, но и в связи с возмож­
ностью образования нерастворимых сульфатов в перерабатываемых
растворах.
4.2.4. Электрохимическое растворение
Приведенный выше обзор методов растворения
показывает, что азотная кислота имеет некоторые
сравнению с другими растворителями. Растворение
достаточно быстро, полученные растворы пригодны
60

ядерного топлива
преимущества по
в ней происходит
для экстракцион-

ной переработки, в качестве конструкционных материалов на всех уз­
лах технологической схемы можно использовать нержавеющую сталь.
Поэтому для переведения труднорастворимых видов топлива в раствор
с помощью азотной кислоты были разработаны методы электрохими­
ческого растворения.
Метод электрохимического анодного растворения впервые был ис­
пытан в США в 1951 г., а затем использован на заводах в Айдахо и в
Саванна-Ривере при переработке топлива типа керметов в оболочках
из нержавеющей стали или нихрома [82]. Этот метод особенно удобен
в тех случаях, когда необходимо перерабатывать небольшие партии
разнообразных по составу твэлов сложной конфигурации из высокообогащенного урана.
Электрохимический метод приводит к практически полному раство­
рению материалов сердечника и оболочек [83]; нерастворенными ос­
таются лишь графит и цирконий. Если твэлы имели оболочки из циркалоя, то сплав разрушается, а цирконий в виде гидратированного
диоксида выпадает в осадок на дно аппарата.
Выбор соответствующих режимов электрохимического процесса
позволяет производить дифференцированное растворение: одновре­
менно растворять оболочку и сердечник, отдельно растворять оболоч­
ку, а затем сердечник, растворять только сердечник. Это дает возмож­
ность отделить основную массу конструкционных материалов от топ­
ливных на стадии растворения и при этом избежать потерь ценных ком­
понентов, которые возможны при отделении оболочек на стадии пред­
варительной подготовки. Решающее значение для успешного осущест­
вления электрохимического растворения имеет конструкция аппаратовэлектролизеров.
Таким образом, любые конструкционные материалы и топливные
композиции могут быть переведены в раствор. Однако в условиях
высокопроизводительной промышленной переработки, например при
экстракционной переработке твэлов АЭС, более целесообразно осу­
ществлять процесс рубки—выщелачивания. При поступлении на пере­
работку большого количества однотипного стандартного топлива оп­
равдана . установка даже достаточно сложного оборудования для руб­
ки твэлов, так как при этом получается большой выигрыш вследствие
сокращения количества образующихся жидких радиоактивных отхо­
дов. Кроме того, использование процесса рубки—выщелачивания ис­
ключает поступление в перерабатываемые растворы нежелательных
примесей, в частности компонентов оболочки из нержавеющей стали
и циркалоя, железа, никеля, хрома и других, которые могут ослож­
нять технологию переработки радиоактивных растворов.

4.3. ОБОРУДОВАНИЕ ДЛЯ РАСТВОРЕНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

На радиохимических заводах и установках растворение и выщела­
чивание ядерного топлива осуществляют в периодическом, полунепре­
рывном и непрерывном режимах. Для каждого из этих режимов разра­
ботаны многочисленные конструкции аппаратов-растворителей. Ап­
параты-растворители любой конструкции должны удовлетворять сле­
дующим требованиям:
обеспечение свободной циркуляции раствора и необходимого для
растворения времени контакта;
поддержание установленной кислотности раствора;
регулирование температуры раствора для поддержания необходи­
мой скорости растворения;
соблюдение условий ядерной безопасности;
обеспечение системами конденсации азотной кислоты и очистки
выделяющихся при растворении газов;
коррозионная стойкость конструкционных материалов по отно­
шению к используемым реагентам.
Аппараты, предназначенные для выщелачивания сердечника твэлов,
должны обеспечивать возможность обмывки, контроля и выгрузки
нерастворившихся кусков оболочек. Поэтому аппараты для выщела­
чивания более сложны по конструкции, чем аппараты, в которых долж­
но происходить полное растворение поступающего в них материала.
4.3.1. Аппараты периодического действия
Для осуществления периодического и полунепрерывного процес­
сов выщелачивания на ряде' заводов (м. Аг, Вест-Вэлли, Барнуэлл,
Карлсруэ) установлены аппараты корзиночного типа (рис. 4.1). Куски
твэлов, разрезанные вместе с оболочкой, загружают в перфорирован­
ные корзины из нержавеющей стали, которые погружают в раствори­
тель. По окончании растворения корзину с кусками оболочек выни­
мают из растворителя, промывают последовательно разбавленной азот­
ной кислотой и водой. Куски оболочек перегружают в контейнер для
захоронения, а корзину вновь используют для растворения [56, 60, 62].
Полунепрерывный процесс растворения отличается от периодичес­
кого тем, что загрузку и выгрузку корзины производят периодически,
а раствор ядерного топлива непрерывно циркулирует между аппаратом
для растворения и буферной емкостью, из которой часть раствора не­
прерывно отбирают для дальнейших операций.
На заводе THORP в Селлафилде предполагают установить три перио­
дически действующих аппарата, которые поочередно будут соединяться
с агрегатом резки через поворотное устройство. Емкость каждого ап­
парата около 1,7 т по урану, цикл загрузки, растворения и выгрузки
для одного аппарата будет продолжаться по 12 ч. Корзину, загружен62

Газ Продукт Раствор

Рис 4.1. Схема корзиночного аппарата-растворителя
Рис. 4.2. Схема аппарата-растворителя периодического действия с пневматической
выгрузкой оболочек:
1 - куски твэлов; 2 - стержни с поглотителями нейтронов; 3 - пароводяная
рубашка

ную кусками топлива длиной 2,5-10 см (по другим данным 2,57,5 см), погружают в 7 моль/дм3 азотную кислоту при 90 °С. За счет
теплоты растворения температура быстро поднимается до 105 °С Обо­
лочки удаляют из аппарата вместе с корзиной, производят измерение их
радиоактивности, промывку и выгрузку [42].
В последние годы создаются аппараты-растворители с высокой разо­
вой загрузкой (до 2 т). В ФРГ предложена ядерно-безопасная конструк­
ция аппарата, включающая плоский бак-хранилище раствора, к узким
стенкам которого присоединяются еще два плоских бака. В эти боко­
вые баки помещают корзины с топливом. Все баки имеют общее дни­
ще с уклоном в сторону боковых баков.
Если сердечник твэла растворяют вместе с оболочкой, иногда исполь­
зуют корзины одноразового действия из растворимого материала,
идентичного материалу оболочки, например из алюминия. Тогда вместе
с ядерным топливом растворяется и корзина. Такой метод растворе­
ния применяли на заводе в Моле до его реконструкции.
Аппараты-растворители корзиночного типа зарекомендовали себя
в процессе эксплуатации как простые и надежные конструкции. Су­
щественным недостатком этого метода растворения является необхо­
димость транспортирования пылящего на местах среза высокоактив63

ного материала в перфорированных корзинах от места их загрузки (аг­
регат рубки твэлов) до аппарата-растворителя. Такие открытые опе­
рации крайне нежелательны при обращении с высокоактивными пыля­
щими материалами.
В СССР разработан аппарат-растворитель периодического действия
с пневматическим выбросом оболочек (рис. 4.2) [84, с. 172]. Нарезан­
ные куски твэлов из агрегата рубки поступают по герметично присоеди­
ненному трубопроводу непосредственно в кольцо аппарата-раствори­
теля, в котором производится выщелачивание топлива. В нижней части
кольца имеются сопла, через которые под давлением подается азот
для выброса оболочек в контейнеры после растворения материала сер
дечника. Недостатком растворителя с пневматической выгрузкой обо­
лочек является большой расход азота, который необходимо очищать
от радиоактивных аэрозолей, образующихся в аппарате при выбросе
оболочек,
4.3.2. Аппараты непрерывного действия
Непрерывный процесс растворения осуществляют в герметичных
горизонтальных или вертикальных аппаратах, в которых движение
кусков твэлов и азотной кислоты организовано, как правило, по прин­
ципу противотока. При установке аппаратов непрерывного действия
необходимо обеспечить синхронизацию его работы с агрегатом рубки
твэлов. При этом из агрегата рубки должны равномерно поступать
куски твэлов одинакового размера.
Аппарат непрерывного действия для растворения уранового топли­
ва был установлен на заводе в Селлафилде. В США, Франции и Великобритации ведутся разработки аппаратов непрерывного действия ти­
па вращающегося барабана или со спирально движущимся шнеком
внутри камеры растворения. Аппараты пригодны для растворения вы­
соковыгоревшего оксидного уранового и смешанного уран-плутоние­
вого топлива.
В ядерном центре Фонтене-о-Роз (Франция) разработан вращающий­
ся аппарат непрерывного растворения для крупных заводов произво­
дительностью 6 т/сут (рис. 4.3). Подобный аппарат будет установлен
на заводе UP-3 на м. Аг. Аппарат состоит из резервуара с раствором
азотной кислоты, в который погружен вращающийся орган в форме
колеса. Внутренний диаметр колеса 1 м, внешний диаметр 2,7 м, толщи­
на колеса 16 см. Колесо разделено на 12 одинаковых загрузочных ка­
мер. Трубопровод для подачи топлива из агрегата рубки стыкуется
с верхней частью загрузочных камер колеса. Топливо непрерывно по­
дается в трубопровод, а затем в одну из загрузочных камер. При вра­
щении колеса загрузка происходит поочередно в каждую камеру. Вра­
щение прекращается только на несколько секунд для ввода топлива
в загрузочную камеру. Загруженные топливом камеры постепенно
64

Рис. 4.3. Схема вращающегося аппарата-растворителя непрерывного действия

опускаются в нижнюю часть аппарата, заполненную кипящей азотной кис­
лотой. Одновременно там находятся четыре камеры. Скорость враще­
ния колеса регулируют и устанавливают такой, чтобы топливо пол­
ностью растворилось. После растворения скрап из оболочек топлива,
оставшийся в камерах, промывают азотной кислотой и направляют
на выгрузку [60].
В Ок-Риджской национальной лаборатории разработан аппарат для
непрерывного выщелачивания в форме цилиндрического барабана,
продольная ось которого расположена горизонтально. Барабан можно
вращать как по часовой стрелке, так и против. Аппарат разделен верти­
кальными перфорированными перегородками на отсеки, первый из
которых служит для приема нарезанных кусков твэлов, а последний —
для выгрузки нерастворившегося твердого материала. Промежуточ­
ные отсеки предназначены для выщелачивания. Перфорация обеспе­
чивает свободное перемещение раствора через перегородки противо­
током к направлению передвижения твердых частиц. Для переноса
твердого вещества из отсека в отсек в каждой перегородке есть от­
верстие. Отсеки снабжены лопатками для перемешивания материала и
приспособлением для его переноса в другой отсек. Процесс выщела65
5-6819

чивания ведут при вращении аппарата в одном направлении — против
часовой стрелки, а перегрузку материала из отсека в отсек при враще­
нии в другом направлении — по часовой стрелке. Такая последователь­
ность смены направлений вращения продолжается до тех пор, пока
куски твэлов не пройдут все отсеки для выщелачивания, а нерастворившиеся куски оболочек попадут в последний отсек, откуда их сбрасы­
вают в отверстие выходной трубы.
Продолжительность выщелачивания и пребывания кусков твэлов
в аппарате регулируется в соответствии с заданной концентрацией
растворителя, скоростью его потока, а также в зависимости от разме­
ра кусков твэлов и скорости растворения топлива.
Возможны и другие конструкции аппаратов непрерывного дейст­
вия. Например, в ФРГ предложен неподвижный U-образный аппарат,
внутри которого движется транспортер через зону загрузки кусков
топлива, U-образную зону растворения, зону обмывки оболочек и зону
их выгрузки [85]. Во Франции в Маркуле предложен аппарат с вибри­
рующей спиралью (рис. 7.2) [60].
Одним из существенных преимуществ непрерывного процесса рас­
творения — то, что в единицу времени растворяются примерно одина­
ковые количества топлива, вследствие чего происходит равномерное
во времени выделение газов и паров, образующихся при растворении.
Это дает возможность уменьшить габаритные размеры оборудования
системы газоочистки по сравнению с размерами этих систем при перио­
дическом процессе растворения, когда в результате быстрого проте­
кания реакции растворения в начальный период времени происходит
бурное выделение сразу большого объема газов.
Недостаток аппаратов непрерывного действия состоит в наличии
движущихся деталей (рабочий орган, рессоры и т.п.), которые необ­
ходимо герметично соединять с неподвижными коммуникациями.

Рис. 4.4. Схема аппарата-растворителя с вибрационным перемеще­
нием оболочек и топлива:
1 - выгрузка оболочек; 2 - сдувка; 3 - рабочий орган; 4 - за­
грузка топлива; 5 — вибропривод; 6 - слив раствора; 7 - рессоры;
8 - контейнер
66

С целью устранения этого недостатка в СССР была разработана мо­
дель аппарата-растворителя непрерывного действия с транспортирова­
нием кусков твэлов с помощью бегущего электромагнитного поля
[86]. Аппарат компактен и не имеет движущихся частей. Лаборатор­
ные испытания модели аппарата показали, что этот принцип может
быть положен в основу действующей установки.
В СССР разработана также конструкция барабанного шнекового
аппарата [75] и аппарата с применением вибрации [86] (рис. 4.4).
Многочисленность конструкций аппаратов-растворителей непрерыв­
ного действия, различающихся по форме и способу транспортирования
кусков твэлов, свидетельствует о том, что до настоящего времени еще
не создан аппарат, в полной мере удовлетворяющий требованиям радио­
химического производства.
4.3.3. Аппараты для электрохимического растворения
Аппараты для электрохимического растворения могут быть и пе­
риодического, и непрерывного действия. Конструкции электролизе­
ров этих аппаратов можно подразделить на два типа [59].
В электролизере первого типа электроконтакт с растворяемым топ­
ливом устанавливается через раствор. Куски твэлов загружаются в кор­
зины из инертного материала. Постоянный ток проходит через раствор
(рис. 4.5). Действующий на заводе в Айдахо электролизер такого ти­
па, рассчитанный на токовую нагрузку 10 000 А, предназначен для
растворения топливных композиций с нержавеющей сталью. Расход
электроэнергии составляет 400 кВтч на 1 кг растворенной стали.

Раствор

Рис. 4.5. Принципиальная схема аппарата
для электрохимического растворения:
1 - пластина из платины толщиной
0,25 мм (анод); 2 - щель для циркуля­
ции раствора; 3 - пластиковый экран
анода; 4 - перегородка; 5 - титановая
шина анода; б - вывод раствора и газов;
7 - газообразные отходы; 8 - катодная
шина; 9 - загруженный твэл; 10 - частич­
но растворенный твэл; Л - перфориро­
ванная ниобиевая корзина; 12 ~ катод
из титана (корпус)

Растворитель

67

В аппаратах второго типа анодом являются сами растворимые кус­
ки твэлов, которые должны иметь хороший контакт с анодным токопроводом, выполненным в виде корзины. Материалом для корзины
служит ниобий или тантал. Катодом является корпус электролизера.
Недостаток такого электролизера заключается в трудности обеспече­
ния устойчивого электроконтакта между корзиной и растворяемым
материалом. Для восстановления электроконтакта между твэлами и
корзиной использовали встряхивающее устройство. Электролизер
этого типа был испытан на заводе в Саванна—Ривере. Скорость раство­
рения керамического ядерного топлива в оболочке из нержавеющей
стали при силе тока 3500 А составляла 2,3 кг/ч.
4.4. ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ
В ПРОЦЕССЕ РАСТВОРЕНИЯ

Для обеспечения ядерной безопасности в процессе растворения ис­
пользуют разные приемы:
подбор геометрии аппаратов (Барнуэлл, Вест-Вэлли, Айдахо, Карл­
сруэ) ;
ограничение количества загружаемого в аппарат ядерного топлива
(Вест-Вэлли, Моль, Среднезападный);
ограничение максимальной высоты уровня раствора в аппаратахрастворителях непрерывного действия (Среднезападный);
регулирование количества и концентрации подаваемой на растворе­
ние азотной кислоты (Вест-Вэлли);
- ... .._.
использование растворимых поглотителей нейтронов, таких, как
борная кислота, растворимые соли кадмия или гадолиния (Айдахо,
Барнуэлл, Саванна-Ривер, Моль, Вест-Вэлли, Селлафилд);
применение в аппаратах-растворителях вставок из во до род-соде ржащих материалов для замедления нейтронов и вставок, поглощаю­
щих нейтроны, например, в виде пластин из борсодержащей стали (Савана-Ривер).
Как правило, для обеспечения ядерной безопасности процесса од­
новременно используют несколько из указанных приемов.
Глава 5.
ПОДГОТОВКА РАСТВОРА ОЯТ К ЭКСТРАКЦИИ
Полученный в процессе растворения азотнокислый раствор ядерного
топлива, содержащий кроме ценных продуктов также продукты деле­
ния, компоненты конструкционных материалов и примеси, направляют
на экстракционную переработку с целью очистки и разделения урана и
плутония. Однако для обеспечения бесперебойной работы оборудова­
ния, достижения заданных коэффициентов очистки урана и плутония
68

и их разделения раствор необходимо предварительно очистить от взве­
сей и провести корректировку его состава в соответствии с техноло­
гическими условиями I экстракционного цикла.
5.1. ОСВЕТЛЕНИЕ

Полученный в процессе растворения ядерного топлива продукт всег­
да содержит некоторое количество осадков, взвесей и коллоидов, со­
стоящих из труднорастворимых компонентов.
Их состав зависит от многих факторов: химического состава сер­
дечника и конструкционных материалов твэла, глубины выгорания
топлива в ядерном реакторе, температурного режима в процессах из­
готовления твэлов и облучения топлива в ядерном реакторе, способа
снятия оболочки и переведения топлива в раствор и др. Следовательно,
состав взвесей не может быть постоянным и определенным.
Анализ нерастворимых остатков оксидного топлива энергетичес­
ких . реакторов показал, что они включают:
мелкие частицы оболочек (циркалоевых и из нержавеющей стали)
и конструкционных материалов сборок топлива в количестве 0,5—
5,5 кг/т в зависимости от способа резки топлива и степени износа ре­
жущего полотна;
частицы продуктов активации элементов конструкционных мате­
риалов (хрома, никеля, железа) в количестве около 1,8 кг/т;
частицы продуктов деления в количестве от 1 до 6 кг/т в зависи­
мости от химического состава топлива и его глубины выгорания;
остатки нерастворившегося топлива, масса которых зависит от спо­
соба получения и состава топлива, в частности от температурного ре­
жима в процессах изготовления твэлов и облучения в ядерном реакто­
ре, а также от условий растворения;
вторичные осадки, образующиеся непосредственно в растворе при
взаимодействии компонентов раствора, в количестве до 3 кг/т.
Суммарное количество осадков достигает нескольких килограм­
мов на 1 т урана и составляет для оксидного уранового топлива 0,19—
0,59 % массы исходного топлива; для смешанного уран-плутониево­
го топлива реакторов на быстрых нейтронах 1—4 %, а для уран-плуто­
ниевого топлива легководных реакторов — примерно 0,7 % [30, 87].
После растворения концентрация взвесей в растворе достигает пример­
но 1—3 г/дм3.
Во фракции продуктов деления обнаружены три фазы: металли­
ческая, содержащая молибден (от 10 до 50 %), технеций (от 2 до 20 %),
рутений (от 20 до 60 %), родий (до 20 %) и палладий (до 10 %), и две
оксидные — типа Ba^^Si^O и типа перовскита АВ03, с составом, на­
пример, Ba1_A:(Sr, Cs)^(U, Pu, Zr, Mo, РЗЭ)0 3 . Оксидные фазы мо­
гут быть гидратированы. Плотность частиц изменяется от 6 г/см3 для
простых и гидратированных оксидов до 12 г/см3 для сплавов (напри­
мер, сплавы U-Pu, Pd-Rh) и полиметаллических соединений.
69

Частицы, содержащие продукты деления, обладают высокой удель­
ной активностью; их тепловыделение может превышать 1 кВт/кг. Име­
ется также небольшое количество частиц с более высоким, чем в ис­
ходном топливе, содержанием плутония.
Диапазон размеров частиц весьма широк. Было показано [87], что
при растворении твэлов легководных реакторов в аппарате-раствори­
теле оседают крупные частицы с размером > 0,5 мм, состоящие из циркалоя. На фильтре с диаметром пор 3 мкм отделяются частицы с разме­
рами в интервале от 3 мкм до 0,5 мм. Эта фракция представляет собой
в основном продукты активации конструкционных материалов. Через
фильтр в экстрактор попадает взвесь с размерами частиц менее 3 мкм,
обогащенная более чем в 2 раза осколочными элементами по сравне­
нию со взвесью до фильтрации. Таким образом, осколочные нуклиды
образуют мелкие частицы с размерами порядка 0,1—1,5 мкм. Замече­
но, однако, что они склонны к агломерации.
Размеры частиц, продуктов деления, образующихся при растворе­
нии топлива реакторов на быстрых нейтронах, превышают размеры
нерастворимых частиц топлива реакторов на тепловых нейтронах:
~ 50 % частиц имеют диаметр > 20 мкм, а 90 % частиц > 12 мкм. Раз­
мер частиц зависит от кислотности раствора: он уменьшается при ее
снижении. Явление уменьшения размера частиц с понижением кислот­
ности следует учитывать при проектировании оборудования для освет­
ления растворов и выборе режима работы этого оборудования [30].
Наличие в растворе осадков и взвесей вызывает различные наруше­
ния как при подготовке, так и при проведении экстракционной очист­
ки урана и плутония. На заводе в Токай-Мура, например, наблюдались
частичная закупорка циркуляционных линий аппарата-растворителя,
забивка пароструйного эжектора на линиях передачи раствора в бу­
ферную емкость. В процессе экстракции взвеси концентрируются на
границе раздела фаз, образуя пленки, (или, как их образно называют,
"медузы")» стабилизирующие капли эмульсии и уменьшающие ско­
рость расслаивания фаз. При значительном накоплении взвесей в зоне
расслаивания может образоваться объемный осадок, который резко
нарушает режим работы экстракционных аппаратов, снижает их про­
изводительность, эффективность и длительность бесперебойной работы.
Высокое тепловыделение радиоактивных осадков вызывает местные
перегревы, что приводит к усилению разрушения экстрагента и способ­
ствует образованию стабилизированных эмульсий. Кроме того, осадки
могут захватывать из раствора значительное количество ценных ком­
понентов, что приводит к их потерям. В свою очередь, захват пленок
органической фазой снижает коэффициенты очистки.
В связи с неблагоприятным влиянием взвесей на стадии подготовки
растворов к экстракции серьезное внимание уделяется их осветлению.
При определении необходимой степени осветления раствора суще­
ственное значение имеет тип используемых экстракционных аппара70

тов. Например, центробежные экстракторы весьма чувствительны к при­
сутствию в растворе взвесей. В то же время именно этот тип экстракто­
ров, обеспечивающий минимальное время контакта раствора с экстрагентом, целесообразно использовать при переработке растворов глубо­
ковыгоревшего топлива. Однако именно в таких растворах возможно
присутствие большого количества взвесей и необходима высокая сте­
пень осветления растворов.
Степень осветления зависит также от свойств экстрагента и разбави­
теля, так как склонность к появлению межфазных образований неоди­
накова в разных экстракционных системах.
Освобождение растворов от взвесей предусмотрено на всех построен­
ных и проектируемых заводах для переработки твэлов энергетических
реакторов. Для осветления растворов используют центрифугирование
или фильтрацию. Центрифугирование включено в технологические
схемы заводов на м. Аг, в Барнуэлле, в Саванна-Ривере, в Айдахо, в
Дунрее. В проектах новых заводов THORP, UP-3 и WA-350 также пред­
усмотрено центрифугирование. Этот метод позволяет удалять частицы
с размерами вплоть до долей микрометра. На рис. 5.1 показан один
из вариантов конструкций центрифуги подвесного типа с коротким
валом привода [88]. Достоинствами ее являются эффективное разде­
ление суспензий, сокращение расхода жидкости для вымывания твер­
дого материала из ротора, относительно большое отверстие для удале­
ния ротора и т.п. Центрифуги такого типа предполагают установить
на заводе WA-350.
В Дунрее при переработке топлива реактора на быстрых нейтронах
раствор успешно осветляют с помощью центрифуги, имеющей внутрен­
ний диаметр цилиндра 50 мм, высоту 250 мм, центробежное ускоре­
ние превышает 11 000g, скорость подачи раствора 180 дм3/ч. Цилиндр
рассчитан на 0,5 кг шлама с тепловыделением 0,5 кВт. После наполне­
ния твердым материалом он дистанционно отключается и заменяется
новым.
Применяемые и разрабатываемые центрифуги отличаются способом
подачи раствора (непрерывно или периодически), формой и геометри­
ей ротора, скоростью вращения и, соответственно, достигаемым центро­
бежным ускорением, способами выгрузки твердого материала, охлаж­
дения накапливающегося осадка твердого материала и*т.п. Недостаток
метода центрифугирования состоит в том, что в аппарате имеются движу­
щиеся с большой скоростью детали. При работе с высокоактивными
растворами это всегда вызывает трудности в эксплуатации оборудо­
вания.
Фильтрация через твердые фильтрующие материалы применяется на
заводах в Токай-Мура, в Карлсруэ (на заводе WAK), на установке TOR
в Маркуле.
При разработке процесса фильтрования наиболее серьезные затрудне­
ния возникают при выборе фильтрующего материала, конструкции и
71

Рис. 5.1. Схема одного из вариантов центрифуги для осветления раствора:
1 - проходные отверстая; 2 - труба для подвода смывной жидкости; 3 форсунки; 4 - каналы; 5 - кольцевая полость; 6 - вал; 7 - двигатель; 8 опорный подшипник; 9 - крышка; 10 - труба, подводящая суспензию; / / - кор­
пус центрифуги; 12 - цилиндр; 13 - ротор; 14 - конус; 15 - отводная труба;
16 -ловушка

способов регенерации фильтра. Фильтрующие перегородки должны
иметь высокую химическую, механическую и радиационную стойкость.
Такими свойствами обладают, например, разработанные в СССР металлокерамические фильтрующие перегородки на основе порошков не­
ржавеющей стали и титана. Фильтрующие перегородки изготавливают
в виде втулок [86].
Для повышения скорости фильтрования рекомендуется введение
в раствор флокулянтов (например, желатины в количестве около
01 г/дм 3 ), а также вспомогательных фильтрующих веществ (перлита
или диатомита). Схема патронного фильтра с намывным слоем вспомо72

Рис. 5-2. Схема патронного фильтра:
1 - подача промывной жидкости; 2 - подача сус­
пензии; 3 - патрон в сборе; 4 - корпус; 5 - шоко­
вый сброс; 6 - головка; 7 - выход фильтрата; 8 удаление осадка

гательного фильтрующего вещества изображе­
на на рис. 5.2. Важной характеристикой фильт­
ра является размер пор. Фильтры с крупными
порами позволяют получить в начале процесса
высокую производительность. При использова­
нии таких фильтров, однако, существует опас­
ность проскока частиц мелкой фракции. Кроме
того, поры фильтра быстро забиваются и его
производительность падает. Очистка такого
фильтра возможна лишь путем длительного
химического растворения осадка. Поэтому от­
дают предпочтение фильтрам с размером пор
порядка величины средних диаметров частиц
(до 10 мкм). Последние осаждаются на поверх­
ности фильтра, образуя фильтрующий слой,
который удаляют с помощью противоточной промывки. Патронные
фильтры регенерируют периодически с помощью гидроудара ("шоко­
вая" регенерация).
Преимущество патронных фильтров перед центрифугами в том,
что они не имеют движущихся частей. Патроны фильтров можно заме­
нять дистанционно. К их недостаткам следует отнести большое количест­
во вспомогательных операций и дополнительные объемы высокоактив­
ных сбросов в виде пульпы, образующихся при регенерации фильтров.
В СССР разработаны также пульсационные фильтры-сгустители не­
прерывного действия [86]. Наложение пульсаций на подаваемую в
фильтр исходную суспензию позволяет избежать накопления большо­
го слоя осадка на фильтрующей поверхности, а периодическая подача
импульса в направлении, обратном фильтрованию, позволяет регенери­
ровать фильтрующую перегородку. Скорость фильтрования практи­
чески неизменна. В качестве фильтрующей перегородки можно ис­
пользовать также плоскую металлокерамику с размером пор 5—8 мкм.
Осветление растворов предусматривает удаление из них не только
нерастворенных взвешенных частиц, но и таких веществ, как кремние­
вая кислота, цирконий, молибден и другие компоненты, способные
образовывать осадки при экстракционной переработке (например,
73

вследствие гидролиза) и вызывать образование межфазных пленок.
Поэтому весьма желательно удалять эти вещества из раствора до его
поступления на экстракцию. Для этого используют их флокуляцию
с помощью водорастворимых высокомолекулярных органических
соединений (например, содержащих оксиалкильную группу или груп­
пу химически активного азота) с последующим удалением образующих­
ся осадков вместе с другими взвесями [86].
Таким образом, процесс осветления способствует снижению общей
активности раствора и повышению коэффициентов очистки ценных
компонентов. Для усиления этого эффекта иногда в раствор вводят
специальные реагенты. Так, на заводе в Саванна-Ривере предусмотрено
введение в раствор перманганата калия. Образующийся осадок диокси­
да марганца наряду с мелкими взвесями и коллоидами увлекает также
часть осколочных радионуклидов. Общая у-активность раствора снижа­
ется при этом примерно в 10 раз вследствие адсорбции циркония, нио­
бия, рутения и иода на диоксиде марганца.
Иногда стадию подготовки раствора к экстракции дополняют спе­
циальными операциями, предназначенными для снижения активности
раствора. Например, на заводе на м. Аг для отгонки рутения и иода
раствор нагревают до 100 °С и через него барботируют кислород, ок­
сиды азота или озон. Для отгонки рутения весьма эффективна обработ­
ка раствора озоно-кислородной смесью, которая позволяет удалить
до 99% рутения [56].
5.2. КОРРЕКТИРОВКА СОСТАВА ИСХОДНОГО РАСТВОРА

Окончательную подготовку исходного раствора ядерного топлива
к экстракции проводят в специальных аппаратах для корректировки
кислотности и состава раствора. Обычно эти аппараты снабжены нагре­
вателем и могут быть использованы для упаривания растворов.
Как правило, кислотность растворов, поступающих из аппаратов растворителей, необходимо повышать. Чтобы она удовлетворяла тре­
бованиям режима I цикла экстракции, в раствор добавляют концентри­
рованную азотную кислоту или его упаривают. В некоторых случаях,
например на заводе в Айдахо, предпочтительным считают упаривание,
так как прогревание растворов приводит к увеличению концентрации
нитратов, следовательно, к повышению их высаливающего действия,
уменьшает склонность образования устойчивых эмульсий, а также
к уменьшению общего объема высокоактивного раствора. При упари­
вании растворов необходимо следить, чтобы концентрация делящихся
веществ в растворе не превышала расчетной минимальной критической
концентрации и не создавалась опасность возникновения цепной ядер­
ной реакции.
I цикл экстракции обычно проводят из 2-2,5 моль/дм3 HN03, что
предотвращает возможность выпадения гидролизных осадков и обес74

печивает высокие коэффициенты распределения ценных компонентов
при экстракции. Если исходный раствор содержит большое количество
нитратов, что наблюдается, например, при совместном растворении
сердечников и оболочек твэлов, кислотность раствора может быть сни­
жена до 1—1,3 моль/дм3 (Айдахо). Если в технологической схеме I
цикла экстракции предусмотрено извлечение нептуния совместно с ура­
ном и плутонием, для обеспечения полноты перехода его в органичес­
кую фазу кислотность исходного водного раствора повышают до
3—4 моль/дм3.
При подготовке растворов, образующихся при совместном раство­
рении оболочек и сердечников, когда в исходный раствор попадает
большое количество ионов, способных отрицательно влиять на процесс
экстракции или оказывать сильное коррозионное действие, используют
различные дополнительные 'приемы обработки растворов, зависящие
от характера примесей. Так, ионы циркония связывают в комплекс,
добавляя фторид-ионы (Маркуль, м. Аг, Ханфорд). Это способствует
предотвращению образования нерастворимых соединений циркония с
продуктами радиолиза экстрагента и разбавителя, являющихся осно­
вой объемистых, устойчивых межфазных образований. При этом сле­
дует, однако, учитывать, что избыток фторид-ионов в растворе нежела­
телен в связи с их сильным коррозионным действием. Если исходный
раствор уже содержал избыток фторид-ионов, введенных на стадии ра­
створения, например, смешанного уран-плутониевого оксидного топли­
ва с высокой глубиной выгорания, то его связывают в комплексы с алю­
минием, добавляя к раствору нитрат алюминия. Избыток фторид-иона
предлагается удалять из раствора методом сорбции, например, на гидратированном оксиде кремния. На заводе в Айдахо, где перерабатывают
разнообразные виды топливных композиций, в том числе и трудорастворимых, проводят совместную обработку растворов уран-цирконие­
вого топлива, содержащих фторид-ионы, и растворов уран-алюминие­
вого топлива.
Стадия корректировки исходного раствора включает также стабили­
зацию плутония (и, если необходимо, нептуния) в экстрагируемом че­
тырех- и шестивалентном состоянии, которую проводят нитритом нат­
рия или оксидами азота. При переработке топлива с высоким содержа­
нием плутония целесообразно осуществлять его электрохимическое
окисление, чтобы избежать введения в раствор большого количества
солеобразующих веществ, увеличивающих объем высокоактивных
сбросов.

Глава 6

ВЫДЕЛЕНИЕ И ОЧИСТКА УРАНА, ПЛУТОНИЯ И НЕПТУНИЯ
В настоящее время практически на всех построенных и проектируе­
мых заводах основу технологической схемы переработки облученно­
го ядерного топлива энергетических реакторов на тепловых нейтро­
нах составляет экстракционная технология. В результате многолет­
ней практики выработана типовая схема выделения и очистки основ­
ных компонентов из обученного топлива с низкой и средней глуби­
ной выгорания (см. рис. 1.1). Однако поиски оптимального варианта
схемы для различных типов топлива еще далеки от завершения. По­
этому для каждого из заводов разработан, как правило, оригинальный
вариант схемы. Особенно это относится к той ее части, которая не­
посредственно связана с процессами выделения и очистки целевых
компонентов.
Экстракционная очистка состоит из набора стандартных операций:
экстракции, промывки, реэкстракции, упаривания. В разных техноло­
гических схемах эти операции используют в разных комбинациях.
Наиболее распространенная схема предусматривает совместную
экстракцию U (VI) и Pu(IV, VI) из 1-4 моль/дм3 HN03 трибутилфосфатом в инертном разбавителе. Основная масса продуктов деления при
этом остается в водном растворе. После промывки экстракта U иРи
разделяют селективной реэкстракцией Ри(Ш) разбавленной азотной
кислотой в присутствии восстановителя (восстановительная реэкстракция). Оставшийся в органической фазе уран реэкстрагируют разбав­
ленным раствором азотной кислоты. Дальнейшую очистку производят
отдельно в урановой и плутониевой ветвях с помощью повторных цик­
лов экстрации или с привлечением сорбционных процессов.
В табл. 6Л приведены данные о количестве циклов совместной экс­
тракции урана и плутония, а также о количестве экстракционных цик­
лов в урановой и плутониевой ветвях в технологических схемах боль­
шинства заводов. Из приведенных в этой таблице и Приложении 2 крат­
ких характеристик видно, что принятые схемы различаются общим ко­
личеством циклов экстракции, наличием или отсутствием межцикло­
вого упаривания. В некоторых случаях проводят смену экстрагента
(Айдахо). На одном из американских заводов (Среднезападном) была
предложена комбинация водных и неводных методов. Существенно
различаются аффинажные операции. Для схем характерны различия
применяемой аппаратуры, целевых выделяемых компонентов, спосо­
бов окисления и восстановления, температурного режима, скорости и
соотношения потоков и т.п.
Технологические схемы, заложенные в проекты новых заводов в Ве­
ликобритании, Франции, ФРГ и Японии, имеют между собой уже гораз­
до больше сходства по числу и компоновке циклов, применяемой ап­
паратуре, чем первые заводы, построенные в этих странах (Приложе76

Таблица 6J. Число циклов экстракции в схемах заводов

Завод

Число со­
вместных
циклов

урановой
ветви

*

М. Аг (Франция) (до реконструкции)
Тромбей (Индия)
М. Аг (Франция) (после реконструкции),
Ханфорд (США) ,
Тарапур (Индия)
Селлафилд (Великобритания)
Саванна-Ривер (США), Еврокемик,
(Бельгия), Маркуль (Франция),
WAK (ФРГ)
Ханфорд (после реконструкции),
Барнуэлл (США)
Вест-Вэлли (США) до 1972 г.,
THORP (Великобритания)
UP-3 (Франция), WA-350 (ФРГ),
Экссон (проект) (США)

Число циклов экстрак­
ции ТБФв

-

плутоние­
вой ветви

2
2
2

1
1

1
1
1

2
1

1
1

2
1

1

1

2

1

2

1

1

2

2

ния 2 и 4). Оптимальный для данного завода вариант схемы обычно
отрабатывают в ходе длительных экспериментов и опытно-промышлен­
ных испытаний. Только в последние годы начали развиваться методы
математического моделирования технологических процессов и расче­
тов оптимальных вариантов с помощью ЭВМ. Такие работы проводят
в СССР, США, Франции, Японии, ФРГ.
Ниже будут более детально рассмотрены отдельные операции экс­
тракционных процессов выделения и очистки основных компонентов
облученного ядерного топлива — урана, плутония и нептуния.
6.1. ЭКСТРАКЦИОННАЯ АППАРАТУРА

Аппаратурное оформление экстракционного процесса представляет
собой непростую задачу, несмотря на наличие разнообразных типов
экстракционного оборудования, созданного в разных странах мира.
Специфические условия радиохимического производства не позво­
ляют использовать экстракторы, применяемые в общей химической
технологии, и требуют создания новых аппаратов [29, 30].
Для сравнения качества экстракторов и оценки возможности их ис­
пользования в радиохимической технологии можно выбрать, например,
такие критерии, как надежность герметизации, обеспечение ядерной
безопасности, возможность дистанционного обслуживания, коррозион­
ная стойкость конструкционных материалов экстрактора, скорость уста­
новления межфазного равновесия при экстракции, возможность разде77

ления фаз без взаимного уноса, длительность межремонтного периода
и т.п.
В современном радиохимическом производстве используют три ти­
па экстракторов: смесители-отстойники с пульсационным или механи­
ческим перемешиванием фаз, пульсационные тарельчатые (ситчатые)
или насадочные колонны, одно- или многоступенчатые центробежные
экстракторы. Кроме того, в разных стадиях разработки и внедрения
находятся электрохимические экстракторы — смесители-отстойники
и пульсационные колонны для проведения в процессе реэкстракции
электрохимических окислительно-восстановительных реакций [89—91].
Разрабатываются и другие типы экстракторов, например вибрацион­
ные колонны [91]. В табл. 6.2 приведены типы экстракторов, исполь­
зуемых в типичных технологических схемах.
Первоначально в радиохимической технологии использовались экс­
тракционные насадочные колонны без пульсации. В этих колоннах от­
сутствует принудительное перемешивание и водная и органические фазы
контактируют вследствие различия плотности жидкостей, вводимых
в колонну. В этих условиях для обеспечения полноты извлечения урана
и плутония необходимо длительное время контакта фаз, что приводит
к значительному радиолизу органических растворов в аппаратах. Позд­
нее в практику вошли смесители-отстойники, пульсационные колонны
и центробежные экстракторы, т.е. аппараты с принудительным пере­
мешиванием фаз, способствующим ускорению процесса.
Смесители-отстойники представляют собой конструкции из гори­
зонтально расположенных смесительных и отстойных камер. Чаще все­
го эти две камеры расположены в одной секции аппарата, разделенной
на смесительную и отстойную зоны. Перемешивание осуществляют
механическими мешалками или с помощью импульсов, передаваемых
в смесительную камеру воздушным пульсатором. Ядерную безопас­
ность обеспечивают ограничением высоты или ширины секции.
Смесители-отстойники - с механическими мешалками уже длитель­
ное время работают в Селлафилде. Однако использование механичес­
ких мешалок вызывает определенные трудности, связанные с обеспе­
чением надежной герметизации валов и приводов, расположенных в
чистой зоне.
Более широкое распространение получили в разных странах мира
смесители-отстойники пульсационного типа [84]. Принципиальная
схема такого аппарата изображена на рис. 6.1. В СССР разработаны
лабораторные и промышленные образцы пульсационных самотечных
смесителей-отстойников с перекрестно-струйными пульсациоиными перемешиаающими устройствами, а также с принудительным транспорти­
рованием реагентов. Смесительно-транспортирующие устройства пред­
ставляют собой комбинацию пульсационного перемешивающего уст­
ройства и пульсационного центробежно-инерционного насоса. Эти экс­
тракторы представляют собой герметичные аппараты, в которых пол78

Таблица 6.2, Типы экстракторов
I цикл
Завод

Вест-Вэлли
Барнуэлл

Селлафилд
THORP

Маркуль
М. Аг

UP-3

Еврокемик
WAK
WAW
СССР
Токай-Мура

Экстракция

Промывка, реэкстракция

II цикл

III цикл

Очистка
экстрагента

Пульсационные колонны во всех циклах
Пульсационные колонны
Одноступенчатые
Электрохимическая
и многоступенча­
пульсационная
тые центробеж­
колонна
ные экстракторы
Смесителиют­
Смесители-отстой­
Смесители-отстой­
Смеситель-отстойСмесители-отстой­
стойники
ники
ники
ники
ники
То же
Пульсационные колонны
Смесители-отстойники в урановой ветви.
Пульсационные колонны в плутониевой
ветви
Смесителиютстойники
Смесители-отстойники
Центробежный
СмесителиютСмесители-отстойЦентробежный эксэкстрактор
стойники
ники
трактор в урановой
ветви
Пульсационные колонны
То же
Смесители-отстойники в урановой ветви.
Пульсационные колонны в плутониевой
ветви
Пульсационные колонны
Смесители-отстой ники
Пульсационные колонны в плутониевой
ветви
Пульсационные колонны
Смесителиютстойники в урановых циклах
Смесители-отстойники или пульсационные колонны
Смесители-отстойники

ностью отсутствуют движущиеся детали, энергия подается дистанцион­
но и централизованно — во все секции сразу. Управление аппаратами
легко автоматизируется [92—94].
Смесители-отстойники надежны в работе, легко запускаются и оста­
навливаются, обеспечивают устойчивый гидродинамический режим в ши­
роком диапазоне технологических условий. Производительность бата­
реи смесителей-отстойников может быть легко увеличена установкой
необходимого количества аппаратов. Эти аппараты относительно де­
шевы и просты в управлении. Существенным их преимуществом перед
экстракторами других типов является возможность компоновки обо­
рудования в горизонтальной линии, что имеет большое значение для
строительства и эксплуатации завода. Общая высота здания в этом слу­
чае не превышает 20-30 м [95].
Одним из недостатков смесителей-отстойников является относитель­
но большое время контакта фаз (от 1 мин и более). Это позволяет с
большей степенью надежности перерабатывать растворы с удельной ак­
тивностью, не превышающей 3,7-1012 Бк/дм 3 . При более высокой
удельной активности работа экстрактора резко ухудшается. Это связа­
но с повышением интегральной дозы облучения экстрагента, приводя­
щим к усилению его радиолиза, появлению большого количества про­
дуктов разложения экстрагента и выпадению объемных межфазных
образований, нарушающих режим работы экстрактора.
Например, при испытаниях переработки топлива с глубиной выгора­
ния 15—20 ГВт-сут/т, проведенных на заводе в Карлсруэ [90], каждые
2-5 сут происходили серьезные нарушения режима, связанные с "за­
хлебыванием" батареи, что приводило даже к изменению направления
движения водной фазы. Причиной нарушения работы смесителей-от­
стойников явилось быстрое накопление межфазных образований у по­
верхности раздела фаз в отстойной камере и зарастание твердыми час­
тицами отверстия для перехода водной фазы в соседнюю камеру. Нор­
мальную работу батареи можно было восстановить только промывкой.
В усовершенствованной конструкции аппарата была предусмотрена
возможность прохождения твердой фазы через батарею для устранения
возможности накопления ее в местах, определяющих работу аппарата.
Холодные испытания усовершенствованного смесителя-отстойника по­
казали, что работа аппарата значительно улучшилась, однако полностью
угроза нарушения гидродинамического режима устранена не была. По­
этому на проектируемом в ФРГ заводе предполагается установить экс­
тракторы с меньшим времением контакта фаз, а именно пульсационные
колонны, полномасштабные испытания которых с 1982 г. проводятся
на специально созданном стенде ТЕКО (Technikumshable fur Komponentenprobung). На этом стенде установлена аппаратура для первого
экстракционного цикла, включающая 5 пульсационных колонн с ситчатыми или перфорированными тарелками и внутренними или вынос­
ными отстойниками. Для обеспечения ядерной безопасности колонны
80

Рис. 6.1. Схема пульсационного смесителя-отстойника:
1 - коллектор пульсации; 2 - пульсационная камера; 3 - приемная камера
для тяжелой фазы; 4 - приемная камера для легкой фазы; 5 - патрубок КИП;
6 - смесительная камера; 7 - козырек; 8 - коллектор сдувки; 9 - смывной
коллектор; 10 - отстойная камера; 11 - штуцер вывода легкой фазы; 12 регулировочный патрубок; 13 - трубка сифонная; 14 - гидрозатвор; 15 - шту­
цер вывода тяжелой фазы; 16 - труба для барботажа; 17 - рециркуляционное
устройство; 18 - сопла для смещения и транспортирования; 19 - штуцер ввода
легкой фазы; 20 - обратный гидрозатвор; 21 - штуцер ввода тяжелой фазы

снабжены гафниевыми пластинами. Одновременно на стенде испыты­
вают 5 смесителей-отстойников разных типов для промывки водных
высокоактивных отходов, органической фазы от трития. Для сокраще­
ния тритиевых отходов один из смесителей-отстойников работает при
экстремальном соотношении органической и водной фаз от 1 :20 до 1:40.
Пульсационные колонны устанавливают на заводах начиная с сере­
дины 60-х годов (Вест-Вэлли и Среднезападный в США, Моль в Бель­
гии, Тромбей в Индии). Схема пульсационной колонны изображена
на рис. 6.2. Перемешивание фаз в пульсационной колонне осуществля­
ется в результате возвратно-поступательных движений фаз в колонне,
передающихся от поршневых, мембранных или "воздушных" пульса­
торов [56]. Наибольшее распространение получили "воздушные" пуль­
саторы, имеющие такие преимущества по сравнению с пульсаторами
других типов, как отсутствие непосредственного контакта между ме­
ханизмом пульсатора и раствором, несложный монтаж и простота об­
служивания.
Наличие внешней системы перемешивания фаз в пульсационных ко­
лоннах позволило снизить по сравнению с насадочными колоннами
общую высоту аппарата до 10—14 м, уменьшить время контакта фаз,
а следовательно, и радиационные нагрузки на экстрагент и разбави­
тель. Трубчатая форма этих аппаратов облегчает решение вопросов
ядерной безопасности. Экстракторы этого типа обладают высокой
81
6-6819

-7
8

Рис. 6.2. Схема пульсационной колонны:
1 - пульсатор; 2 — ввод легкой фазы; 3 исходный раствор; 4 - ввод тяжелой фазы;
5 - отстойники; 6 - сдувка; 7 - вывод лег­
кой фазы; 8 - вывод тяжелой фазы; 9 - гидро­
затвор

эффективностью, надежностью и возмож­
ностью работы в широком диапазоне ус­
ловий. В них достаточно полно разделяют­
ся уран, плутоний и нептуний, достигает­
ся хорошая очистка от продуктов деле­
v5
ния. Недостаток пульсаторов такого ти­
A
(^D
п а — в наличии дополнительного объема
"^^(gj
загрязненного пульсационного воздуха,
поступающего в систему воздушных вы­
бросов. К недостаткам колонн можно от­
нести также большее время выведения колонны на рабочий режим пос­
ле остановки и более сложное управление в процессе эксплуатации по
сравнению со смесителями-отстойниками.
К настоящему времени уже накоплен большой опыт эксплуатации
ситчатых и тарельчатых пульсационных колонн на заводах разного
масштаба как на I, так и на II и III циклах экстракции при переработ­
ке металлического природного и оксидного обогащенного топлива с
глубиной выгорания порядка 30 ГВтсут/т.
На строящихся и проектируемых заводах во Франции, Великобри­
тании, ФРГ и Японии в I цикле экстракции отдано предпочтение пульсационным колоннам. Их устанавливают также для очистки плуто­
ниевого продукта. В линии очистки уранового продукта, как правило,
используют смесители-отстойники.
В I цикле заводов в Барнуэлле (США) и UP-2 на м. Аг (Франция)
установлены центробежные экстракторы. Этот тип экстракторов в
радиохимической технологии используется гораздо реже, чем смеси­
тели-отстойники и пульсационные колонны, поскольку оптимальные
конструкции таких аппаратов еще не созданы. Для создания центро­
бежных экстракторов используют два принципа. В экстракторах-сепа­
раторах смешение фаз проводится в смесителе, а разделение фаз под
действием центробежных сил - в цилиндрическом роторе. Разрабаты­
вают два типа таких аппаратов: одноступенчатые и многоступенчатые.
Принцип действия гидроциклонных экстракторов основан на ис­
пользовании насосов для смешения и передачи растворов в циклоны —
для разделения фаз.

к'

82

Рис. 6.3. Схема одноступенчатого центро­
бежного экстрактора-сепаратора:
1 - контактное уплотни тельное коль­
цо; 2 - двигатель; 3 - защита; 4 - под­
весная рама; 5 - приемный канал; 6 - ро­
тор; 7 - мешалка; 8 - зона раздела фаз

Воздух \

Наиболее разработанный и рас­
пространенный вид центробежных
экстракторов представляют собой
экстракторы-сепараторы (рис. 6.3).
Центробежные экстракторы обла­
дают следующими достоинствами:
время пребывания растворов в ап­
парате невелико (время пребывания
растворов в контакторе составляет
7—10 с, а для установления экстрак­
ционного равновесия достаточно 1 —
3 с), в результате чего значительно
уменьшается степень радиационного
разложения экстрагента;
небольшие габаритные размеры;
небольшой объем находящегося в обороте экстрагента;
возможность использовать органические и водные растворы с ма­
лым различием в плотности;
центробежные экстракторы обеспечивают возможность работы с ох­
лажденными или нагретыми растворами без терморегуляции аппарата;
в этих аппаратах проще, чем в экстракторах другого типа обеспечи­
вается выполнение требований ядерной безопасности.
Недостатками центробежных аппаратов являются сложность или не­
возможность замены вышедших из строя ступеней экстрактора без
длительной остановки процесса и высокая чувствительность к присут­
ствию в растворах загрязняющих взвесей.
Центробежные экстракторы разрабатывают в СССР, США, Франции,
ФРГ, Индии. Впервые одноступенчатые центробежные экстракторы бы­
ли разработаны и внедрены на заводе в Саванна-Ривере в США в 1966 г:
на I цикле экстракции низкообогащенного топлива был установлен
блок из 18 одноступенчатых центробежных экстракторов. Замена имев­
шихся ранее смесителей-отстойников центробежными экстракторами
в Саванна-Ривере позволила сократить время контакта фаз в 50 раз.
Максимальная производительность одноступенчатого экстрактора при
объеме разделительной камеры 0,85 дм 3 составляла 400 дм 3 /ч. Очист­
ка от рутения и циркония улучшилась в 8—20 раз.
83

Большой опыт по созданию центробежных экстракторов имеет фран­
цузская фирма "Робатель", которая разработала несколько моделей
компактных многоступенчатых (5, 7, 8, 12-ступенчатых) экстракторов
с размещением ступеней на одном валу для заводов в Маркуле, на
м. Аг, в Барнуэлле, в Токай-Мура и в Карлсруэ. Для накопления опыта
эксплуатации эти экстракторы проходят сначала холодные, а затем го­
рячие испытания в низкоактивных циклах. Пока их устанавливают па­
раллельно с другими экстракционными аппаратами. Характеристика
некоторых типов экстракторов приведена в табл. 6.3.
На заводе в Маркуле была выполнена официальная программа испы­
таний промышленных экстракторов LX-678N, LX-525, LX-527. Ком­
плект из трех экстракторов работал в I цикле экстракции на всех ста­
диях (экстракция, промывка, реэкстракция). Аппарат LX-678N на всех
операциях I цикла успешно проработал 490 ч.
С 1976 г. на м. Аг в первом цикле экстракции используется 10-ступенчатый центробежный экстрактор. Завод UP-2 из года в год увеличи­
вал производительность по оксидному топливу, и к 1987 г. здесь было
переработано примерно 1900 т высоковыгоревшего топлива. Экстрак­
тор работает в сочетании с высокоскоростной центрифугой, обеспечи­
вающей удовлетворительное осветление раствора [45, с. 3—15, 78,
с. 3—15]. Позже на этом заводе в урановую ветвь был добавлен третий
цикл экстракции, оборудованный центробежным экстрактором.
Испытания центробежных экстракторов, проведенные на заводах
Франции, в Барнуэлле и на заводах WAK в ФРГ, выявили и некоторые
недостатки в конструкции этих аппаратов. Наибольшие трудности при
эксплутации были обусловлены неудовлетворительной герметичностью
трубопровода внутри резервуара. В результате этого наблюдались про­
течки растворов между ступенями, а также отложения твердой фазы,
что вызывало забивку контактора и его переполнение. Таким образом,
для обеспечения надежности работы центробежных экстракторов неТаблица 6.3. Характеристика некоторых французских
центробежных экстракторов

Основной показатель
Внутренний диаметр корпуса центрифуги, мм
Внутренняя высота корпуса центрифуги, мм
Частота вращения ротора, об/мин:
максимальная
минимальная
Общий полезный объем, дм 3
Ускорение при максимальной скорости
вращения g
Максимальный расход, дм /ч
84

LX-678N
(8-ступенчатый)

LX-525
(5-ступ
чатый)

670
600

520
470

1600
533
100
960

2000
1000
54,8
1160

5500

4200

обходимо тщательно осветлять исходный раствор, а также принимать
меры для предотвращения возможности образования осадков в про­
цессе экстракции. Отложение осадков необходимо устранять немед­
ленной промывкой без остановки экстрактора, что само по себе край­
не нежелательно из-за сильного разбавления и увеличения объемов
растворов.
Проведенные исследования показали, что затраты, связанные с при­
менением смесителей-отстойников, пульсационных колонн и много­
ступенчатых центробежных экстракторов, примерно одинаковы. По­
этому при выборе экстракционного оборудования необходимо, в первую
очередь, определить тот тип экстрактора, который имеет оптимальные
характеристики для проведения конкретного технологического про­
цесса [56, с. 50].

6.2. ТРИБУТИЛФОСФАТ КАК ЭКСТР АГЕНТ

Практически все современные экстракционные технологические
схемы как действующих, так и проектируемых заводов переработки
отработавшего ядерного топлива предусматривают применение в ка­
честве экстрагента для извлечения целевых компонентов трибутилфосфата (ТБФ). Впервые с успехом использованный на заводах по пере­
работке ядерного топлива на основе природного или низкообогашен­
ного металлического урана этот экстрагент оказался пригодным и
для переработки высокооблученного оксидного топлива как легвоводных реакторов, так и реакторов на быстрых нейтронах.
В большинстве разработанных вариантов технологии переработки
ТБФ является единственным экстрагентом (Ханфорд, Саванна-Ривер,
Вест-Вэлли, Барнуэлл, С ре дне западный завод, Селлафилд, Токай-Мура,
Карлсруэ) (см. Приложение 2). В некоторых случаях был использован
прием смены экстрагента на конечных экстракционных циклах для
повышения суммарной очистки урана и плутония от отдельных эле­
ментов. Повышение степени очистки возможно потому, что коэффи­
циенты распределения осколочных нуклидов в разных экстрагентах
различны. Можно подобрать комбинацию экстрагентов, каждый из
которых дает максимальную очистку от какого-либо элемента.
Например, использование в Айдахо на II и III циклах метилизобутилкетона обеспечивает хорошую очистку от циркония. Для аффинажа
плутония на французских заводах использовалась экстракция трилауриламином. В Италии на опытной установке "Еврекс" в начале ее
эксплутации была сделана попытка перерабатывать облученное ядерное
топливо с использованием третичного амина. Однако затем амин был
заменен раствором трибутил фосфата в до декане, в основном из-за
больших потерь плутония и недостаточно хорошей очистки конечных
продуктов от рутения [97].
85

В Селлафилде в I цикле провопили совместную экстракцию урана
и плутония дибутилкарбитолом. Дальнейшую очистку и разделение
урана и плутония осуществляли с* помощью трибутилфосфата на трех
циклах экстракции. В настоящее время в Селлафилде отказались от
использования двух экстрагентов. Последовательная смена экстрагентов не позволяет возвращать растворы в процессе переработки на более
ранние стадии процесса, так как это может привести к нежелательному
взаимному загрязнению экстрагентов. В то же время такие возвраты
и "зацикловка" растворов в радиохимическом производстве часто
бывают полезны и весьма желательны.
В настоящее время в технологии всех проектируемых заводов —
THORP (Великобритания), ЦР-2 800и UP-3 (Франция), WAW (ФРГ)
и в Японии — предполагается использовать один экстрагент на всех
циклах экстракционной переработки, а именно трибутилфосфат.
Свойства ТБФ описаны весьма подробно [29, 30, 97]. Обычно ТБФ
не используется в виде индивидуального вещества из-за его высокой
вязкости. Для снижения вязкости и увеличения разности в плотнос­
тях между водной и органической фазами ТБФ смешивают в опреде­
ленном соотношении с легким или тяжелым разбавителями, нераствори­
мыми в воде [97, 98]. Разбавитель должен быть химически и радиационно стойким, а также доступным и дешевым. Важной характерис­
тикой разбавителя служит температура вспышки [97,98].
В качестве разбавителя часто используют керосин, представляю­
щий собой смесь углеводородов, очищенные углеводороды (табл. 6.4),
а также галоидзамещенные углеводороды, например четыреххлористый углерод [29,30,97, 98].
Концентрация ТБФ в экстракционной смеси определяется степенью
обогащения перерабатываемого ядерного топлива. В случае природного
и низкообогащенного урана принята 30 %-ная концентрация (за исклю­
чением завода в Селлафилде, где работают с 20 %-ным ТБФ); при пере­
работке высокообогашенного по 2 3 5 U топлива (Саванна-Ривер, Айда­
хо) или топлива с высоким содержанием плутония концентрацию три­
бутилфосфата снижают до 2,5-5 %, чтобы избежать образования ядер­
но-опасных концентраций делящихся нуклидов в экстракте.
Большое значение для обеспечения нормального протекания процес­
са переработки имеет химическая и радиационная стойкость применяе­
мой экстракционной системы. Уже при переработке топлива с неболь­
шой глубиной выгорания наблюдается образование продуктов гидро­
лиза и радиолиза ТБФ и разбавителя. Радиолиз резко усиливается при
регенерации топлива с большой глубиной выгорания. Поэтому во мно­
гих странах (СССР, США, Франция, ФРГ и др.) тщательно изучают про­
цессы разложения ТБФ и разбавителей. Среди продуктов их радиолиза
идентифицированы классы соединений и индивидуальные соединения;
изучаются вторичные процессы взаимодействия продуктов разложе­
ния между собой, а также с плутонием, цирконием, рутением и други­
ми элементами.
86

Таблица 6.4. Состав углеводородных разбавителей три бутил фосфата
Состав разбавителя, %
Условное на­
именование
завода

Содер­
жание
ТБФ, %

СССР

30

Селлафилд

20

Ханфорд
Саванна-Ривер
Экссон
Вест-Вэлли
Барнуэлл
Маркуль
М. Аг

30
30
30
30
30
30
30

Еврокемик
Карлсруэ
Токай-Мура
Тромбей
Саванна-Ривер
Саванна-Ривер
Ханфорд
Ханфорд

30
30
30
30
30
30
30
30

Разбавитель

„ «-Пара­
фины

Изопарафины

Цикло- Арома­
пара- тические
фины соедине­
ния

Сульфирован­
ный синтин
Очищенный
керосин

90

10

—

-

60

10

30

1

Смесь «-пара­
финов
н-До декан

95-98

1-5

0

~100
— 100
-100

—
—

—
—

-

-

100

—

—

—
—

—
—

0,1

32

3
0,1
0,1
Следы

»»
»»

Тетрамер гидри­
рованного про­
пилена

Алкан (С10-С13; ) > 9 6

н-До декан
Шеллсол-Т
Ультразин*
Адекан-12*
Шелл Е-234*
Солтрол-170*

100
—

40
99
5-10
90

100
25
20-35
10

'

60-70

0,1

—
-

* Ранее приме!{явшиеся разбавители.

Гидролиз и радиолиз ТБФ ведет к образованию ди бутил фосфорной,
монобутилфосфорной и фосфорной кислот по схеме: ТБФ -• НДБФ -»
-* Н2МБФ -> Н 3 Р0 4 . Выходы этих продуктов ориентировочно состав­
ляют: 60—80 мг/(Вт-ч) поглощенной энергии для НДБФ, 1,4—
2 мг/(Втч) для Н2МБФ и 0,5-5 мг/(Втч) для Н 3 Р0 4 [99] в зави­
симости от кислотности, температуры процесса и природы разбавителя.
Содержание продуктов разложения ТБФ в экстракционной системе,
в частности НДБФ, пропорционально поглощенной дозе излучения.
Следовательно, оно будет различным в случае проведения процесса в
экстракторах разного типа. Так, при переработке топлива с глубиной
выгорания 43 ГВтсут/т с временем выдержки 50 сут дозы облучения
раствора и концентрации НДБФ были, соответственно, равны: для сме­
сителя-отстойника 2,84 Вт -ч/дм3 и 276 мг/дм3; для пульсационной
колонны 0,19 Вт ч/дм3 и 13 мг/дм 3 ; для центробежного экстрактора
0,06 Вт-ч/дм3 и 4 мг/дм3.
87

Кинетика гидролиза ТБФ зависит от природы присутствующих э
экстракционной системе ионов металлов [30]. Влияние ионов на ско­
рость гидролиза снижается в ряду U 4+ > Zr 4+ > Th 4+ > U0 2 + .
Помимо НДБФ, Н2МБФ и К 3 Р0 4 в системе ТБФ - углеводородный
разбавитель были идентифицированы следующие классы соединений:
предельные, непредельные, линейные и разветвленные углеводороды
с числом атомов углерода от 6 до 11, а по некоторым данным, вплоть
до С 2 4 Н 5 0 и С3бН74 (продукты разложения и полимеризации разба­
вителя) ;
спирты предельные и непредельные;
кетоны;
продукты нитрования соединений разных классов (нитроалканы,
нитроалкены, нитрозоалканы, нитроспирты, нитрокислоты и др.);
карбоновые кислоты вплоть до лауриновой;
эфиры фосфорной кислоты R—С4 Н9 О
Ч
Р=0 и
(С4Н90)/
R-C 4 K 9 0
С 4 Н 9 0—Р=0;
НО
бутиловые эфиры RC4H9OCO;
олигомеры ТБФ (димеры и тримеры): (ТБФ) 2 , (ТБФ) 3 ;
длинноцепочечные эфиры на основе димеров ТБФ
ОН
(С 4 Н 9 0) 2

Р
О

0(СН2)„0

Р

ОС4Н9 и др.

О

Образовавшиеся продукты, накапливаясь в экстрагенте, нарушают
ход экстракционного процесса.
Из-за образования плохо реэкстрагируемых прочных комплексов
плутония с НДБФ, Н2МБФ и другими продуктами радиолиза увеличи­
ваются потери плутония. Некоторые из продуктов радиолиза способ­
ствуют выпадению осадков, содержащих плутоний и продукты деления.
Вследствие комплексообразования увеличивается экстрагируемость
циркония и рутения, что приводит к снижению коэффициентов очист­
ки ценных компонентов.
На ход процесса отрицательно влияют поверхностно-активные ве­
щества. Они присутствуют в растворах как примеси к компонентам
экстракционной смеси. Кроме того, некоторые продукты разложения
экстрагента также являются поверхностно-активными веществами.
Эти вещества способствуют образованию и стабилизации стойких эмуль88

сий, что приводит к увеличению времени их расслаивания, к изме­
нению соотношения фаз, к увеличению взаимного уноса органичес­
кого и водного растворов. Продукты разложения загрязняют рабочие
потоки и ухудшают кинетику массообмена.
Нерасслоившаяся часть эмульсии обволакивает присутствующие в
виде взвесей твердые частицы, не отфильтрованные после растворения
топлива на операции осветления раствора или образовашиеся в процес­
се экстракции. Эти частицы образуют вместе с продуктами разложе­
ния экстрагента прочные конгломераты, скапливающиеся на границе
раздела фаз и стабилизирующиеся поверхностно-активными вещества­
ми. Межфазные образования могут иметь значительный объем и захваты­
вать заметное количество урана и плутония. Они также загрязняют
экстракционную аппаратуру и нарушают гидродинамику процесса.
Степень радиационного разложения экстракционной смеси ТБФ —
разбавитель в значительной мере зависит от природы разбавителя, его
химической чистоты и природы присутствующих в нем примесей. В ре­
зультате исследований радиационной и химической стойкости углево­
дородов — потенциальных разбавителей для ТБФ — было установлено,
что стойкость падает в ряду: н-алканы > изоалканы > циклоалканы >
> ароматические углеводороды > алкены [98-101]. Это объясняет
то обстоятельство, что и-додекан — относительно дорогой разбавитель —
предусмотрено использовать на многих действующих и проектируемых
заводах.
Отметим одну интересную особенность систем ТБФ — разбавитель:
применение стабильных разбавителей при работе с высокоактивными
растворами повышает радиолиз ТБФ. Поэтому, если контакт органи­
ческой и водной фаз непродолжителен (например, в центробежных
экстракторах), иногда целесообразно использовать менее стойкие раз­
бавители, но предохраняющие от разложения трибутилфосфат, или до­
бавлять к до декану небольшое количество нестойких разбавителей.
При выборе разбавителя одним из решающих факторов является
также его способность к регенерации.
Уменьшить вредное влияние продуктов радиационной и химической
деструкции экстракционной системы можно разными способами:
сокращением времени контакта фаз в результате использования
пульсационных колонн или центробежных экстракторов;
введением эффективной системы очистки экстрагента и разбавите­
ля от продуктов радиолиза;
подбором более стойкого экстрагента;
оптимизацией основных параметров экстракционного процесса, та­
ких, как концентрация азотной кислоты, соотношение потоков органи­
ческой и водной фаз, степень насыщения экстрагента ураном и т.п.
Практика показывает, что ТБФ пригоден для переработки всех совре­
менных видов ядерного топлива. Однако с увеличением глубины выго­
рания топлива (выше 40 ГВт-сут/т) при экстракции начинает отчетли89

во проявляться основной недостаток ТБФ, а именно, его относительно
невысокая радиационная и химическая стойкость. Поэтому поиски но­
вых экстрагентов продолжаются. Основные направления этих поисков
связаны с исследованием избирательного комплексообразования урана и
плутония с органическими соединениями разных классов, в основном
с фосфор- и азотсодержащими соединениями [56, с. 58, 64; 102—106].
Среди новых экстрагентов как перспективные для замены ТБФ в
технологии переработки топлива рассматриваются сульфоксиды R 2 S0 4 ,
а также алкилфосфаты, например тригексилфосфат и триэтилгексилфосфат, амиды и диамиды [89, с. 84; 329].
В СССР и во Франции исследуется также возможность использования
в качестве экстрагентов с высокой избирательностью по отношению к
урану (а также другим актиноидам) макроциклических полиэфиров
типа криптофикс или 18-краун-6, селективность которых может быть
обусловлена коронарным эффектом [103,107].
Поиски новых разбавителей идут по пути исследования наиболее
радиационно стойких органических растворителей.
6.3. I ЦИКЛ ЭКСТРАКЦИИ

Процесс экстракционной очистки состоит из трех основных стадий:
экстракции, промывок и реэкстракции. Течение этих процессов и дости­
гаемая степень очистки урана и плутония зависят от многих факторов.
Важнейшие из них — концентрация различных компонентов, кислот­
ность и температура растворов на всех стадиях этих процессов, соотно­
шение потоков водных и органических растворов, время контакта фаз,
количество ступеней экстракционного каскада и т.п. Имеющиеся много­
численные эмпирические данные, однако, не позволяют дать надежных
рекомендаций режимов экстракции, промывок и реэкстракции. Опти­
мизация этих многопараметровых процессов возможна только на ос­
нове разработки соответствующих математических моделей. В послед­
нее время они интенсивно разрабатываются, однако пока учитывают
лишь ограниченное количество изменяющихся параметров [108—113].
6.3.1. Условия проведения совместной
экстракции урана и плутония
Коэффициенты очистки урана и плутония, потери ценных компо­
нентов с водным раствором, образование межфазных осадков и их
эмульгирование существенно зависят от степени насыщения экстрагента ураном и кислотности питающего и промывного растворов. Повыше­
ние степени насыщения экстрагента ураном способствует увеличению
коэффициентов очистки урана и плутония от осколочных элементов,
так как уран подавляет их экстракцию, оказывая вытесняющее дей­
ствие.
90

Таблица 6.5, Влияние степени насыщения ТБФ ураном на коэффициенты
очистки от продуктов деления на I цикле экстракции [114]
Степень
насыщения

Концентрация в
Зонном ТБФ, %

и
Низкая
Высокая

42,6
91,4

Ри
9,26
18,8

Коэффициенты очистки
137

Cs

3630
1140С>

144

Се

100
33 000

106

Ru

3,5
500

95

Zr

10
310

Максимально возможная степень насыщения 30 %-ного раствора ТБФ
(1,1 моль/дм3 ТБФ) составляет 0,55 моль/дм3 U + Pu, или около 130 г
(U + Ри) /дм 3 , так как эти металлы экстрагируются в форме соединений,
имеющих формулу М02 (N0 3 ) 2 (ТБФ) 2 , где М - U(VI) и Pu(VI), а
также М(Ы0 3 )4(ТБФ) 2 , где М - Pu(IV). На практике используют
меньшие загрузки. Как правило, содержание U и Ри в экстракте I цик­
ла составляет около 85 г/дм3, что соответствует степени насыщения
экстрагента, равной 65 %. На опытной установке MILLI в ФРГ достига­
ли большей степени насыщения, примерно до 85 %, без ухудшения по­
казателей процесса. Повышение степени насыщения ТБФ ураном выше
85 % может вести к увеличению потерь плутония с водным сбросным
раствором. Степень насыщения органического раствора изменяют соот­
ветствующим регулированием расходов исходного раствора и экстра­
гента.
В табл. 6.5 приведены данные опытного завода WAK (ФРГ) о влия­
нии степени насыщения ураном 30 %-ного ТБФ в керосине на коэффи­
циент очистки от некоторых продуктов деления.
Из приведенных в таблице данных видно, что повышение насыщения
ТБФ ураном и плутонием значительно снижает экстрагируемость боль­
шинства продуктов деления, в особенности церия, рутения и цирко­
ния. Отсутствие свободного ТБФ в органической фазе приводит к свя­
зыванию ураном продуктов радиолиза ТБФ — НДВФ и Н2МБФ в ком­
плексе, вследствие чего снижается коэффициент распределения цир­
кония.
Дополнительный эффект можно получить при повышении кислот­
ности питающего водного раствора. Увеличение кислотности водной фа­
зы от 2 до 3—4 моль/дм3 HN03 повышает растворимость в ней продук­
тов взаимодействия циркония с НДБФ и Н2МБФ и снижает скорость
их образования.
С помощью повышения степени насыщения ТБФ ураном и увеличе­
ния кислотности можно ограничить процесс образования межфазных
осадков, главной составной частью которых является твердый про­
дукт, содержащий цирконий и дибутилфосфат в отношении 1:2.
91

Повышению коэффициента очистки урана от циркония, ниобия и ру­
тения способствует также проведение сильнокислотных промывок ор­
ганической фазы. Предлагается, например, использовать промывку
~ 2 моль/дм3 HN03 на начальных ступенях экстракционного каскада
(очистка от циркония и ниобия) и 4—5 моль/дм3 HN03 на последую­
щих ступенях (очистка от рутения) [56]. Такая комбинированная
промывка была введена на заводе в Вест-Вэлли и предусмотрена в тех­
нологии завода в Барнуэлле.
Для технологической схемы проектируемого в ФРГ завода на осно­
вании опыта завода WAK были выбраны следующие условия: концентра­
ция урана на выходе из первой экстракционной колонны 95 г/дм3
(это соответствует 75 %-ному насыщению экстрагента ураном) и кис­
лотность исходного раствора 3 моль/дм3 HN0 3 . Кроме того, в схеме
предусмотрена двойная промывка: 4 моль/дм3 HN03 в верхней части
первой экстракционной колонны для улучшения отделения от руте­
ния и 1,5 моль/дм3 HN03 в дополнительной колонне для удаления цир­
кония.
Сложной технологической проблемой при экстракции является лока­
лизация трития. Для предотвращения распространения трития по всем
рабочим потокам завода было предложено реэкстрагировать его с по­
мощью 3 моль/дм3 раствора HN0 3 , не содержащего тритий, из экстрак­
та урана и плутония в специальной колонне, установленной после пер­
вой промывной колонны, предназначенной для очистки от циркония.
Улучшение очистки от продуктов деления достигается также повы­
шением температуры на отдельных стадиях процесса. На заводе в Саванна-Ривере был разработан процесс с промывкой при двух темпера­
турах. Первую промывку органической фазы проводили при 30 °С, а
затем осуществляли дополнительную промывку при 70 °С При этом
коэффициент очистки от продуктов деления возрастал примерно в
350 раз по сравнению с коэффициентом очистки в процессе с одной
промывкой при 30 °С. Если при этом реэкстракцию плутония прово­
дят также при 70 °С, то за один экстракционный цикл достигают ко­
эффициентов очистки урана от ^-излучающих нуклидов около 2,4-106,
а плутония — примерно 4,6- 10s при очень высокой (> 109) степени
разделения урана и плутония. На основании этого была предложена
одноцикличная схема двухтемпературного процесса. Очистка заверша­
лась последующим аффинажем урана и плутония. Чистота конечных
продуктов была такой же или более высокой, чем в стандартной двухцикличной однотемпературной схеме пурекс-процесса.
Описанная двухтемпературная схема требует применения пожаро­
безопасных при рабочих температурах разбавителя и восстановителя.
Большинство коммерческих керосинов непригодно для работы в та­
ких условиях. Достаточно стоек лишь н-додекан. Двухтемпературная
схема была испытана также на заводе в Уиндскейле, где получены не­
сколько худшие результаты, чем в Саванна-Ривере. Возможно, это
92

связано с использованием другого разбавителя и меньшего количест­
ва экстракционных ступеней на стадии промывки.
Технологическая схема завода в Барнуэлле предусматривает прове­
дение I цикла экстракции и промывки при температуре 55 °С, а ре­
экстракции плутония — при 45 °С На заводе в Вест-Вэлли экстрак­
цию, промывку и реэкстракцию плутония осуществляли при 35 °С,
перед реэкстракцией урана органическую фазу нагревали до 60 ° С
[62].
6.3.2. Восстановление и окисление плутония и нептуния
Разделение урана и плутония во всех технологических схемах осу­
ществляют на стадии селективной восстановительной реэкстракции
плутония после операции их совместной экстракции. Эта реэкстракция осуществляется методом противоточной промывки экстракта,
содержащего уран и плутоний, рабавленной азотной кислотой, содер­
жащей восстановитель для переведения плутония из экстрагируемого
четырехвалентного состояния в неэкстрагируемое трехвалентное.
В качестве восстановителя плутония опробовано большое количе­
ство реагентов: гидразин, гидроксиламин, ион железа (II), добавляе­
мый в виде сульфамата, нитрата или ацетата, нитрат урана (IV), азо­
тистая кислота, аскорбиновая кислота, водород и т.п. В последнее вре­
мя изучают возможность использования для восстановления плуто­
ния электрохимических и фотохимических методов.
Ниже приведены восстановители, применявшиеся на различных
заводах для восстановительной реэкстракции плутония:
Восстановитель- плутония
Сульфамат Fe(II)
Сульфамат Fe(II) 0,04 моль/дм 3 + гидроксила­
мин 0,56 моль/дм 3
0,1 моль/дм 3 U(N0 3 )4
0,04 моль/дм 3 и(Шз>4
Электрохимическое восстановление в пульсационной колонне
Электрохимическое восстановление в смесителеотстойнике

Завод
Ханфорд, Уиндскейл,
Саванна-Ривер, Вест-Вэлли
Саванна-Ривер
Моль*
Маркуль, м. Аг
Барнуэлл
WAK, Карлсруэ

Используемая в технологии концентрация сульфамата железа (2+)
лежит в пределах 0,2—0,04 моль/дм3, что существенно (в 20—40 раз)
превышает стехиометрическую величину. Избыток восстановителя
необходим для обеспечения полноты восстановления плутония. Вели* Завод в Моле перешел на использование U(FV) после двухлетней работы с
сульфаматом железа (II).
93

чина избытка зависит от концентраций плутония и нитрат-иона в ра­
створе, общей кислотности и времени пребывания раствора в аппара­
те. Ионы железа (II) достаточно стабильны в азотнокислых растворах,
где сульфамат-ион служит стабилизатором. С помощью Fe (II) в роли
восстановителя в противоточном экстракторе удается получить коэф­
фициенты очистки плутония от урана и урана от плутония, равные соот­
ветственно 106 и 104 [90,115].
Ионы Fe (II) не только восстанавливают нептуний и плутоний, но и
предохраняют их от окисляющего воздействия продуктов радиолиза воды — Н 2 0 2 и радикалов ОН. Когда Fe (II) полностью окисляется
до Fe (III), Pu (III) и Np(IV) также быстро вновь окисляются. Обнару­
жено, что сульфамат-ион не действует как защищающий агент, так как
в его присутствии, но в отсутствие Fe (II) ионы Pu (III) и Np(IV)
быстро окисляются [116—117].
Использование сульфамата железа имеет ряд существенных недостат­
ков при переработке топлива с высоким содержанием плутония: необ­
ходимо вводить большие избытки восстановителя; рецикл этого вос­
становителя невозможен; разложение сульфамат-иона приводит к об­
разованию серной кислоты, присутствие которой в среднеактивных
отходах ставит проблему антикоррозионной защиты аппаратов; нали­
чие железа в отходах осложняет их переработку и, наконец, ослож­
няется процесс очистки растворителя.
Основным преимуществом U(IV) по сравнению с сульфаматом же­
леза (II) является получение бессолевых сбросов. Четырехвалентный
уран или вводят извне в разделительный уран-плутониевый каскад,
или получают восстановлением части урана непосредственно из пере­
рабатываемого продукта. При введении урана извне изотопный состав
урана в продукте изменяется в сторону увеличения содержания 2 3 8 U.
Это особенно заметно при переработке ядерного топлива с высоким
содержанием плутония, требующего большого избытка восстанови­
теля — урана.
Ионы U (IV) являются более сильным восстановителем, чем ионы
железа (И). Однако в азотнокислых растворах ионы U(IV) окисля­
ются нитрат- и нитрит-ионами. В качестве стабилизатора U (IV) приме­
няют гидразин. Ввиду того что гидразин, как и сульфаминовая кислота,
не экстрагируется в ТБФ и не обеспечивает стабилизации U(IV) и Pu (III)
в органической фазе, для получения высокой степени реэкстракции
плутония необходимо иметь избыток ионов U(IV) по сравнению со
стехиометрическим количеством. При использовании U(IV) в смеси
с гидразином требуется, по крайней мере, 10-кратный избыток восста­
новителя по отношению к стехиометрическому количеству U(IV).
В азотнокислой среде создаются окислительные условия, способствую­
щие окислению как U(IV), так и Pu (III). Окисление Pu (III) наблюда­
лось при работе завода WAK. Чтобы этого избежать, в условиях высо­
кого содержания плутония на установке MILLI приходилось иногда
94

поддерживать 25-кратный избыток U(IV) [118]. При использовании
U (IV) для восстановления в производственных условиях были полу­
чены более низкие коэффициенты разделения урана и плутония, чем
при использовании сульфамата железа (II) (коэффициент очистки
урана от плутония примерно 10 2 -10 3 вместо 10 4 ).
В результате проведенных исследований установлено, что высокий
коэффициент очистки плутония от урана (106) можно получить, ес­
ли поддерживать на достаточно высоком уровне отношение потоков
органической и водной фаз и высокую кислотность водной фазы в
секции промывки урана, а также организовать две точки ввода U (IV).
Но в этих условиях коэффициент очистки урана от плутония невелик
[90]. Высокий коэффициент очистки урана от плутония [104, такой же,
как и в случае использования сульфамата железа (II) ] можно получить
при использовании 0,1 моль/дм3 HN03 и 0,2 моль/дм3 U(N0 3 )4 в вод­
ных промывных растворах, т.е. при низкой кислотности.
Гидразин и гидроксиламин в качестве самостоятельных восстано­
вителей в производственных условиях не используют из-за малой эф­
фективности. Скорость реакции восстановления Pu(IV) гидроксиламином обратно пропорциональна квадрату концентрации Ри(Ш) и чет­
вертой степени концентрации азотной кислоты. Поэтому применение
гидроксиламина возможно лишь при длительном контакте растворов
(около 7 мин), что превышает время контакта фаз в смесителях-от­
стойниках. Кроме того, оба восстановителя недостаточно стойки и за­
метно разлагаются в условиях высокой кислотности растворов на раз­
делительном цикле. Восстановление плутония гидрок сил амином на
втором цикле опробовано во Франции на установке TOR при пере­
работке смешанного уран-плутониевого топлива, где предусмотрено
восстановление или с помощью нитрата гидроксиламина, или электро­
химическим методом.
Метод электрохимического восстановления плутония позволяет
устранить основные недостатки, связанные с применением традицион­
ных восстановителей. Аппараты для его осуществления разработаны
и запатентованы в ФРГ, США, Великобритании, Франции [119—121].
При электрохимическом восстановлении непосредственно в реэкстракционном аппарате (смесителе-отстойнике или пульсационной колонне)
устанавливают катод и анод. Известны конструкции с диафрагмой,
например электрохимическая колонна для завода в Барнуэлле, и без
диафрагм, например смеситель-отстойник EMMA и колонна специаль­
ной конструкции ELKE, разработанные в Карлсруэ (рис. 6.4, 6.5).
В целях оптимизации технологического процесса были детально изу­
чены условия проведения электрохимического восстановления и окис­
ления плутония, нептуния и урана. При этом исследовали влияние силы
тока, напряжения, материала электродов, концентрации урана, плуто­
ния и нептуния, ТБФ, азотной кислоты, гидразина, содержания дибутилфосфата, а также некоторых продуктов деления на электролиз и выход
95

ф

0

2

\

3

*

Рис. 6.4. Схема лабораторного элек­
трического
смесителя-отстойника
(-»- водная фаза,
- > - органичес­
кая фаза):
а - вертикальный разрез; б - вид
сверху батареи из трех экстракторов; 1 - титановый корпус; 2 - смесительная
камера; 3 - мешалка; 4 - органическая фаза в отстойной камере; 5 - поверх­
ность раздела; 6 - водная фаза; 7 - анодная ячейка; 8 - изолятор; 9 - анод
Рис. 6.5. Схема электрохимической колонны ELKE:
1 - вход пульсационного воздуха; 2 - катод; 3 - изолятор; 4 - выхлопные
газы; 5 - перелив; 6 - выход органической фазы; 7 - вход водной фазы; 8 анод; 9 - изолятор; 10 — перфорированные тарелки; 11 — электрошина

U (IV) и Ри (III). Было показано, что при потенциалах между +400 и
-100 мВ н.к.э. восстанавливается только Pu(IV) до Ри (III), в то время
как между -100 и -500 мВ н.к.э. дополнительно восстанавливается
U (VI) до U (IV), a U (IV), в свою очередь, является внутренним вос­
становителем и стабилизатором для Pu(III) во всем объеме двухфаз­
ной системы.
Электрохимическое восстановление не требует введения в систему
дополнительных реагентов, за исключением гидразина, который служит
стабилизатором восстановленных форм плутония и урана, так как
взаимодействует с азотистой кислотой, разлагая ее. В процессе повтор96

ного электролитического окисления плутония гидразин легко и быстро
разрушается с образованием газообразных продуктов.
В качестве материала анода рекомендованы платина или платини­
рованные металлы, например тантал, а для катода — титан, тантал, пла­
тина. Электрохимический смеситель-отстойник типа 2В-ЕММА с 1979 г.
работает на II плутониевом цикле завода WAK, обеспечивая высокое
содержание плутония в реэкстракте (до 45 г/дм3) и низкое содержание
его в органической фазе после реэкстракции (0,0002—0,0054 г/дм 3 ).
Производительность аппарата составляет 1,5 кг/сут по плутонию. В
1985 г. электрохимический смеситель-отстойник 1В-ЕММА был уста­
новлен в узле реэкстракции плутония на I цикле.
В Институте горячей химии ФРГ создан испытательный стенд PUTE
(Plutoniumtestaniage zur Demonstration von elektrolytischen Verfahren) для изучения условий электровосстановления плутония в пульсационной колонне ELKE и электроокисления плутония в аппарате ROXI.
Высота колонны ELKE около 8 м, диаметр 5 см. В условиях второго
плутониевого цикла колонна 2B-ELKE позволила получить реэкстракт
плутония с концентрацией примерно 40 г/дм3 по плутонию при коэф­
фициентах очистки в пределах 103—106. В условиях I цикла при отно­
шении концентрации урана к плутонию, равном 100, и при отношении
потоков органической фазы к водной, равном примерно 6, колонна
1B-ELKE работала надежно. Были достигнуты коэффициенты очист­
ки от 200 до 2000. Если поддерживать концентрацию HN03 ниже
0,5 моль/дм3, то добавлять гидразин необязательно [122].
Опытно-промышленные испытания электролитического восстановле­
ния и эксперименты по изучению массопередачи в электролитических
смесителях-отстойниках и на отдельных секциях пульсационной колон­
ны производительностью 100 кг/сут позволили сделать следующие
выводы:
при увеличении размеров экстракционного оборудования до разме­
ров, обеспечивающих производительность переработки порядка не­
сколько тонн урана в сутки, серьезных технических трудностей не
предвидится;
использование электролитических пульсационных колонн с 7—8 тео­
ретическими ступенями разделения позволяет снизить потери плутония;
электрохимический метод дает возможность уменьшить количество
аппаратов в схеме и приводит к снижению объемов технологических
растворов; это обусловлено высокими концентрациями плутония в
реэкстракте, а также ликвидацией установок для подготовки растворов
реагентов;
стоимость электроэнергии при использовании в качестве восстано­
вителя электрического тока ниже стоимости химических реагентов;
управление процессом регулированием подводимого тока более
удобно и безопасно, чем управление процессами, в которых требуется
дозировка химических реагентов.
97
7-6819

Рис. 6.6. Электроокислительная ячей­
ка:
1 - вывод охлаждающей воды;
2 - ввод исходного раствора; 3 анод; 4 - подвод тока к аноду;
5, 7 - ввод и вывод воздуха для про­
дувки; 6 - пробоотбор; 8 - изоля­
тор; 9 - выход продукта; 10 ввод охлаждающей воды; 11 - ка­
тод

10

Электролитический метод может быть использован также для замены
традиционных окислителей — оксидов азота или нитрита натрия — на
операциях межциклового повторного окисления Pu(III) до Pu(IV) в
плутониевой ветви. Дня этого разрабатывают аппаратуру и изучают
условия электроокисления плутония с учетом необходимости разруше­
ния гидразина и предотвращения окисления плутония до шестивалент­
ного состояния. На рис. 6.6 показана одна из конструкций аппарата
для окисления плутония, в которой анод имеет развитую поверхность
и предусмотрена продувка воздухом для разбавления и удаления обра­
зующихся на электродах газов (Н2 — на катоде, 0 2 — на аноде). На за­
воде WAK такая электролитическая ячейка с пропускной способностью
2 кг Ри в сутки работала в течение четырех недель без перерывов. Исход­
ный раствор в среднем содержал 0,1-0,5 моль/дм3 гидразина и 25—
45 г Pu(III) /дм 3 . Средний расход электроэнергии составлял 38 А-ч/дм3
[121]. Ожидается, что затраты на междуцикловое анодное окисление
Pu(III) будут примерно в 10 раз ниже затрат в случае окисления плуто­
ния оксидами азота.
Существенный недостаток электрохимического метода восстановле­
ния плутония в двухфазной системе в реэкстракционном аппарате свя­
зан с трудностью его ремонта, так как весь аппарат расположен в горя­
чей зоне с высокой активностью. Поэтому было предложено получать
U (IV) электрохимически не внутри разделительного уран-плутоние­
вого цикла, а вне его, установив электролизер на потоке очищенного
98

урана. Для этого достаточно отделить 4 % урана из общего потока и воз­
вратить его в I цикл.
Получение U(IV) в разделительной стадии I цикла или из части очи­
щенного уранового потока может быть проведено также фотохимичес­
ким способом, который осуществим как в органическом, так и в вод­
ном растворе урана. Фотохимический процесс получения U(IV) пред­
полагает наличие в растворе таких не образующих солей восстанови­
телей, как гидразин, гидроксиламин, муравьиная кислота, этанол, ща­
велевая кислота и другие вещества, разлагающиеся с образованием га­
зообразных продуктов и воды или летучей жидкости.
После поглощения фотона U(VI) переходит в возбужденное состоя­
ние. В этом состоянии он легко и быстро реагирует с восстановителем,
образуя ион U(V), который, в свою очередь, диспропорционирует с об­
разованием U (VI) и U (IV). Например, фотохимическая реакция в при­
сутствии муравьиной кислоты протекает следующим образом:
hv

UOf + НСООН + 2Н* —* U 4 + +C0 2 +2Н 2 0.
Как показали исследования, проведенные в Брукхейвенской Нацио­
нальной лаборатории (США), диапазон длин волн, пригодных для воз­
буждения U (VI), расположен в области от 360 до 480 нМ. Выбор длин
волн возбуждающего света зависит от состава раствора урана (органи­
ческий или водный), концентрации азотной кислоты и наличия других
ионов, т.е. от места отвода продукта из технологической схемы на
восстановление [123]. В качестве источника света могут быть исполь­
зованы широкополосные лампы с фильтром или узкополосные лампы.
Конструкция аппарата-реактора фотохимического восстановления долж­
на обеспечивать возможность его охлаждения, так как процесс сопро­
вождается значительным тепловым эффектом, возможность очистки
окон, пропускающих свет (рис. 6.7). а также иметь устройство для уда­
ления газа, образующегося при разложении восстановителя [124].
Фотохимический процесс получения U(IV) опробован лишь в лабо­
раторном масштабе. По мнению представителей американской фирмы
AGNS, построившей завод в Баруэлле, фотохимический метод может
быть хорошим дополнением к электрохимическому методу. Предва-

Рис. 6.7. Схема получения U (IV)
в фотохимическом реакторе:
а - поперечный разрез; б - про­
дольный разрез; 1 - хладагент и
инфракрасный и ультрафиолетовый
фильтры; 2 - вывод С 0 2 ; 3 - ртут­
ная лампа; 4 - восстановление
U (VI) до U (IV)

рительные оценки стоимости этого метода показали, что затраты в ус­
ловиях завода в Барнуэлле составят 0,161 цент на 1 г выделяемого
плутония.
Кроме фотохимического восстановления U(VI) до U(IV) перспек­
тивными для технологии переработки облученного ядерного топлива
представляются еще несколько фотохимических процессов, с помощью
которых можно проводить корректировку валентных состояний урана,
плутония и нептуния без введения в схему солеобразующих компо­
нентов. Этими процессами могут быть: корректировка валентности
нептуния и плутония перед экстракцией на I цикле (вместо исполь­
зования нитрита натрия или оксидов азота); фотовосстановление Ри (IV)
на разделительной стадии; отделение нептуния от урана фотохимичес­
ким окислением нептуния и, наконец, фотоокисление плутония перед I
и II плутониевыми циклами. Однако для практического использования
фотохимического метода еще необходимо провести большой объем ис­
следований для определения оптических диапазонов соответствующих
реакций, оценки влияния на выход реакций всех компонентов, присут­
ствующих в растворе, выбора источников излучения и т.п.
6.4. РЕГЕНЕРАЦИЯ ЭКСТРАГЕНТА

Традиционный способ очистки экстрагента от продуктов радиолиза
и их соединений с продуктами деления заключается в промывке его вод­
ными растворами карбоната натрия, гидроксидом натрия или их смесью.
Например, в Селлафилде экстрагент промывают в 4-ступенчатом смеси­
теле-отстойнике при 60°С 0,1 моль/дм3 раствором Na2C03 и
0,1 моль/дм3 раствором NaOH. В схемах очистки экстрагента на других
заводах предусмотрены такие же карбонатно-щелочные промывки,
отличающиеся лишь концентрацией промывных растворов (0,1 —
0,5 моль/дм3 Na2C03 и ~ 0,1—0,25 моль/дм3 NaOH) и применяемым
оборудованием. Кроме смесителей-отстойников для регенерации экстра­
гента используют пульсационные и насадочные колонны.
Химические основы методов очистки сводятся к образованию воднорастворимых натриевых солей дибутил-, монобутилфосфорной и фос­
форной кислот. В водный раствор удаляются также легкие спирты и
карбоновые кислоты.
Учитывая результаты изучения массопереноса и необходимость дости­
жения на операции регенерации экстрагента коэффициента очистки от
циркония не менее 10, было рассчитано, что при производительности
завода 1500 т/год требуется аппарат с пропускной способностью для опе­
рации промывки экстрагента 2,5 м3/ч. Это может быть ситчатая колон­
на с пульсацией диаметром 30 см и высотой 5 м или смеситель-отстой­
ник с объемом смесительной камеры 0,5 м 3 .
Один из недостатков метода^очистки экстрагента карбонатно-щелочной промывкой заключается в образовании значительного количества
100

солесодержащих водных среднеактивных отходов, в которых могут
находиться и а-активные нуклиды. Так, на заводе производительностью
1500 т U/год ежегодно при промывке трибутилфосфата будет образовы­
ваться 150 т нитрата натрия, составляющего главную часть среднеактив­
ных отходов. Количество этих отходов растет с увеличением глубины
выгорания топлива и, естественно, с увеличением количества продук­
тов радиолиза.
Другой недостаток этого метода связан с тем, что оставшиеся в
экстрагенте после реэкстракции небольшие количества плутония при
промывке переходят в щелочной раствор, где могут полимеризоваться
и, накапливаясь, выпадать в осадок. В осадке, в принципе, возможно
достижение критической массы плутония и создание условий для разви­
тия самопроизвольной цепной ядерной реакции [СЦР].
Кроме того, карбонатно-щелочная промывка недостаточно эффек­
тивно удаляет продукты радиолиза разбавителя и эфиры фосфорной
кислоты более высокого порядка из-за их плохой растворимости в вод­
ных растворах. В экстрагенте остаются высшие спирты, большинство
нитросоединений, соли высших карбоновых кислот, например лауриновой кислоты, кислые эфиры фосфорной кислоты с длинноцепочечными радикалами и другие тяжелые органические соединения. При ре­
цикле экстрагента тяжелые продукты разложения накапливаются в нем,
в результате чего существенно ухудшаются условия работы экстрак­
ционного узла завода на I цикле и степень очистки ценных компонен­
тов. В узле очистки экстрагента при этом наблюдаются образование
стойких эмульсий, выпадение межфазных осадков, газовыделение.
В Саванна-Ривере, например, было показано, что если в экстрагенте
накопилось 3,3-10"3 моль/дм3 лаурилата натрия, то для расслоения
фаз при содовой промывке не хватает суток.
Поэтому проблема очистки экстрагента остается актуальной, и раз­
работки способов очистки продолжаются. В середине 60-х гг. был пред­
ложен метод дистилляции экстрагента с водяным паром. В 1972—
1974 гг. в США, Франции, Великобритании, Бельгии и Канаде был за­
патентован сорбционный способ очистки экстрагента на макропорис­
тых ионообменных смолах. В 1975 г. в ФРГ было предложено промы­
вать экстрагент 0,1 моль'дм3 раствором гидразингидрата при темпе­
ратуре от 25 до 75 °С. В 1980 г. этот способ был дополнен введением
в систему диоксида углерода. Оставшийся в водных отходах от промыв­
ки гидразиннитрат может быть разложен водяным паром при темпе­
ратуре кипения или электрохимически, например в ячейке без диа­
фрагмы с титановым катодом и платинированным танталовым ано­
дом (рис. 6.8) [125]. В результате анодного окисления гидразина выде­
ляется в основном азот, реакция протекает со 100 %-ным выходом при
анодной плотности тока свыше 1 мА/см2. Промывка гидразингидратом
может сократить объем солесодержащих отходов в 100 раз. Как пока­
зали первые опыты, эффективность промывки гидразингидратом по
101

Экстраеент из / , //,///
уранобых
и плутониебых циклоб
Продукты радиолиза
Продукты деления
HN0 3 ,U,Pu

Сбежии
промыбной

растбор
N2H50H

F=50MV4

F=7M'/4
Промыбка
экстрагента

i

О чистка
на сорденте
РЬ02

Промыбной растбор
N2H50H-/,5M0jib/aM3
НМО3-0,2ноль/Зм3
Продукты радиолиэа
Продукты деления
и+Ри~2г/дм3

Анодный газ
HZ«-9S°/Q

0г(Н0х)

F^0,2M3/M

т
i

длектролити ческое
разложение гидразина

HN0 3 ~/,5MoWdM3
Продукты деления
Продукты радиолиза
и + Ри~2г/дм'
F~0,2M3/M

Экстрагент
в рецикл

1X1
1

Упаривание

Водные отходы
из // и /// уранобых циклоб

U+Pu-20r//?,HNO 3
Продукты радиолиза
Продукты деления
Г=0,03мУч

i

Упарибание

Водные отходы
I цикла экстракции

т

Остеклобыбание В АО

Рис. 6.8. Схема регенерации растворителя (F - расход реагентов)

сравнению с карбонатно-щелочной промывкой по отношению к про­
дуктам деления и НДБФ одинакова или несколько выше. Промывка
гидразин гидратом способствует также восстановлению Pu(IV) до
Ри(Ш), что предотвращает образование труднорастворимых полимер­
ных осадков.
Для дополнительной очистки экстрагента от эфиров фосфорной
кислоты более высокого порядка в [131] предлагалось пропускать
экстрагент после промывки гидразингидратом через слой силикагеля с
нанесенным покрытием из диоксида свинца, составляющим 10 % по
массе.
Для очистки экстрагента предлагалось также использовать растворы
гидразиноксалата, гидразинтартрада, гидразинлактата, смеси раство­
ров из карбоната и тартрата натрия, гидроксиламина и тартрата натрия
и др. В качестве дополнения к карбонатно-щелочной промывке изуча­
лась также фильтрация через такие сорбенты, как активированный
уголь, активированный оксид алюминия, силикагель, некоторые глины.
Наиболее эффективным сорбентом для экстрагента из I цикла после
карбонатной промывки оказался активированный оксид алюминия.
Было обнаружено, что после фильтрации через А1 2 0 3 улучшается рас­
слаивание фаз и увеличивается поверхностное натяжение. Оксид алюми­
ния эффективно удаляет также комплексообразователи, удерживающие
плутоний в органической фазе при низкой кислотности. Однако он
не дает достаточно полной очистки от анионов поверхностно-активных
веществ и рутения. Предварительная обработка сорбента, например
сушка, увеличивает его емкость [127-136].
Разрабатывался также способ очистки экстрагента с помощью си­
ликагеля, предварительно обработанного гидроксидом натрия или
лития [136].
Изучение способов подготовки геля, его сорбционной емкости по
отношению к уранил-иону, ди- и монобутилфосфорным кислотам,
другим продуктам разложения экстрагента и разбавителя к азотной
кислоте, а также способа регенерации геля позволило оценить условия
очистки экстрагента в заводских условиях. Было рассчитано, что для
завода с производительностью 0,5 т/сут по урану объем экстрагента,
подлежащего очистке, составит 13 500 дм 3 /сут при скорости потока
экстрагента 526,5 дм 3 /ч. Тогда одна колонна должна иметь диаметр
1,2 м, высоту 2 м, при загрузке силикагеля 2000 кг. Для подготовки
сорбента потребуется 46-69 кг солей натрия. Время работы одной ко­
лонны до проскока — 67 сут. Осуществление силикагелевой очистки
позволило бы сократить в 10 раз расход соды по сравнению с методом
содовой промывки. Однако регенерация сорбента предлагалась нагре­
ванием примерно до 500 °С (при этом органические вещества улету­
чиваются, а нитросоединения разлагаются), что делает метод практи­
чески неприемлемым.
103

6.5. УРАНОВАЯ ВЕТВЬ

Уран и плутоний, разделенные после I цикла экстракции, подвергают
дальнейшей очистке от продуктов деления, нептуния и друг от друга
до уровня, отвечающего техническим условиям ЯТЦ и затем превра­
щают в форму, которая является товарной для продуктов данного за­
вода.
Наилучших результатов при очистке урана можно достигнуть ком­
бинированием разных методов, например, экстракции и ионного об­
мена. Однако в промышленном масштабе экономичнее и технически
проще использовать повторение циклов экстракции с одним и тем же
экстрагентом — трибутилфосфатом. Число циклов экстракции и, следо­
вательно, степень очистки урана определяются типом и глубиной вы­
горания ядерного топлива, поступающего на переработку, и задачей
отделения от нептуния. (Согласно техническим условиям на содержа­
ние примесных а-излучателей в уране общий коэффициент очистки
урана от нептуния должен быть выше 500.)
Схема очистки в урановой ветви включает или цикл экстракции
30 %-ным раствором ТБФ в инертном разбавителе и сорбцию на силикагеле, или два цикла экстракции ТБФ. В последнем случае возмож­
ны два варианта технологической схемы: с проведением межцикло­
вого упаривания водных реэкстрактов урана или без него.
Технологические схемы ряда заводов (см. приложение 2) включа­
ют межцикловое упаривание, так как при этом примерно на 30 % сокра­
щается общий объем растворов в экстракционной колонне и дости­
гается более высокое насыщение экстрагента ураном (около 95 г U/дм3) .
Это способствует очистке урана от рутения,
циркония и ниобия.
Упаривание реэкстракта урана при низкой
концентрации азотной
3
кислоты (<0,3 моль/дм ) создает условия для образования неэкстрагируемых гидролизных форм циркония [29, 30, 118]. Кроме того,
при экстракции, проводимой после операций упаривания, наблюдаются
уменьшение образования стойких эмульсий и улучшение расслаива­
ния фаз.
Однако безупарочный вариант имеет свои преимущества. Они за­
ключаются в том, что отпадает необходимость установки выпарного
аппарата и становится проще обвязка. Исключается промывка разба­
вителем (керосином) реэкстракта урана после I цикла. В отсутствие
упарки не происходит окисление нептуния до Np(VI), что должно по­
вышать коэффициент очистки урана от нептуния. Кроме того, при не­
большом соотношении объемов органической и водной фаз можно ожи­
дать улучшения очистки от продуктов деление г 118].
Экстракционные циклы очистки урана of- ,Ачно проводят в смесите­
лях-отстойниках или пульсационных колоннах, но на заводе м. Аг при
переработке оксидного топлива реактора на быстрых нейтронах в ура­
новой ветви используют центробежные экстракторы.
104

После I цикла уран реэкстрагируется в водный раствор, и проводит­
ся II цикл очистки при более высоком насыщении экстрагента ураном
(до 92-96 %) и низкой кислотности. В этих условиях повышается очист­
ка от нептуния, америция и кюрия, которые попадают преимущественно
в водные сбросные растворы. Для улучшения очистки урана от плуто­
ния и нептуния предлагается добавлять азотистую кислоту (предпочти­
тельно в виде газообразного диоксида азота) или другие восстанови­
тели [118].
Окончательную очистку урана от продуктов деления, главным обра­
зом от циркония, проводят сорбционным методом. Для этого органи­
ческий раствор после II цикла экстракции урана подают в сорбционную
колонну с силикагелем, в верхней части которой задерживаются все
нерастворимые примеси. Таким образом, колонна работает одновре­
менно как фильтр. Обычно устанавливают несколько попеременно
действующих колонн с силикагелем для того, чтобы, не прерывая про­
цесса, проводить отмывку колонн от сорбированных 0- и 7-активных
веществ. Десорбирующим раствором служит щавелевая кислота, хо­
рошо смывающая цирконий и ниобий. Уран после сорбционной очист­
ки реэкстрагируют в водный раствор, который анализируют на приме­
си, содержание урана и степень обогащения по 2 3 s U.
Сорбция на силикагеле как дополнение к экстракционной очистке
планировалась или использовалась на таких заводах, как Саванна-Ривер, Варнуэлл, Вест-Вэлли, Еврокемик. . При реконструкции завода в
Вест-Вэлли предполагали исключить силикагелевую очистку, считая,
что межцикловые упарки и без нее позволяют получить конечный про­
дукт урана с чистотой, удовлетворяющей требованиям.
Существуют также другие методы очистки урана. Например, на заво­
де в Айдахо при переработке высокообогащенного (52—93 %) урано­
вого топлива два цикла экстракции в урановой ветви проводят не с
ТБФ, а с метилизобутилкетоном.
Принципиально отличающаяся схема очистки урана была разработа­
на фирмой "Дженерал электрик" для Среднезападного завода в Мор­
рисе (США). Учитывая, что диоксид урана — конечный продукт пере­
работки топлива легководных реакторов — на следующей стадии топ­
ливного цикла (изотопное обогащение) должен быть превращен в
гексафторид урана, было решено использовать процесс фторирова­
ния как стадию очистки урана. При этом исключаются два цикла экс­
тракции трибутилфосфатом и силикагелевая очистка. Такая техноло­
гия переработки ядерного топлива получила название "аква-фтор",
так как она представляет собой комбинацию водного метода на началь­
ных, и неводного фторидного метода очистки урана на конечных ста­
диях процесса. По этой технологии проводят один цикл совместной
экстракции и реэкстракции U, Ри и Np. Плутоний и нептуний затем
последовательно извлекаются из реэкстракта на сильноосновном анионите. Фильтрат из ионообменных колонн, содержащий уран, подвер105

гают упариванию и затем денитрации. Оксид урана подают в аппарат
для фторирования газообразным фтором; получающийся при этом гексафторид урана окончательно очищают пропусканием через слой фто­
ристого натрия и фтористого магния с последующим ожижением и пере­
гонкой жидкого гексафторида урана.
Преимущества технологии аква-фтор, заключающиеся в более ком­
пактном аппаратурном оформлении завода, сокращении числа экстрак­
ционных циклов и значительном сокращении количества жидких ра­
диоактивных отходов, вопреки ожиданиям, не оправдали себя. Основ­
ные трудности возникли при переходе от водной части процесса к невод­
ной — процессу фторирования. Размер частиц диоксида урана, образу­
ющихся на стадии денитрации и восстановления триоксида, оказался
неподходящим для фторатора с ожиженным слоем. Из-за этого наблю­
дались местные перегревы, спекание и блокада процесса, что приводи­
ло к необходимости прямого вмешательства в процесс. Суммарный
коэффициент очистки урана на I цикле экстракции и ионном обмене
был слишком низок (10 3 ), чтобы обеспечить безопасность такого вме­
шательства. Кроме того, фторидная коррозия аппаратуры требовала час­
того ремонта в зоне высокой активности. Испытание технологии пока­
зало также, что она не обеспечивает необходимой очистки урана. По­
этому реконструкция завода предполагала переход на стандартную тех­
нологию пурекс-процесса [137].
В качестве одного из вариантов экстракционной очистки урана было
предложено применение системы ТБФ — левекстрел (Levextrel—Leverkusener—Extract—Elution). Сорбент левекстрел разработан фирмой
"Байер" (ФРГ) для экстракционной хроматографии. В опытном мас­
штабе его уже использовали для выделения и очистки урана [138].
Левекстрел — твердый гранулированный пористый материал — облада­
ет развитой поверхностью, легко смачиваемой органическим раство­
рителем с образованием поглотителя с высокой избирательностью.
Массоперенос происходит в тонкой пленке ТБФ в поровом простран­
стве сорбента. Преимуществами системы левекстрел — ТБФ являют­
ся низкое гидравлическое сопротивление, быстрый обмен между под­
вижной и неподвижной фазами, насыщение, близкое к теоретическо­
му, а также возможность уменьшения высоты колонн и легкость вы­
мывания адсорбированного материала. Сорбционная способность левекстрела не снижается заметно при дозах 0- и у-излучения до 106 Гр.
Использование левекстрела позволяет также получать неограниченное
число теоретических тарелок простым удлинением колонны. Кроме
того, изменение последовательности промывки дает возможность ис­
пользовать достоинства вытеснительной хроматографии, когда, на­
пример, примеси с более низкими, чем у урана коэффициентами рас­
пределения вытесняются в водную фазу. Сорбенты типа левекстрел
могут содержать вместо ТБФ другие экстрагенты в чистом или раз­
бавленном виде. Недостатком левекстрела является легкость вымы106

вания экстрагента, вследствие чего этот метод не может быть исполь­
зован для переработки твэлов в промышленных масштабах.
Для замены экстракционной или сорбционной очистки урана в ФРГ
изучается новый способ, основанный на упаривании реэкстракта ура­
на после I цикла, с последующей кристаллизацией у ранил-нитрата при
охлаждении упаренного концентрата [140]. Этот способ не требует
сложного оборудования и разнообразия химических реагентов. Орга­
низация рецикла маточных растворов позволяет резко снизить поте­
ри ценных компонентов. Разработка этого метода еще далека от за­
вершения.
Конечная стадия аффинажа урана (независимо от того, проводи­
лась ли экстракционная или силикагелевая очистка) связана с пере­
водом урана в форму, удобную для дальнейшего технологического пере­
дела, т.е. перевода в оксид или гексафторид урана. Последователь­
ность операций превращения растворов у ранил-нитрата в конечные
продукты можно изобразить следующей схемой:
Раствор иОгОЧОз)

2

""•Упаривание или-> Прямая денитрация

i

или
Осаждение

ио 3

U04•2Н20
(NH4)2U207

!-> Прокаливание

(NH 4 )4U02(C0 3 )3

,

и3о8
ИЛИ
-I
I

Фторирование НГ или Г 2
\
ИЛИ

Обогащение no

235

U

Превращение в U 0 2

I

Рефабрикация ядерного топлива

Получение оксидов из водных растворов уранилнитрата возможно
либо осаждением в виде пероксида уранила, оксалата уранила, уранилтрикарбоната аммония или ураната аммония с последующим их
прокаливанием, либо, если достигнута достаточная очистка урана, пря­
мым термическим разложением гексагидрата уранилнитрата [139].
Получение оксидов прямой термической денитрацией гексагидра­
та уранилнитрата - достаточно тонкий технологический процесс. Обыч­
но его проводят в две стадии:
1) упаривание раствора уранилнитрата в выпарных аппаратах с по­
лучением 70—100 % гексагидрата уранилнитрата и 2) термическая об­
работка его до получения триоксида урана.
107

Рис. 6.9. Схема установки для разложения уранилнитрата в пссвдоожиженном слое:
1 - расходомер; 2 - калорифер; 3 - решетка; 4 - трубопроводы; 5 - термо­
пары; 6 - форсунка; 7 - сборник исходного раствора уранилнитрата; 8 - т р у б о ­
провод для подачи раствора уранилнитрата; 9 - циклон; 10 - бункер; 11 - пита­
тель; 12 - внешние электропагревагели; 13 - псевдоожиженный слой; 14 - тру­
ба для выгрузки UO3; 15 - корпус аппарата; 16 - внутренние электронагревате­
ли; 77 - приемник триоксида урана

Весьма перспективен процесс термической денитрации в псевдоожиженном слое, применяемый в промышленном масштабе в США
и Великобритании (рис. 6.9) [141]. Упаренный раствор уранилнитра­
та (800 г/дм3) нагревают в сборнике до 70 °С и подают насосом-до­
затором одновременно со сжатым воздухом в форсунки, расположен108

ные в корпусе аппарата. Раствор впрыскивается форсунками непосред­
ственно в псевдоожиженный слой нагретого гранулированного триоксида урана. Ожижающим агентом служит горячий воздух, нагревае­
мый в калорифере. Образующаяся парогазовая смесь, содержащая мел­
кодисперсный триоксид урана, подается из реактора в циклон, где очи­
щается от триоксида урана. Из бункера циклона U0 3 питателем воз­
вращается обратно в псевдоожиженный слой. Вывод триоксида урана
из реактора в приемник осуществляют с помощью питателя с уровня
псевдоожиженного слоя. Денитрацию проводят при 300—500 °С; ско­
рость ожижающего агента (воздуха) — 0,46 м/с при числе псевдоожи­
жения, равном 6. Расход тепла на 1 т U составляет 26,2-105 кДж. В ап­
паратах псевдоожиженного слоя, как правило, не возникают местные
перегревы, процесс протекает с высокой скоростью и хорошо регули­
руется. Физические характеристики получаемых гранулированных час­
тиц UO3 (сферические размеры, насыпная плотность и т.п.) можно
регулировать в определенных пределах технологическими параметра­
ми, т.е. скоростью ожижающего агента, температурой псевдоожижен­
ного слоя, условиями распыления газожидкостной струи (скоростью
истечения, удельным расходом распыливающего агента), а также тем­
пературой и концентрацией поступающего на денитрацию уранилнитрата. Большими достоинствами метода ожиженного слоя являются так­
же возможность получения продукта высокой чистоты, незначитель­
ная коррозия аппаратуры и сравнительно невысокая стоимость [142].
Однако при эксплуатации денитратора с псевдоожиженным слоем
возможны некоторые технические трудности. В Токай-Мура, напри­
мер, где с 1976 г. на таком аппарате было обработано 170 т. гексагидрата уранилнитрата, аппарат часто останавливали из-за закупорки под­
водящих линий, сопла и фильтров кристаллами гексагидрата уранил­
нитрата, забивки линий выгрузки продукта, роста размеров частиц
U0 3 и т.п. [143].
Денитрацию уранилнитрата осуществляют также в пламенных реак­
торах, где пламя образуется при сжигании в воздухе или кислороде
газообразных углеводородов парафинового ряда, например метана,
пропана, бутана и т.п. В пламенном реакторе можно получать октаоксид триурана или даже диоксид урана в зависимости от того, что по­
дается в реактор в избытке - восстановитель или окислитель. К пре­
имуществам пламенных реакторов относятся простота конструкции,
возможность полной автоматизации процесса, относительно высокая
коррозионная стойкость аппарата и экономичность технологического
процесса. Недостатком является взрывоопасность*, а также возмож­
ность образования на стенках аппарата гарнисажа — слоя твердых про­
дуктов. Чтобы избежать его образования, разрабатывают реакторы
Вследствие того, что пламенный реактор работает на газовом топливе.
109

более сложной конструкции (аппарат в форме сопла Вентури со спе­
циальными вставками [142]).
В промышленном масштабе разложение гексагидрата уранилнитрата в пламенном реакторе осуществляют при скорости подачи исход­
ного продукта ПО кг/ч, воздуха 100 м3/ч и пропана 10 м3/ч. В этих
условиях получают мелкодисперсный продукт. Дисперсность можно
регулировать температурой процесса, соотношением реагентов, вре­
менем пребывания частиц в реакторе и наличием затравки твердых
частиц.
На некоторых заводах проектируют линию получения гексафторида урана. Фторирование триоксида урана газообразным фтором при
400—500 °С проводят в аппаратах кипящего слоя. Фторирующий газ
разбавляют азотом (75—80 % F 2 ). Для образования кипящего слоя
применяют добавку CaF2. Фторирование можно осуществлять также
в пламенных реакторах, представляющих собой наиболее современные
высокопроизводительные аппараты. В этом случае происходит сжига­
ние оксидов или тетрафторида урана в факеле F 2 , где температура
достигает 900—1000 и даже 1100 °С В этих условиях реакция проте­
кает мгновенно с использованием фтора не менее чем на 90 % [142].
6.6. ПЛУТОНИЕВАЯ ВЕТВЬ

Плутоний после отделения от основной массы урана подвергают
дальнейшей очистке от продуктов деления, урана и других актиноидов
до достижения собственного фона по у- и /3-активности. В качестве
конечного продукта на заводах стремятся получать диоксид плуто­
ния, а в дальнейшем и смешанные оксиды урана и плутония. В комп­
лексе с химической переработкой планируется осуществлять произ­
водство твэлов, что позволит избежать дорогостоящих перевозок
плутония, требующих особых предосторожностей, особенно при пере­
возке растворов нитрата плутония.
Все стадии технологического процесса очистки и концентрирова­
ния плутония требуют большой надежности систем обеспечения ядер­
ной безопасности. Ввиду токсичности плутония и высокого уровня
а-излучения большое внимание должно быть уделено защите персона­
ла и предотвращению возможности загрязнения окружающей среды.
При разработке оборудования учитывают все факторы, которые могут
привести к возникновению критичности: массу делящегося материа­
ла, гомогенность, геометрию, отражение, замедление и поглощение
нейтронов, концентрацию делящегося вещества в данном процессе
и т.п. Минимальная критическая масса водного раствора Pu(N0 3 )4 при
наличии водяного отражателя составляет около 510 г [69].
Ядерная безопасность при осуществлении операций в плутониевой
ветви обеспечивается главным образом геометрией аппаратов (их диа­
метром и объемом) и ограничением концентрации плутония в раство110

ре, которую постоянно контролируют в определенных точках непре­
рывного процесса, а где это невозможно — системой отбора и анали­
за проб.
Технология очистки и концентрирования плутония основана на про­
ведении последовательных циклов экстракции или ионного обмена
и аффинажной операции осаждения плутония в виде нерастворимых
солей с последующим термическим превращением их в диоксид плу­
тония. На разных заводах последовательно проводят два или три цик­
ла экстракции. На последнем цикле иногда вместо ТБФ применяли
амины. Используют разные способы концентрирования: межцикловое
упаривание растворов плутония или дополнительное концентрирова­
ние возвратом некоторых частей плутонийсодержащих растворов на
начальные стадии процесса экстракции—реэкстракции (рефлакс-процесс). Завершающая стадия плутониевой ветви — денитрация раство­
ров плутония — также имеет различные варианты: осаждение оксалатов, термическая денитрация и т.п.
Опыт эксплуатации радиохимических заводов показывает, что цельноэкстракционный аффинаж плутония с использованием единого экстрагента, ТБФ, наилучшим образом отвечает предъявляемым к процессу
требованиям технологии и экономики.
6.6.1. Экстракционная очистка
Первый цикл экстракции в плутониевой ветви, так же как цикл
совместной экстракции урана и плутония, проводят обычно с исполь­
зованием в качестве экстрагента 30 %-ного ТБФ в инертном разбави­
теле — керосине или я-додекане (на заводе в Селлафилде используют
20%-ныйТБФ).
Плутоний после отделения от урана находится в реэкстракте в трех­
валентном состоянии. Поэтому перед проведением следующего цикла
экстракции его окисляют либо нитритом натрия, либо газообразными
оксидами азота, пропуская их противотоком в насадочной абсорбцион­
ной колонне, либо электрохимически. Методы окисления нитритом
натрия и газообразными оксидами азота несовершенны. Применение
нитрита натрия приводит к образованию солесодержащих среднеактивных отходов. Использование оксидов азота требует тщательной очист­
ки как раствора плутония от нитрозных газов, которые в дальнейших
операциях приводят к разложению восстановителя и соответственно
к потерям плутония, так и отходящих газов при самой реакции окис­
ления. Непрерывное электрохимическое анодное окисление, так назы­
ваемый ROXI-процесс, разработанный в Карлсруэ, лишен указанных
недостатков [96,121].
Водный раствор окисленного плутония поступает на очистку, прово­
дящуюся в трех экстракционных блоках: в первом осуществляют экс­
тракцию плутония трибутилфосфатом и промывку, во втором — вос111

становительную реэкстракцию плутония, в третьем — промывку плу­
тониевого водного раствора трибутилфосфатом. В качестве восстано­
вителя используют нитрат U(IV), гидразиннитрат или гидроксиламиннитрат.
На заводе на м. Аг (Франция) промышленная обкатка узла реэкстракции плутония с применением нитрата гидроксиламина показала, что
концентрационное отношение NH 2 OH-HN0 3 /Pu должно составлять
максимум 2,5—3, причем повышение температуры и добавление гидрок­
силамина благоприятствуют процессу восстановительной реэкстракции плутония [96, 144]. На этом же заводе был внедрен способ электро­
химического восстановления U(VI) до U(IV), используемого в узле
реэкстракции плутония. Однако с увеличением производительности
завода электрохимический способ был заменен восстановлением с
помощью каталитически получаемого водорода [144].
Очистку плутония от нептуния, так же как и очистку урана от не­
плутония, можно улучшить добавлением азотистой кислоты. На одном
цикле экстракционной очистки в плутониевой ветви на установке
MILLI коэффициент очистки плутония от ^-излучателей составил 24,
а от нептуния (с добавлением NaN0 2 ) - 330 [118]. Плутоний в вод­
ном растворе после I цикла очистки в плутониевой ветви снова окис­
ляют, и раствор подают на следующий цикл экстракции, который про­
водят идентично предыдущему.
Большинство известных технологических схем включает операции
межциклового упаривания водных растворов нитрата плутония для
его концентрирования. Упаривание слабокислых растворов плутония
приводит к необратимой полимеризации плутонийсодержащих соеди­
нений и отложению продуктов полимеризации на стенках выпарного
аппарата, что вызывает частые остановки процесса. Операция упаривания
растворов плутония требует особой предосторожности с точки зре­
ния ядерной безопасности и коррозии аппаратуры. Избежать этих ос­
ложнений можно, используя безупарочныи вариант экстракционной
очистки и концентрирования плутония, так называемый рефлакс-процесс.
Рефлакс-процесс был разработан в 1956 г. для экстракционной очист­
ки плутония от нерадиоактивных загрязнений [51]. Он оказался эф­
фективным также для очистки плутония от продуктов деления и од­
новременного концентрирования в условиях плутониевой ветви. Про­
цесс осуществляют в двухколоночном экстракционном цикле. В сред­
нюю часть первой колонны подают исходный раствор плутония, подле­
жащий очистке и концентрированию. Снизу колонны поступает раствор
ТБФ, сверху — водный промывной раствор. Промытый органический
экстракт затем поступает во вторую колонну, где плутоний реэкстрагируется в водный раствор. Небольшую долю этого водного экстракта
выводят из процесса как плутониевый продукт. Остальную же часть
возвращают в процесс, смешивая с водным промывным раствором,
112

поступающим в первую колонну сверху. При достижении динамичес­
кого равновесия концентрация плутония в водном растворе, выходя­
щем из второй колонны, в десятки раз больше, чем она была бы в тра­
диционном цикле без возврата. В рефлакс-процессе используют те же
окислители и восстановители плутония,.что и при экстракции без ре­
цикла. Применение рефлакс-процесса повышает эффективность очист­
ки плутония от продуктов деления и позволяет без упаривания полу­
чить концентрированные растворы плутония (40—50 г/дм 3 ), из кото­
рых можно проводить осаждение оксалата плутония.
Электрохимическая реэкстракция плутония также дает возмож­
ность получать концентрированные растворы (60 г/дм 3 ), пригодные
для оксалатного осаждения плутония. Потери плутония с отработав­
шим экстрагентом при этом невелики [118].
При переработке ядерного топлива с большой глубиной выгорания
в экстракционных циклах очистки плутония наблюдались значитель­
ные потери плутония. При увеличении выгорания топлива в смеси нук­
лидов плутония сильно увеличивается доля нуклида 2 3 8 Ри, имеющего
высокую удельную а-активность (6,3-1011 Бк/г). Так, при увеличе­
нии выгорания от 5 до 25 ГВтсут/т U доля 238 Ри возрастает с 0,07 до
1,1 % по массе. Вместе с тем интенсивность излучения всех нуклидов
плутония увеличивается примерно в 2 раза. Излучение самого плуто­
ния вызывает разложение ТБФ с образованием дибутил- и монобутилфосфорной кислот, дающих с плутонием трудно реэкстрагируемые
соединения. Это и приводит к потерям плутония. В связи с этим изу­
чались различные способы извлечения плутония из органического ра­
створа: промывка комплексообразователями, восстановителями и
т.п. На заводе WAK отработанный экстрагент из циклов очистки плу­
тония возвращают в I цикл экстракции, где при добавлении восстано­
вителя удается в значительной мере извлечь остаточные количества
плутония [145].
Для получения достаточной степени очистки плутония при перера­
ботке глубоковыгоревшего топлива добавляют еще один, третий,
экстракционный цикл в ветви плутония. На заводе фирмы Еврокемик
в Маркуле и на м. Аг в этом цикле использовали третичные амины
(ТЛА — трилауриламин - на заводах Еврокемик и на м. Аг и тридодециламин в Маркуле) [146, 147]. Применение третичных аминов ос­
новано на их высокой избирательности в отношении Pu(IV) [147].
Опыт работы с аминами показал, что в узле реэкстракции наблюдают­
ся значительные потери плутония из-за трудностей восстановления
его в органическом растворе до Ри (III) из прочных комплексов с ами­
нами. Кроме того, амины разлагаются под действием азотистой кисло­
ты. Поэтому на заводе на м. Аг после промышленных испытаний мето­
да восстановительной реэкстракции плутония из ТБФ с использова­
нием гидроксиламина (что обеспечило получение конечного продук­
та Pu02 высокой чистоты) на всех циклах экстракции начали приме­
нять ТБФ, исключив избирательную экстракцию третичными аминами.
113
8-6819

Накопленный опыт использования в промышленном масштабе вод­
но-экстракционной технологии показал целесообразность использова­
ния во всей схеме единого экстрагента — ТБФ [148] (см. приложе­
ние 4).
6.6.2. Ионообменный аффинаж плутония
Эффективным методом концентрирования и очистки плутония при
невысоких концентрациях его в исходном растворе является ионный
обмен. Для использования в промышленных масштабах наибольший
интерес представляют сильно основные аниониты (Дауэкс-1, АВ-17 и
т.п.), в которых активными группами служат четвертичные аммоние­
вые основания, находящиеся в боковой цепи стиролдивинилбензольной матрицы. К этому классу анионитов относятся также дивинилпиридиновые смолы, в которых пиридиновое кольцо с активными
группами входит в состав самой матрицы (смолы марки АВ-23М,
ВП-ЗАп и т.п.). Значительно реже для аффинажа плутония используют
катиониты [149, 150].
Применение анионообменного метода основано на способности ио­
нов Pu(IV) образовывать в растворах с высокой концентрацией ионов
нитрата комплексный гексанитратный анион, [Ри(Ы03)6]2~"> обладаю­
щий очень высоким сродством к сильноосновным анионитам указан­
ных типов. В 7—8 моль/дм 3 растворах HN0 3 коэффициент распреде^
ления плутония для этих смол проходит через максимум, достигающий
значений порядка 5-Ю 3 . При меньшей концентрации азотной кислоты
коэффициент распределения падает, что обусловлено снижением доли
гексанитратного комплекса. При концентрации азотной кислоты выше
8 моль/дм 3 гексанитратный комплекс переходит в малодиссоциированные формы H[Pu(N0 3 ) 6 ]~ и H 2 Pu(N0 3 ) 6 , чем и объясняется паде­
ние коэффициента распределения. Десорбцию плутония обычно про­
водят разбавленной аротной кислотой, которая разрушает гексанитрат­
ный комплекс плутония.
Преимущества метода ионообменного аффинажа заключаются в сле­
дующем:
снижение вероятности загрязнения растворов продуктами корро­
зии (по сравнению с методом упарки);
достижение глубокой очистки плутония от катионобразующих
продуктов деления;
очистка от ионов не только металлов, но и неметаллов;
по сравнению с другими методами ионный обмен менее чувствите­
лен к концентрации разделяемых ионов и удобен при большом объеме
растворов.
К факторам, определяющим выбор смол, относятся их высокая ра­
диационная устойчивость, химическая стойкость к применяемым реа­
гентам, высокая объемная емкость и большая скорость процесса ион114

ного обмена. Обычно используемые сильноосновные аниониты могут
работать в условиях, когда интегральная доза облучения не превыша­
ет 106 Гр.
Анионообменный аффинаж плутония предусматривался на заводах
в Ханфорде, Вест—Вэлли, Срендезападнрм, WAK и в Токай-Мура. Катионообменный аффинаж применяли на заводе в Саванна-Ривере.
На заводе в Вест-Вэлли была реализована схема с использованием
сильноосновного анионита [62]. Сорбцию плутония в виде аниона
[Pu(N0 3 ) 6 ] 2 ~ производили из 7-7,4 моль/дм 3 раствора HN0 3 . Перед
сорбцией Ри (Ш) ОКИСЛЯЛИ до четырехвалентного состояния нитритом
натрия при 60 ° С Емкость смолы по плутонию составляла около
60 г/дм 3 . Смолу с сорбированным на ней плутонием промывали
6—7 моль/дм 3 HN0 3 до полного удаления нептуния, урана и продуктов
деления. Для десорбции плутония использовали 0,6—0,64 моль/дм 3
HN0 3 • Несмотря на то что коэффициент распределения плутония с повы­
шением температуры уменьшается, анионообменный процесс проводи­
ли при нагревании до 60 °С [151], так как при этом существенно уве­
личивалась скорость сорбции.
Для обеспечения безопасной работы ионообменного узла необходи­
мо соблюдать следующие условия:
температура в системе не должна превышать 70 °С, так как при
дальнейшем ее повышении используемый анионит разлагается азотной
кислотой с саморазогревом и выделением газообразных продуктов;
в ионообменных процессах нельзя использовать сильные окислите­
ли, такие, как бихромат натрия, перманганат калия, а также азотную
кислоту с концентрацией выше 8 моль/дм 3 , так как эти реагенты раз­
рушают смолу;
смолу с адсорбированным на ней плутонием при концентрации его
в смоле свыше 1 г/дм 3 нельзя оставлять на продолжительное время;
при остановке ионообменных операций на пероид времени до 8 ч тре­
буется специальное охлаждение смолы, при более продолжительном
периоде кроме охлаждения необходима обязательная промывка
смолы;
ионообменные колонны должны иметь вентили для сброса избыточ­
ного давления.
В СССР разработан анионообменный аффинаж плутония и нептуния
из восстановительного реэкстракта плутония после I экстракционно­
го цикла с использованием сильноосновных анионитов АВ-23М и
ВП-1АП [152, 153]. Аффинаж плутония и нептуния производится из
концентрата с высокой удельной активностью. Поэтому очистка про­
водится по двухцикличной схеме. В I цикле осуществляется совместная
сорбция Pu(IV) и Np(IV) из 7,5 моль/дм 3 HN0 3 . Для корректировки
валентности в исходный раствор вводят нитрат Fe (II) и гидразин. Де­
сорбцию плутония и нептуния после промывки 7,5 моль/дм 3 HN0 3
проводят 0,7 моль/дм 3 HN0 3 . В подкисленный до 7,5 моль/дм 3 HN0 3
115

десорбат вводится нитрит натрия, что приводит к образованию системы
Pu(IV) - Np(V, VI) перед II циклом ионного обмена. Во II цикле Ри (IV)
сорбируется на анионите, а нептуний количественно остается в фильтра­
те. Плутоний после промывки смолы 7 моль/дм3 HN03 десорбируется
0,7 моль/дм3 HN03- Нептуний в фильтрате восстанавливается гидрази­
ном до четырехвалентного состояния. Затем производится его сорбция.
Для количественного отделения от плутония смолу с сорбированным
нептунием промывают 5 моль/дм3 раствором HN0 3 , содержащим ас­
корбиновую кислоту и гидразин. После промывки нептуний десорбируют 0,7 моль/дм3 HN03. Второй вариант двухцикличного процесса
отличается тем, что корректировку валентности проводят пероксидом
водорода. Далее, после совместной сорбции во II цикле, осуществля­
ется восстановительная десорбция плутония аскорбиновой кислотой,
а затем десорбция нептуния 0,5 моль/дм3 HN0 3 . Получаемые коэффи­
циенты очистки приведены в табл. 6.6. Опыт применения ионообмен­
ного аффинажа при переработке топлива с большой глубиной выгора­
ния обнаруживает недостаточность очистки конечного продукта от ру­
тения.
Основные недостатки метода ионообменного аффинажа обусловле­
ны разрушением смол под действием излучения, приводящим к сни­
жению их ионообменной емкости, газовыделению и нарушению режи­
ма работы колонны.
К нарушениям режима приводит также засорение колонн производ­
ственными илами. Для преодоления этих трудностей и обеспечения
нормальной работы сконструированы колонны с перемешиванием слоя
смолы, что позволяет сохранять постоянную пропускную способность
системы независимо от содержания ила в производственных раство­
рах, а также от количества газов, выделяющихся в результате радиолитических процессов.
Определенные технологические трудности связаны с обеспечением
ядерной безопасности систем ионообменного аффинажа плутония.
Таблица 6.6. Коэффициенты очистки плутония и нептуния друг от друга, от урана
и от продуктов деления на операциях анионообменного аффинажа
Коэффициент очистки
Цикл

Вариант
от U

I
II
За два
цикла
116

а
б
а
б
а
б

1,96 Ю 3
4,8 10 2
6,5
2,8
1,3 • 10 4
1,3 10 3

плутония
от Np
1-Ю 2
1102
1-10*
1102

от ПД

от U

нептуния
от Ри

3-Ю2
3,8 Ю 2
1,7
3,5
5 10 2
1.3-10 3

1,27 Ю 3
4,4 Ю 3
10,5
1,2
2,1 Ю 4
5,3-Ю 2

1,3 -10 4
5-Ю2
1,4-10 4
5,5 10 2

от ПД
3 10 2
3,4 • 10 2
10
2,3
3-Ю3
7,9 Ю 2

Необходимость использования колонн с ограниченными массами
смолы и плутония требует проведения многократно повторяющихся
отдельных операций, что не может обеспечить высокой производитель­
ности процесса и поэтому неэкономично.
На заводе в Селлафилде испытывала непрерывно действующий анионообменный узел технологии с колонными аппаратами специальной
геометрии для обеспечения ядерной безопасности. Испытания показали,
что введение его в промышленную эксплуатацию требует больших
доработок и дорогостоящих усовершенствований. Поэтому при выбо­
ре процесса для последней стадии очистки плутония предпочтение по­
лучила экстракция ТБФ.
На заводах в Вест-Вэлли и Ханфорде анионообменный аффинаж
плутония было намечено заменить циклом экстракции ТБФ.
В связи с трудностями, возникающими при переработке топлива с
большой глубиной выгорания и высоким содержанием плутония, а
также из-за низкой производительности метод ионного обмена мало­
перспективен для переработки топлива энергетических реакторов.

6.6.3. Упаривание растворов плутония
Как уже отмечалось, технология концентрирования реэкстрактов
плутония методом упаривания связана с большими трудностями из-за
образования твердых полимерных соединений плутония, осаждаю­
щихся в выпарном аппарате, что приводит к частым остановкам про­
цесса.
При упаривании кислотность растворов поддерживают 1 —
1,5 моль/дм3 по HN0 3 , чтобы не допустить полимеризации и образова­
ния осадков плутония. Следы ТБФ из раствора плутония предваритель­
но удаляют промыванием разбавителем.
На заводе в Барнуэлле предусмотрено концентрирование упарива­
нием до получения растворов с содержанием плутония 250 г/дм 3 в
6 моль/дм3 HN0 3 . Плутоний в растворе находится в четырехвалент­
ном состоянии. Предполагается также получение растворов нитрата
плутония более высокой концентрации.
Конечный раствор плутония характеризуют такими параметрами,
как плотность, вязкость, температура кипения, химическая стойкость
раствора, корродирующие свойства и радиолитическое газообразова­
ние (выделение водорода). Эти параметры для концентрированных
растворов нитрата плутония приведены в табл. 6.7 для продуктов,
содержащих плутоний реакторной чистоты.
Агрегативная устойчивость растворов плутония при заданной тем­
пературе определяется растворимостью нитрата плутония в растворах
с различной концентрацией азотной кислоты (табл. 6.8).
117

Таблица 6.7. Свойства концентрированных растворов нитрата плутония [123]
Концентрация
плутония,
г/дм 3

Концентрация
HN0 3 , з

Плотность,
Вязкость, сП

г/см

°С

моль/дм

1,86(31)
1,84(48)
1,82(64)
2,14(59)

490

730

Примечание.
измерения.

Температу­
ра кипения,

В скобках

115

6,3 (40)
5,2(49)
4,1 (60)
25,8(41)
20,2 (48)
12,6(61)

дана температура,

120

С, при которой проводили

Таблица 6.8. Значения растворимости плутония [123]
Температу­
ра, °С

25-30
25-30
25-30
25-30
25-30

Концентра­
ция HN0 3 ,
моль/дм3
2,5
3,0
3,5
4,0
4,5

Раствори­
мость плу­
тония,
г/дм 3

Темпера­
тура, °С

550
650
730
800
770

25-30
25-30
50
50

Концентра­
ция HN0 3 ,
моль/дм3
5,0
7,0
3,0
3,5

Раствори­
мость плу­
тония,
г/дм 3
720
600
820
860

6.6.4. Денитрация растворов плутония
Предварительная оценка стоимости хранения конечного продукта
плутония показывает, что хранение диоксида плутония значительно
экономичнее хранения нитратных растворов. Кроме того, перевозка
растворов плутония к заводам, которые будут производить оксид­
ное плутонийсо держащее топливо, связана с большой опасностью. В
связи с этим на радиохимических заводах создают специальные уста­
новки для перевода нитрата плутония в диоксид.
Диоксид плутония можно получать осаждением пероксида Pu(IV);
осаждением оксалата Ри (III) ИЛИ P U ( I V ) С последующим прокалива­
нием осадка; прямой термической денитрацией растворов нитрата
плутония; химической денитрацией растворов нитрата плутония.
Оксалатное осаждение — наиболее распространенный способ денитра­
ции. Однако при проведении этой операции требуется соблюдение спе­
циальных технологических условий, которые продиктованы, с одной
стороны, высокой токсичностью большого количества одновременно
118

перерабатываемого плутония и, с другой — необходимостью получе­
ния плутония с определенными заданными свойствами, отвечающи­
ми техническим условиям изготовления вторичного топлива.
Для типового перерабатывающего завода мощностью около
1500 т/год установка осаждения, работающая в полунепрерывном ре­
жиме, должна быть рассчитана на переработку 15 т плутония в год.
В связи с высоким массовым содержанием нуклида 2 3 8 Ри (до 2,5%)
основные узлы технологического оборудования процесса размещают
в защитных камерах, а вспомогательное и обслуживающее оборудова­
ние — в перчаточных боксах, где предусмотрена возможность проведе­
ния ремонтных работ. В камерах небольшие ремонтные работы можно
проводить дистанционно с использованием манипуляторов. Автомати­
зация основной части технологического процесса повышает надежность
системы обеспечения ядерной безопасности и защиты персонала. Кроме
локальной защиты в зонах, требующих контактного технического об­
служивания, радиационную защиту обеспечивают толстые наружные
стены здания установки, способные предохранить от загрязнения плу­
тонием также и в случае стихийных бедствий (землетрясение, ураган
и т.п.). Телевизионная система контроля за производственными зона­
ми, интенсивный дозиметрический контроль и регистрация доступа
к производственным зонам обеспечивают дополнительно ядерную без­
опасность и сохранность оборудования и материалов.
К физическим свойствам порошка диоксида плутония предъявляют
следующие требования:
партии продукта полностью должны проходить через сито № 170
(90 мкм);
удельная поверхность порошка частиц более 2,5 м 2 /г;
насыпная плотность около 10 г/см3 ;
средний размер частиц примерно 10 мкм (по другим источникам
около 20 мкм) [154].
Удельная поверхность порошка Pu0 2 сильно зависит от удельной
поверхности осадка оксалата плутония. Поэтому при осаждении оксалата контролируют кислотность исходного раствора, концентрацию щаве­
левой кислоты и скорость ее добавления, скорость перемешивания,
валентность плутония, продолжительность и температуру процесса
осаждения.
Осаждение оксалата Pu(IV) можно осуществлять добавлением раство­
ра щавелевой кислоты в раствор Pu(N0 3 )4> введением раствора
Pu(N0 3 ) 4 в азотнокислый раствор, содержащий щавелевую кислоту,
или одновременным введением растворов Pu(N0 3 )4 и Н2С2О4 в ап­
парат для осаждения при температуре 50—60 ° С Кислотность раство­
ра и валентность плутония корректируют добавлением азотной кисло­
ты, воды и пероксида водорода к исходному раствору. Образовавший­
ся оксалат плутония промывают и фильтруют на вращающихся вакуум­
ных фильтрах. Маточные растворы, в которых содержится плутоний,
119

концентрируют и возвращают в цикл в аппарат корректировки. Суспен­
зию оксалата плутония P u ( C 2 0 4 ) 2 *6Н20 с фильтра направляют на
сушку и прокаливание. Прокаливание проводят при 300—400 °С в шнековой печи, имеющей ядерно-безопасные размеры.
Термическое разложение оксалата плутония происходит по схеме
г». / ^ гл \

ш

гл

P u ( C 2 0 4 ) 2 -6Н 2 0
Pu(C204)2

Н20

110

° Q тъ /о r\ \

о и о П 0 - 2 0 0 °С

-* Pu(C 2 0 4 ) 2 -ЗН 2 0

->

380-750 °С

-+Pu0 2 .

На физические характеристики получающегося порошка Pu0 2 вли­
яют условия прокаливания: толщина слоя осадка в реакторе, время,тем­
пература и атмосфера прокаливания. Повышение температуры прокали­
вания способствует увеличению удельной поверхности порошка и сниже­
нию его химической активности. Оптимальной температурой прокали­
вания считают 750 ° С [155].
После прокаливания диоксид плутония поступает в установку кон­
диционирования, где подвергается дроблению, просеиванию, усредне­
нию, комплектованию партий и упаковке.
В настоящее время много внимания уделяют разработкам мето­
дов прямой денитрации плутониевых растворов, например плазмен­
ных. Плазменные процессы удобны для создания ядерно-безопасного
оборудования, так как позволяют подводить большое количество теп­
ла в малый объем. Затраты энергии на получение плазмы на фоне боль­
ших общих капитальных расходов при эксплуатации такого рода ус­
тановок незначительно сказываются на себестоимости топлива. Метод
плазменной денитрации заключается в пропускании нитратного раство­
ра плутония через факел плазменной горелки (рис. 6.10) [156]. Уста­
новка состоит из плазмотрона (генератора плазмы), реактора, дозато­
ра обрабатываемых материалов и закаливающего устройства, предназначеннного для фиксации продукта в определенном химическом
состоянии. Плазмотрон может быть совмещен с реактором.
Существуют электродные плазмохимические реакторы (рис. 6.11),
в которых используют плазменно-дуговые горелки различной кон­
струкции, и безэлектродные (рис. 6.12) [142]. Отсутствие электро­
дов обеспечивает получение чистого продукта и позволяет свободно
выбирать теплоноситель, не опасаясь коррозии электродов.
Методом плазменного распыления получают частицы Pu0 2 сфери­
ческой формы с диаметром 15—250 мкм; плотность частиц составляет
96 % теоретической. Получаемый Pu0 2 весьма стоек по отношению
к кислотам и щелочам.
В Северозападной Тихоокеанской лаборатории (США) разработан
и испытан в полупромышленном масштабе метод прямой непрерыв­
ной термической денитрации растворов Pu(N0 3 ) 4 с использованием
вращающегося шнекового кальцинатора. Время прохождения кальци120

/ 2 3 *

Рис. 6.10. Схема установки для получения сферических топливных частиц в факе­
ле плазменной горелки:
_ ^ ^
порошка.
5 ^ а к Т п Г з м ы " П ^ е р и ч ^ е ' ч а с Г и ы порошка; 7 - анод; 8- электри1с"каФяду«; Р - в в о д электроэнергии; 10 - подача газа; 11 - подачаводы

Газ
/2г? и реагент
- (тангенциаль­
ная подача)

дополнительнаяподача
реагента

Продукты
на охлаждение

От Высо­
кочасто­
тного
генера­
тора

Рис. 6.11. Схема высокочастот­
ного реактора:
1 - хвостовой участок плаз­
мы; 2 - плазма; 3 - медный
водоохлаждаемый
индуктор;
- источник высокочастотной
4 - пусковой стержень; 5 - кварцевая трубка; о
энергии.
Рис. 6.12. Схема высокочастотного факельного плазмохимического реактора с
псевдоожиженным слоем:
„„„.„„„. ? _ НОпо1 - бункер для твердого продукта; 2 - «"соковольтный^электрод; 3 водо
охлажда/мое сопло; 4 - ^ " / ^ С е Г ' - ш т ^ ' р 'дл'я Г о ^ Г з ^ з У Гго ^ а Г Г о Г Х - !
,Г е изолиру Ю Гая Р и у п л о — я пластинка
121

натора около 30 мин, на входе поддерживается температура 200-300 С,
на выходе 450 ° С Влажность образующегося Pu0 2 не превышает 0,5 %.
6.6.5. Способы изготовления смешанного
уран-плутониевого топлива
Уран-плутониевое топливо (U, Pu)0 2 может содержать разное коли­
чество плутония — от 4—5 % для использования его в реакторах на теп­
ловых нейтронах до 20—30 % для реакторов на быстрых нейтронах.
Матрицей для плутония может служить обедненный уран, регенериро­
ванный на перерабатывающих заводах или полученный как отходы заво­
дов по изотопному обогащению, а также природный уран. Исходны­
ми веществами для производства (U, Pu)0 2 являются либо отдельно
полученные порошкообразные U0 2 и Pu0 2 , либо нитратные растворы
урана и плутония, или смешанный нитратный раствор. Ряд фирм США,
Японии, Западной Европы разработали несколько способов производ­
ства (U, P u ) 0 2 :
ОСОМ (Optimierte Со - Mahlverfaren) и AUPUC (Ammonium - Uranyl - Plutonyl-Carbonat — Verfaren) фирмы Alkem (ФРГ);
COPRECAL (coprecipitation — calcination) фирмы General Electric;
термической денитрации и денитрации с помощью микроволнового
нагрева смешанного раствора (Япония);
Dipres (direct press Sphere)-метод (США и Западная Европа) и
др. [157-159].
При использовании ОСОМ порошкообразные оксиды (70 %) U0 2
и (30 %) Pu0 2 совместно размельчаются в шаровой мельнице. К полу­
ченной смеси добавляется U0 2 для корректировки состава смеси. Смесь
перемешивается, и из порошка прессуются таблетки, которые затем
спекаются и полируются. Этими таблетками наполняют оболочки твэлов.
Важными требованиями к свойствам образуемого (U, Pu),02
яв­
ляются гомогенность твердого раствора и растворимость в азотной
кислоте. Для удовлетворения этих требований размер размолотых
частиц не должен превышать 10 мкм. В этом случае при спекании мож­
но достичь удовлетворительной гомогенности твердого раствора.
Большая гомогенность топлива достигается при соосаждении из
нитратных растворов соединений урана и плутония. Например, при
56 °С к смешанному раствору, содержащему суммарно около
100 г/дм 3 урана и плутония в 0,4 моль/дм3 HN0 3 , для нейтрализации
раствора до рН ^ 5 добавляется 3 моль/дм3 раствор NH 4 0H. Образо­
вавшийся осадок фильруется, промывается, сушится при 100—200 °С,
а затем прокаливается при 750-850 °С в атмосфере азота (92 %) и
водорода (8 %). Полученное таким способом топливо, содержащее
до 40 % Pu0 2 в (Pu, U) 0 2 , хорошо растворяется в азотной кислоте без
добавок окислителя.
122

Фирма General Electric усовершенствовала способ совместного осаж­
дения исключением операции фильтрации. Полученную суспензию из
(NH 4 )2^2 0 7 и Ри(ОН) 4 высушивают и прокаливают при 400 °С в
аппарате с псевдоожиженным слоем. Затем порошок нагревают в дру­
гом аппарате при 550 °С в восстановительной атмосфере состава
6 % Н2 — 94 % N 2 ; при этом U0 3 восстанавливается до U0 2 • Для стаби­
лизации свойств порошка рекомендуется дополнительная обработка
(U, Pu)0 2 в атмосфере С0 2 при 500 ° С
Хорошими характеристиками обладает смешанный оксид, получен­
ный следующим способом: из смешанного нитратного раствора осаж­
дают промежуточное соединение (NH 4 )4 0Л Ри)0 2 (С0 3 )з> воздей­
ствуя на раствор NH3 и С0 2 ; осадок прокаливают при 600—650 °С
в восстановительной атмосфере.
В Японии развивается метод непосредственной денитрации смешан­
ного уран-плутониевого азотнокислого раствора с помощью микро­
волнового нагрева. Построены и работают две установки производитель­
ностью 2 и 10 кг/сут по плутонию. Порция раствора с любым заданным
соотношением урана и плутония и концентрацией около 270 г/дм 3
этих металлов помещается в денитратор, где нагревается излучением
с частотой 2450 МГц и мощностью 16 кВт до 400 ° С Полученный по­
рошок Pu0 2 —U0 3 прокаливается при 800 °С для удаления остатков
оксидов азота и затем нагревается в восстановительной атмосфере
состава 5 % Н2 — 95 % N 2 . Образовавшийся порошок (U, Ри) 0 2 разма­
лывается до размера частиц 0,5 мкм и направляется на операции прес­
сования таблеток и их спекания. Разрабатываются также способы непре­
рывной прямой денитрации смешанного нитратного раствора в аппа­
ратах разной конструкции.
Способ DIPRES основан на непосредственном прессовании сфер
геля, приготовленного из смешанного уран-плутониевого нитратного
раствора путем внутреннего или внешнего гелеобразования. Оба про­
цесса включают операцию осаждения гидратированных оксидов ура­
на и плутония. При этом в случае внутреннего гелеобразования органи­
ческие добавки и аммиак вводят в раствор, который сначала охлаж­
дают примерно до 0 °С, а затем (на операции гелеобразования) нагре­
вают до 80—100 ° С В случае внешнего гелеобразования к исходному
раствору сначала добавляют органические реагенты и модификаторы.
Образующийся при этом золь в форме капель поступает в концентри­
рованный раствор аммиака. Полученные сферы геля в обоих случаях
промывают, сушат и направляют на прессование таблеток. Обзор фи­
зико-химических методов получения микросферического ядерного
топлива, включающий оценку достоинств и недостатков этих методов,
приведен в [160].
В Аргонской национальной лаборатории (США) разработан способ
непрерывного разложения растворов нитратов урана и плутония в ре­
акторах с псевдоожиженным слоем. Процесс проводят в две стадии:
123

первая — совместная денитрация при 375 С растворов урана и плуто­
ния (1,6 моль/дм3 U и 0,05 моль/дм3 Ри) с получением смешанного
порошка U0 3 -Pu0 2 ; вторая - восстановление U03— Pu02 до U0 2 -Pu0 2
водородом при 600 °С [123, 161]. Полученный таким образом продукт
имеет следующие характеристики: средний размер частиц 100—500 мкм,
содержание никеля, железа и хрома (загрязнения материалом реактора)
соответственно 5, 50—60 и 4 млн -1 . Таким способом можно получать
(U, Pu)0 2 для легководных ядерных реакторов на тепловых нейтро­
нах с содержанием Pu02 около 3 %, а также для реакторов на быстрых
нейтронах с содержанием Pu02 примерно 20 %.
6.7. ВЫДЕЛЕНИЕ И ОЧИСТКА НЕПТУНИЯ

Необходимость извлечения нептуния при переработке выгоревше­
го ядерного топлива определяется тем, что 2 3 7 Np служит исходным
материалом для получения 238 Ри, используемого в космической тех­
нике, малой энергетике и медицине. В выгоревшем оксидном топли­
ве легководных реакторов по расчетам должно содержаться 475—
500 г/т 2 3 7 Np. По экспериментальным определениям, в зависимости
от глубины выгорания и времени выдержки топлива содержание неп­
туния составляет 230—430 г/т [56].
Поведение нептуния в технологической цепочке экстракционной
переработки отработавшего ядерного топлива достаточно хорошо изу­
чено. В окислительно-восстановительных процессах он ведет себя ина­
че, чем уран и плутоний, из-за существенного различия устойчивости
одинаковых состояний окисления этих элементов. В исходном раство­
ре топлива нептуний присутствует в четырех-, пяти- и шестивалент­
ном состояниях. Экстрагируемость трибутилфосфатом для различ­
ных валентных форм изменяется в следующем ряду: /^NP(IV) ^
>Z)

Np(VI)

^DNp(V)>DNp(ll\y

В I цикле совместной очистки урана и плутония от продуктов деле­
ния основная часть нептуния попадает в поток с ураном и затем, после
очистки в урановой ветви, в водный рафинат. Меньшая часть нептуния
вместе с продуктами деления поступает в высокоактивный рафинат
I цикла. Для экономичного и количественного выделения нептуния
необходимо уже на I цикле направить его полностью в определенный
поток, а затем накопить в соответствующем продукте в количестве,
обеспечивающем эффективность операций выделения, очистки и пре­
вращения в форму конечного продукта.
Нептуний в процессе переработки можно извлечь двумя способами.
Первый способ состоит в экстракции нептуния в I цикле совместно
с ураном и плутонием и последующем выделении его в рафинаты в цик­
лах экстракционной очистки урана и (или) плутония. В этом вариан­
те используют рефлакс-процесс, т.е. зацикловывание нептуния для на­
копления и концентрирования в экстракционном цикле и окончатель124

ного его вывода. Конечный реэкстракт нептуния может быть направ­
лен на осаждение оксалата и прокаливание до диоксида нептуния. По
типу первого варианта предусматривалось выделение нептуния на за­
водах в Ханфорде, Маркуле, в Токай-Мура и др.
Второй способ заключается в полном выведении нептуния в I цикле
в высокоактивный рафинат, из которого он затем извлекается экстрак­
ционным или ионообменным методом.
Чтобы направить нептуний количественно в тот или иной технологи­
ческий поток, необходимо стабилизировать его в определенном со­
стоянии окисления.
В условиях экстракционной технологии при окислении и восстанов­
лении нептуния должны использоваться быстрые химические реакции
и реагенты, не нарушающие основного процесса разделения и очистки
урана и плутония. Окислительно-восстановительный реагент, оптималь­
но отвечающий этим требованиям, — азотистая кислота. При ее исполь­
зовании состояние окисления нептуния и его поведение в экстракцион­
ных циклах определяют два фактора — отношение концентраций
N05/N05 и кислотность раствора.
Для осуществления первого варианта извлечения нептуния его пере­
водят в экстрагируемое ТБФ шестивалентное состояние добавлением
азотистой кислоты в экстракционно-промывную колонну I цикла
и повышением концентрации азотной кислоты до 3—4 моль/дм3. Азо­
тистая кислота служит катализатором окисления Np(V) азотной кис­
лотой при достаточно высокой концентрации последней.
Процесс окисления с добавлением в систему азотистой кислоты
требовал специальной отработки условий, так как повышение кислот­
ности (даже до 4 моль/дм3) снижает степень очистки от циркония и
ниобия, а избыток азотистой кислоты при малой кислотности может
привести к обратному восстановлению Np (VI).
Изучение и оптимизацию стабилизации Np(Vl) в производственных
условиях проводили в различных ядерных центрах и на заводах.
В Японии на заводе в Токай-Мура создан усовершенствованный спо­
соб с применением азотистой кислоты и гидразина, который добавля­
ют для разрушения избытка азотистой кислоты, чтобы избежать обрат­
ного восстановления Np(IV). В условиях применения смесителей-от­
стойников в I цикле азотистую кислоту добавляют в первой стадии
экстракции со скоростью 7,5 ммоль/ч и гидразиннитрат со скоростью
1,6 ммоль/ч. При этом извлечение нептуния вместе с ураном и плуто­
нием оказывается эффективным при отношении объема органической
фазы к водной больше трех. В цикле очистки плутония в промывной
азотнокислый раствор для восстановления Np(VI) до Np(V) добавляют
гидразин, что позволяет удалять более 90 % нептуния (сопутствующе­
го плутонию) в водный сбросной раствор.
Выделение нептуния из экстракта I цикла, содержащего уран, плу­
тоний и нептуний, возможно провести до разделения урана и плутония
125

с помощью селективной восстановительной реэкстракции нептуния.
Для этого экстракт противотоком обрабатывают в специальном экстрак­
торе реэкстрагентом состава: 0,5—1,2 моль/дм3 азотная кислота, 0,2—
0,3 моль/дм 3 бутиральдегид и 0,002-0,006 моль/дм 3 сульфаминовая
кислота. 1$ результате такой обработки Np (VI) селективно восстанавли­
вается до Np(V) и реэкстрагируется из органической фазы в водную.
Полнота реэкстракции составляет примерно 99,7 % Np, а очистка ура­
на и плутония от нептуния может достигать 2000 [162].
Отделение нептуния от урана и плутония на I цикле экстракции (вто­
рой из упоминавшихся выше способов) достигается добавлением в пи­
тающий и промывные растворы избытка нитрита натрия, стабилизирую­
щего нептуний в пятивалентном состоянии. В результате до 95 % неп­
туния остается в водных высокоактивных отходах [12]. Этот вариант
заложен в технологические схемы выделения нептуния на заводах в
Барнуэлле и в Вест-Вэлли, а также на заводе в Саванна-Ривере при пере­
работке топлива на основе металлического природного или слабообогащенного урана. На заводе в Барнуэлле выделение и очистку непту­
ния, накопившегося в высокоактивных отходах, предусматривается
проводить в две стадии на основном оборудовании завода в периоды
перед началом переработки новых партий отработавшего топлива.
Первая стадия состоит в накоплении нептуния. В оборудовании I цик­
ла проводят экстракцию урана, плутония и нептуния из жидких высоко­
активных отходов. Из промытой органической фазы плутоний реэкстрагируют, а экстракт урана и нептуния направляют в урановую ветвь,
где проводятся повторяющиеся операции реэкстракции — экстракции
урана и нептуния до насыщения экстрагента ураном. Затем переходят
ко второй стадии — извлечению нептуния высаливанием его в воду.
Водные растворы нептуния концентрируют и собирают в контрольном
аппарате. После накопления достаточного количества концентрирован­
ного раствора нитрата нептуния проводят его экстракционную очистку,
используя оборудование I цикла и плутониевой ветви. В случае, если
для очистки нептуния трех циклов экстракции ТБФ оказывается не­
достаточно, предусмотрен аффинаж с использованием анионного обмена.
Для извлечения и очистки нептуния из высокоактивных отходов
разрабатывали также процессы экстракции в периодическом режиме
с применением в качестве экстрагентов трилауриламина (ТЛА), дибутилбутилфосфоната (ДББФ) и ди-2-этилгексилортофосфорной кис­
лоты (Д2ЭГФК) [163, 164)]. Применение Д2ЭГФК оказалось нецеле­
сообразным, так как выделенный с использованием этого экстрагента
одновременно с нептунием плутоний не может быть возвращен в пурекс-процесс в связи с тем, что даже следовые количества Д2ЭГФК
сильно осложняют реэкстракцию плутония из ТБФ [165]. В настоящее
время в промышленном масштабе в качестве экстрагента во всех цик­
лах комплексного извлечения урана, плутония и нептуния применяют
ТБФ.
126

Значительный интерес для аффинажа нептуния представляет приме­
нение анионного обмена [152, 153]. В разд. 6.6.2 уже были описаны
разработанные в СССР способы разделения плутония и нептуния и их
доочистка от урана и продуктов деления сорбцией на сильноосновных
анионитах.
Окончательную очистку нептуния анионообменным методом при­
меняют на заводе в Ханфорде.
В Саванне-Ривере выделение нептуния из высокоактивных отходов
пурекс-процесса проводят анионообменной сорбцией с использова­
нием смолы Дауэкс 1x3 или Дауэкс 21К. Радиационная стойкость смо­
лы позволяет повторно использовать ее не более чем в десяти циклах.
Нептуний перед сорбцией стабилизируют в четырехвалентном состоя­
нии сульфаматом Fe (II) в смеси с гидразином, который разлагают
при последующем нагревании. Этим методом извлекают до 98 % непту­
ния. Дальнейшую очистку и концентрирование проводят в системе трех
последовательно соединенных колонн, из которых две содержат анионит Дауэкс 1x4, а третья — катионит. Катионный обмен используют
только при необходимости очистки нептуния от тория [166].
Очищенный раствор нептуния поступает на оксалатное осаждение,
которое проводят при 50 ° С из 1—4 моль/дм 3 HN0 3 в присутствии ас­
корбиновой кислоты и гидразина, стабилизирующих нептуний в четы­
рехвалентном состоянии. Высушенный на воздухе оксалат нептуния
прокаливают, постепенно повышая температуру от 150 до 550 °С. Ко­
нечным продуктом является диоксид нептуния.
Конечным продуктом технологической схемы выделения нептуния
может быть также очищенный, сконцентрированный упариванием
раствор нитрата нептуния.
Глава 7
ПЕРЕРАБОТКА ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ-РАЗМНОЖИТЕЛЕЙ
НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
7.1. ЭКСТРАКЦИОННАЯ ТЕХНОЛОГИЯ

Экстракционный процесс с использованием в качестве экстрагента
ТБФ, освоенный в промышленном масштабе для переработки твэлов
реакторов на тепловых нейтронах, рассматривают в настоящее время
также в качестве основного при регенерации топлива реакторов-раз­
множителей на быстрых нейтронах (РБН).
Однако экстракционная переработка смешанного уран-плутониево­
го топлива РБН имеет свою специфику и некоторые отличительные
особенности [16, 35, 114].
1. Содержание продуктов деления в топливе активной зоны реакто­
ров-размножителей на быстрых нейтронах достигает 10 %, тогда как да127

же в сильнооблученном топливе реакторов на тепловых нейтронах
оно не превышает 4 %. Топливо реакторов на тепловых и быстрых
нейтронах значительно различается и по составу продуктов деления.
Так, содержание рутения, отделение которого от урана и плутония
представляет наибольшие трудности, в топливе реакторов на быстрых
нейтронах в несколько раз выше, чем в топливе реакторов на тепловых
нейтронах. Для улучшения очистки от рутения обычно прибегают к
повышению кислотности или температуры исходного раствора. Однако
при этом уменьшается коэффициент очистки от циркония. Введение
фторид-ионов способствует увеличению очистки от циркония, но вызы­
вает повышенную коррозию оборудования.
Высокая удельная активность отработавшего топлива обусловли­
вает необходимость получения более высоких коэффициентов очистки
урана и плутония от продуктов деления (не менее 107—108). Для полу­
чения урана и плутония необходимой чистоты каждый из них должен
проходить очистку по крайней мере в трех экстракционных циклах.
2. Вследствие высокой удельной активности перерабатываемых
растворов возрастает интенсивность радиолиза как в водной, так и в
органической фазах и связанное с ним накопление продуктов разложе­
ния экстрагента - монобутил- и дибутилфосфорных кислот. Это при­
водит к увеличению концентрации образующихся с ними прочных,
трудно реэкстрагируемых комплексов ионов многих металлов. Монобутилфосфорная кислота образует с цирконием осадки, что может вы­
звать серьезные нарушения гидродинамического режима и накопление
значительной активности в экстракторах. В связи с этим для предохра­
нения экстрагента от действий излучения необходимо применять экст­
ракторы, в которых время пребывания органической фазы в экстрак­
ционном блоке составляет 1 мин за один цикл.
3. Макроконцентрации плутония в перерабатываемых растворах
(на порядок выше, чем в растворах топлива реакторов на тепловых
нейтронах), что вносит существенные коррективы в операцию разделения
урана и плутония, если такая предусматривается в технологической
схеме. Например, необходимость вводить большое количество восстано­
вителей, например Fe(II), U(IV), широко используемых при экстрак­
ционной переработке топлива легководных реакторов, делает их мало­
подходящими для восстановительной реэкстракции плутония, а слабо­
кислотная реэкстракция существенно осложняется процессами гидроли­
за и диспропорционирования плутония. В эти условиях особый интерес
представляет безреагентный способ восстановительной реэкстракции
плутония — электрохимическое восстановление в противоточном экс­
тракционном процессе.
Макроконцентрации плутония в водных растворах обусловливают не­
которые особенности его химического поведения. Так, образование поли­
мерных форм плутония может привести к нарушению процесса экстрак­
ции, увеличить потери плутония с отходами, увеличить опасность воз128

никновения СЦР, усложнить контроль и учет количества плутония в
процессе. Для предотвращения полимеризации концентрация азотной
кислоты должна быть выше 0,25 моль/дм3, что затрудняет полную
реэкстракцию плутония. Поэтому точные методы регулирования кон­
центрации азотной кислоты в водной и органической фазах имеют важ­
ное значение.
Наконец, макроколичества плутония в перерабатываемых растворах
определяют необходимость обеспечения ядерной безопасности на всех
стадиях экстракционной переработки, недопустимость неконтроли­
руемого накопления ядерно-опасных концентраций плутония. Для
этого требуется радиохимическое оборудование ядерно-безопасной
геометрии, а где это невозможно — введение гомогенных нейтронных
поглотителей. При экстракционной переработке особо следует учиты­
вать возможность образования богатой плутонием третьей фазы. Та­
ким образом, ясно, что при переработке топлива РБН чрезвычайно
важно иметь систему автоматизированного контроля накопления плуто­
ния в технологических продуктах.
Промышленного опыта переработки уран-плутониевого топлива
реакторов на быстрых нейтронах еще нет, поскольку эти реакторы
пока составляют незначительную долю в ядерной энергетике. К 1987 г.
в эксплуатации находилось только 9 реакторов на быстрых нейтронах
суммарной мощностью 3,0 ГВт (эл.). Во Франции работает реактор
"Феникс" мощностью 220 МВт (эл.) и построен самый'мощный в мире
реактор "Суперфеникс" [1200 МВт (эл.)]. В СССР эксплуатируются
три РБН (БОР-60, БН-350 и БН-600). Опытно-промышленные РБН
введены в эксплуатацию в Великобритании (PFR) мощностью
250 МВт (эл.), в ФРГ (SNR300) мощностью 295 МВт (эл.), в Японии
(Jojo) мощностью 100 МВт (эл.) и в Индии мощностью 11 МВт (эл.).
Эти страны ориентируются на концепцию замкнутого топливного цик­
ла в ядерной энергетике.
Несмотря на то что согласно прогнозным оценкам широкое промыш­
ленное освоение реакторов на быстрых нейтронах следует ожидать
лишь после 2015-2050 гг. (в зависимости от темпов роста ядерной
энергетики), лабораторные и опытно-промышленные установки для
исследования и отработки технологии регенерации уран-плутониевого
топлива созданы практически во всех странах, имеющих реакторы на
быстрых нейтронах [17].
Так, во Франции с 1969 г. до начала 1986 г. переработано свыше 22 т
топлива экспериментальных реакторов "Рапсодия" (0,95 т), KNK-I
(1,65 т), а также опытно-промышленного реактора "Феникс" (>20т).
Переработку производили на установке AT-I (> 1 т), которая была в
эксплуатации с 1969 по 1979 г., на установке SAP-TOP (~ 11т) вМаркуле и на заводе UP-2 на м. Аг (^ Ю т ) , где топливо реактора "Фе­
никс" смешивалось при преработке с урановым топливом газографито­
вых реакторов. Из выделенного плутония было изготовлено 140 тепло129
9-6819

выделяющих сборок для реактора "Феникс". Часть выделенного плуто­
ния прошла три цикла облучения в этом реакторе. Максимальная глу­
бина выгорания ОЯТ реактора "Феникс", поступающего на переработ­
ку, достигала 100 ГВтсут/т при выдержке 1 год. В 1985 г. в Маркуле
были закончены реконструкция и расширение установки SAP-TOP,
и в 1986 г. после длительной проверки всех узлов эта установка под
условным названием TOR (Traitment Oxydes Rapides) сдана в эксплу­
атацию. Производительность TOR составляет 5 т/год. Характерной чер­
той установки TOR является наличие одновременно с производствен­
ной линией, размещенной в отделениях TOR-1, TOR-2 и TOR-3, камер
для исследования новых процессов переработки и испытания новых
моделей оборудования и контрольно-измерительной аппаратуры.
Для переработки топлива реактора "Суперфеникс-I" разрабатыва­
ется проект установки MAR-600 с производительностью 50 т/год. Од­
нако этот проект, возможно, не будет реализован в связи с догово­
ренностью участников созданного в 1985 г. Европейского бридерного
клуба в составе Франции, Великобритании, ФРГ, Италии и Бельгии об
объединении усилий, направленных на строительство в Западной Евро­
пе двух-трех РБН, завода по изготовлению смешанного уран-плуто­
ниевого оксидного топлива (МОХ) и Европейского демонстрацион­
ного перерабывающего завода (EDRP) [167].
В Великобритании в Дунрее перерабатьюается ОЯТ исследователь­
ского реактора MTR, топливо которого представляло собой сплав
высокообогащенного урана с алюминием, а также топливо реакто­
ра DER, состоящего из сплава высокообогащенного урана с молиб­
деном или хромом, и, наконец, с 1980 г. в Дунрее начали пере­
рабатывать смешанное уран-плутониевое топливо прототипного реак­
тора на быстрых нейтронах PFR. Выделенный плутоний был использован
для изготовления нового топлива. С 1963 г. все топливо PFR изготавли­
валось из выделенного собственного плутония. Максимальная глубина
выгорания топлива в Дунрее достигала примерно 90 ГВт-сут/т, мини­
мальное время выдержки перед переработкой 136 сут [ 168].
Все реконструкции радиохимической установки в Дунрее проводи­
лись с целью приспособления ее технологии к переработке нового вида
ОЯТ. Последняя реконструкция с одновременным расширением уста­
новки завершилась в 1979 г. Производительность полупромышлен­
ного завода составляет в настоящее время 8 т/год.
В 80-е годы в Великобритании был разработан предварительный про­
ект завода с производительностью 50 т/год для переработки топлива
демонстрационного РБН. В 1985 г. Великобритания (так же как и Фран­
ция) вошла в Европейский бридерный клуб и проявила заинтересован­
ность в строительстве завода EDRP. Вопрос о месте строительства этого
завода (во Франции или в Великобритании), а также о детялах его
технологии будет решен в процессе переговоров между этими двумя
130

странами с возможным привлечением ФРГ. Ввод в эксплуатацию Евро­
пейского демонстрационного завода намечен на 2000 г. Производитель­
ность завода 60-80 т/год.
В ФРГ переработку ОЯТ РБН проводили в лабораторном масштабе
на установке MILLI-Ic производительностью 1 кг/сут. Основной целью
этой установки было изучение процессов переработки и выбор опти­
мальных условий, позволяющих сократить потери ценных компонен­
тов, повысить степень их очистки, уменьшить количество отходов.
На установке MILLI-I было переработано 20 кг МОХ РБН, 35 кг МОХ
легководных реакторов и около 70 кг оксидного топлива легковод­
ных реакторов. Топливо реакторов SNR-500 и KNK-II предполагают
перерабатывать на установке MILLI-II, проект которой в настоящее
время разрабатывается. Производительность установки MILLI-II
50 кг/сут. Около 135 сут в году на MILLI-II будет перерабатываться
топливо РБН (около 6,5 т), а в остальное время года предполагают
перерабатывать плутониевое топливо реакторов на тепловых нейтро­
нах [17].
В Японии в Токай-Мура с 1982 г. работает лабораторная установка
CPF (Chemical Processing Facility) для испытаний в горячих условиях
технологических процессов переработки ОЯТ РБН, включая процесс
остекловывания высокоактивных отходов. Производительность лабо­
раторного оборудования позволяет перерабатывать примерно 1,2 кг
уран-плутониевого топлива в загрузку. Одновременно на испытатель­
ном стенде, построенном в 1983 г., проходят проверку промышлен­
ные образцы технологического оборудования. В начале 1990 г. в
Японии предполагают построить завод с производительностью
120 кг/сут.
В Индии и Италии исследуется технология переработки топлива
РБН. В Италии на заводе ITREC в Тризайе после его реконструкции
предполагают продемонстрировать экстракционную технологию пере­
работки ОЯТ реактора РЕС, метод совместной переработки урана и
плутония и золь—гель-процесс при изготовлении смешанного уранплутониевого топлива.
Переработка ОЯТ индийского реактора FBTR, сооружаемого при
помощи Франции, является частью программы исследований Калпаккамского реакторного центра. Создана исследовательская лаборато­
рия, где в защитных камерах может быть обработано несколько кило­
граммов делящегося материала в сутки.
Таким образом, наибольший опыт по переработке смешанного уранплутониевого топлива накоплен во Франции и Великобритании. Тех­
нология переработки ОЯТ на установках в Дунрее и Маркуле при суще­
ственном различии в деталях состоит из одинаковых стадий: расчехловки сборок, резки отдельных твэлов, растворения топлива, освет­
ления исходного раствора, водно-экстракционной очистки урана и плу­
тония, очистки газообразных и жидких отходов, очистки экстрагента.
131

Рис. 7.1. Схема аппарата-растворителя топ­
лива реактора PFR:
1 - выгрузка продукта; 2 - выход
газа; 3 - конденсатор; 4 - крышка ап­
парата; 5, 6 - охлаждающие рубашки;
7 - греющая рубашка

В Дунрее верхний концевик ТВС
и фиксирующие устройства удаляют
лазерной резкой на реакторной пло­
щадке. Затем производится удаление
натрия из ТВС. Топливный участок
ТВС очищается от остатков натрия
обработкой паром в атмосфере азота
или инертного газа. Промытые и вы­
сушенные ТВС загружаются в пеналы
и перевозятся за перерабатывающую
установку. Здесь пенал вскрывается
резкой лазером, твэлы извлекаются захватом каждого по очереди кол­
лекторным зажимным устройством. После удаления всех твэлов чехол
разрезается на части лазером для захоронения. Извлеченные твэлы попар­
но подаются на механические ножницы, разрезаются на куски длиной
5 см и попадают в корзину растворителя, которая расположена под нож­
ницами.
Разрезанное топливо порциями по 30 кг переносится в аппарат-ра­
створитель (рис. 7.1). Весь цикл загрузки, растворения топлива в азот­
ной кислоте, промывки топливных оболочек из нержавеющей стали
и осветления раствора длится 18 ч. Осветление раствора осуществляет­
ся на центрифуге (25 000 об/мин). Все движущиеся узлы установки
изготовлены в виде легко заменяемых модулей.
После осветления раствор корректируется по кислотности и по ва­
лентности плутония и направляется в узел экстракционной очистки.
Очищенный раствор нитрата плутония упаривают в титановом выпар­
ном аппарате, и концентрат в специальном контейнере транспортируют
в Селлафилд для производства плутониевого топлива, которое возвра­
щается в реактор PFR.
Во Франции, в отличие от установки в Дунрее, расчехловка ТВС
осуществляется механически: на кожухе тепловыделяющей сборки
прорезаются канавки (бороздки), и кожух сбрасывается. Твэлы вы­
тягиваются из чехла и по одному или по два механически режутся на
куски длиной около 5 см. Порция топлива массой 34 кг растворяет­
ся в кипящей азотной кислоте. Осветление раствора проводят фильтро132

ванием через металлокерамические фильтры с диаметром пор около
6 мкм в фильтрующей перегородке.
Водно-экстракционная переработка раствора состоит из трехциклового
пурекс-процесса с использованием пульсационных колонн и смесите­
лей-отстойников. Смесители-отстойники установлены во II цикле на
операции селективной реэкстракции плутония, а также на III плуто­
ниевом цикле для его реэкстракции. Кроме того, смесители-отстойни­
ки установлены в блоках регенерации экстрагента перед его рециклом
на I, II и III циклах. Во всех остальных узлах установлены пульсационные колонны. С 5-й по 14-ю ступени смесителей-отстойников II цикла
снабжены электролитическими ячейками для восстановления плуто­
ния. В Маркуле в качестве экстрагента используют 30 %-ный раствор
ТБФ в тетрапропилене, в отличие от установки в Дунрее, где исполь­
зуют 20 %-ный раствор ТБФ в очищенном керосине. Есть различия и в
компоновке узлов разделения урана и плутония. В Маркуле разделение
урана и плутония проводят на II цикле, а в III цикле экстракции в плу­
тониевой и урановой ветвях доочищают целевые продукты. После упар­
ки раствор плутония направляют на завод UP-1 для дальнейшей об-

Рис. 7.2. Схема аппарата-растворителя
непрерывного действия с вибрирующей
спиралью (Франция):
1 - вибрирующая спираль; 2 - по­
дача топлива; 3 - подача HNO3; 4 электродвигатель; 5 - рессорное креп­
ление; 6 - твердые отходы; 7 - раствор
топлива

133

Рис. 7.3. Центробежный экстрактор ЭЦ-33:
1 - электродвигатель; 2 - промежу­
точная опора; 3 - ротор с приводом;
4 - корпус; 5 - ротор с лабиринтным
смесителем-нагнетателем 6; 7 - камера
смешения; 8, 9 - патрубок соответст­
венно ввода и вывода растворов; 10,
11 - кольцевой коллектор для сбора
соответственно легкой и тяжелой фазы

работки. В Дунрее в I цикле отделя­
ют при реэкстракции около 50 %
урана, а во II - оставшиеся 50% ура­
на. Плутоний во II цикле реэкстрагируют раствором серной кислоты.
В процессе отработки технологии
переработки ОЯТ РБН накоплены
полезный опыт лазерной и механи­
ческой расчехловки ТВС, работы вы­
сокоскоростной машины резки одиночных твэлов, а также сведения о
количестве и свойствах нерастворимых остатков, о содержании в них
продуктов деления, плутония, урана и о степени выщелачивания обо­
лочек, о способах осветления растворов и о методах контроля за рабо­
той центрифуги.
Разрабатываются новые типы оборудования, например аппарат-раство­
ритель непрерьюного действия (рис. 7.2).
В СССР в Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) отработка
технологии регенерации топлива РБН осуществляется с использованием
нескольких типов экстракционного оборудования. При малой выдерж­
ке ОЯТ (до 1 года) предпочтение отдается центробежным экстракто­
рам, способным по сравнению с гравитационными экстракторами (ко­
лонна, смеситель-отстойник) более чем на порядок снизить радиацион­
ную нагрузку на экстрагент (рис. 7.3). Кроме того, емкость экстрак­
ционного каскада из центробежных экстракторов по экстрагенту и пе­
рерабатываемому раствору значительно меньше, чем в случае использо­
вания других типов экстракторов [169].
В СССР наряду с механическим способом вскрытия твэлов с оболоч­
кой из нержавеющей стали отрабатываются и термические способы
оплавления оболочки (разд. 7.2).
134

7.2. ФТОРИДНО-ГАЗОВАЯ ТЕХНОЛОГИЯ

Неводные методы регенерации отработавшего ядерного топлива
привлекали внимание исследователей практически со времени воз­
никновения проблемы переработки облученного урана. В числе дос­
тоинств неводных методов обычно называют компактность процесса,
получение радиоактивных отходов в твердом виде непосредственно
в процессе извлечения целевых компонентов (урана и плутония), ма­
лую чувствительность используемых неорганических реагентов к радиа­
ционному воздействию и, следовательно, ко времени выдержки отрабо­
тавшего ядерного топлива. Основой разрабатывающихся в различное
время неводных схем регенерации отработавшего топлива являются
пирохимические и пирометаллургические процессы:
фракционная возгонка галоидированного (фторированного или
хлорированного) облученного топлива;
экстракция урана и плутония расплавами металлов, сплавов или
солей;
фракционная дистилляция при возгонке металлического облучен­
ного топлива;
электрохимическое выделение урана и плутония из расплава хлори­
рованной топливной композции и т.п. [170].
В СССР, Франции, ЧССР и Японии наибольшее развитие получили
работы по созданию фторидно-газовой технологии. В ее основе лежит
способность урана и плутония — основных компонентов топливных
композиций — образовывать гексафториды UF6 и PuF6, обладающие
высокой летучестью при низкой температуре (температура плавле­
ния и температура кипения для UF6 составляет соответственно 56,4
и 64,02 °С, а для PuF6 — 50,6 и 62,3 °С). При этом основная масса
радионуклидов — продуктов деления (щелочные, щелочноземельные,
редкоземельные элементы и т.п.) образует нелетучие или малолету­
чие фториды. Такое различие, а также неодинаковая способность гексафторидов урана и плутония и некоторых других летучих фторидов
сорбироваться на фторидах щелочных и щелочноземельных металлов
лежат в основе разрабатываемых методов глубокой очистки урана и
плутония от продуктов деления. На различиях в термодинамической
стойкости UF6 и PuF6 основаны эффективные методы их разделения.
Во Франции в 1968 г. в ядерном центре Фонтене-о-Роз была соору­
жена установка ATTILA для определения и оптимизации параметров
фторидно-газовой технологии на облученном топливе. Первоначально
эта установка предназначалась для исследований фторирования топлива
на основе высокообогащенного урана (сплавов уран—цирконий, ураналюминий) , практически не содержащего плутония. На ней предусматри­
вались выделение и очистка только одного целевого компонента топ­
ливной композиции — урана. Принципиальная технологическая схема
установки ATTILA включала следующие основные узлы: подготовку
135

топлива к фторированию (измельчение, удаление оболочки из алюми­
ния или циркония хлорированием), фторирование топливной компо­
зиции, очистку'гексафторида урана от радионуклидов (продуктов де­
ления) и других примесей, очистку газовых сбросов [33, 35].
Сплав урана с цирконием или алюминием механически измельчали
и затем обрабатывали сухим хлористым водородом при температуре
300—400 °С в аппарате с кипящим слоем. Образующиеся летучие хло­
риды циркония или алюминия пропускали через пиролизер, где с по­
мощью водяного пара при температуре 400 °С хлориды превращались
в твердые оксиды. Уран, находящийся в аппарате с кипящим слоем пос­
ле хлорирования в форме UC13, подвергали фторированию газообраз­
ным фтором. Получающийся при этом гексафторид урана очищали
двукратным повторением цикла сорбция-десорбция на гранулирован­
ном фториде натрия. Сорбцию UF6 осуществляли при температуре
100 °С, а десорбцию — при 400 °С. Газообразные сбросы, содержащие
фтор, улавливали в колоннах с активированным оксидом алюминия.
Выход урана в этом процессе был близок к 100 %, а коэффициент очист­
ки от большинства продуктов деления составлял 107—109.
В основе сорбционного метода очистки урана от продуктов деления
и других примесей лежит способность UF6 образовывать с фторидами
натрия, калия, магния и других металлов твердые комплексные соеди­
нения. При 100 °С UF6 полностью сорбируется на фториде натрия.
При 400 °С комплекс разрушается и уран десорбируется, в то время
как основная масса фторидов продуктов деления остается на сорбен­
те. Гексафторид плутония также необратимо сорбируется на фториде
натрия. Таким образом, сорбент, как и нелетучие остатки в аппаратефтораторе ("огарки")» представляет собой твердый концентрат про­
дуктов деления, подлежащий захоронению.
В СССР подобную схему использовали на установке "Фрегат" в Науч­
но-исследовательском институте атомных реакторов им. В.И. Ленина
[171]. Исследования проводили на состоящем из высокообогащенного диоксида урана (начальное обогащение 90 % 2 3 5 U) топливе реак­
тора БОР-60, работающего в конвертерном режиме. Среднее выгорание
было 10 %, выдержка 3—6 мес. Так же как и при испытаниях на уста­
новке ATTILA, ставилась задача выделения и очистки только одного
целевого компонента — урана. Перед фторированием топливную ком­
позицию отделяли от оболочки твэлов из нержавеющей стали методом
термического вскрытия, заключающимся в оплавлении твэлов при
температуре 1500—1650 ° С без их предварительной разделки. После
удаления расплавленной стали фильтрованием топливо содержало в
среднем 1,5 % стали в виде оплавленных частичек. При термическом
вскрытии из топливной композиции возгоняется до 80 % цезия. Кроме
того, улетучиваются нуклиды РБГ, сурьмы, частично рутения и др. Топ­
ливо, отделенное от оболочки, поступало во фторатор, представляющий
собой аппарат трубчатого типа периодического действия, в который
136

загружали порцию топлива массой до 1 кг на насадку из никелевого
сплава. Фторирование проводили смесью фтора с азотом в две стадии:
на первой стадии — смесью фтора с азотом, содержащей 21 % фтора,
при температуре 400 °С; на второй стадии концентрацию фтора во фто­
рирующей смеси увеличивали до 50—70 %. После окончания фторирова­
ния в реакторе остаются "огарки" (оксиды, нелетучие фториды, оксифториды) в виде светло-серого сыпучего порошка плотностью 2,5 г/м 3 ,
а также крупинки стали. "Огарки" содержат значительную долю продук­
тов деления. Удельная мощность тепловыделения огарков составляет
552,3 и 75 Вт/кг соответственно для топлива с выгоранием 9,6 % и
выдержкой 3 и 6 мес при удельной мощности тепловыделения исход­
ного топлива 95,8 и 16,9 Вт/кг после 3 и 6 мес выдержки соответственно.
Удельный выход ограков составлял 0,15—0,18 кг/кг топливной компо­
зиции. Поток технологических газов из фторатора охлаждался в форконденсаторе до 15—30 °С При этом в нем конденсировалась основная
масса пентафторидов ниобия и рутения. Далее поток газов пропускали
последовательно через три сорбционные колонны, заполненные фто­
ридом натрия (первые две колонны) и известковым поглотителем
(третья колонна). В первой колонне поддерживали температуру около
400 °С Гексафторид урана в этих условиях не сорбируется, в то время
как основная масса рутения, родия, цезия, частично ниобия, церия и
циркония осаждается в колонне. Во второй колонне, работающей при
температуре 100 °С, гексафторид урана сорбируется с высокой эффек­
тивностью, тогда как избыток фтора, азот, летучие фториды теллура,
технеция, иода, частично рутения, РБГ свободно проходят и поглоща­
ются в третьей колонне, заполненной известковым поглотителем. Даль­
нейшую очистку гексафторида урана осуществляли в циклах сорбция —
десорбция-конденсация. При десорбции UF6 температуру в колонне
повышали до 400 °С; в следующей колонне UF6 поглощался при тем­
пературе 100 °С Десорбцию проводили в токе смеси азота с 10 % фто­
ра. Десорбированный UF6 поступал в конденсатор, где кристаллизо­
вался при температуре —40 и —60 °С Очищенный UF6 переконденсиро­
вался затем в транспортный контейнер. Схема обеспечивала коэффи­
циент очистки урана от циркония и ниобия 109, от рутения 108, от це­
зия 107, от иода 105. Суммарная очистка урана от всех примесей пре­
вышала 106, общая степень извлечения урана составляла 99,4 — 99,6 %,
прямой выход очищенного UF 6 -96,1-98,3%. Безвозвратные потери
урана со шлаками составляли 0,4—0,5%. Экспериментально было опреде­
лено следующее распределение радионуклидов по узлам технологическо­
го процесса: огарки содержали 80—85% суммарной активности и 0,15—
0,18 кг/кг топливной композиции; сорбент (фторид натрия)-10-14%
суммарной активности и 2,5—3 кг/кг топливной композиции; погло­
титель — до 5% суммарной активности и 1,8—2,2 кг/кг топливной ком­
позиции.
Описанные выше технологические схемы переработки высокообогащенного облученного урана, обеспечивающие выделение и очистку

Жидкий
азот

А Вентиляция

Рис. 7.4. Технологическая схема установки ATTILA, модифицированной для реге­
нерации уран-плутониевого топлива:
1 - фторатор; 2 - конденсатор UF 6 -PuF 6 ; 3 - ввод восстановителя PuF 6 -C0 2 ;
4 - сорбционно-десорбционная колонна с NaF; 5 - конденсатор UF 6 ; б - система
газоочистки; 7 - транспортная емкость для сбора готового продукта; 8 -цирку­
ляционный насос; 9 - анализатор активности

только одного целевого компонента топливной композиции — урана —
и не предусматривающие выделение и очистку плутония, естественно,
не могут составить серьезную конкуренцию водно-экстракционному
методу регенерации топлива. В последние годы выявилась тенденция
рассматривать в качестве основного объекта для применения фторидно-газового метода регенерации смешанного уран-плутониевого топли­
ва реакторов на быстрых нейтронах. Это связано с тем, что такие осо­
бенности фторидно-газового метода, как возможность переработки
топлива с малой выдержкой и отсутствие в технологии органических
реагентов, создают хорошие предпосылки для достижения минималь­
ного времени внешнего топливного цикла.
Первые эксперименты по регенерации уран-плутониевого топлива
были проведены во Франции в начале 70-х годов на усовершенствован­
ной установке ATTILA (рис. 7.4). Топливо реактора на быстрых нейтро­
нах "Рапсодия" содержало до 25 % диоксида плутония, глубина выго­
рания 3—5 %, время выдержки 6 мес. При фторировании смеси окси­
дов урана и плутония в первую очередь образуется UF 6 , поэтому для
полного перевода в газовую фазу плутония требуются более эффектив­
ные фторирующие агенты или постадийное фторирование. Гексафторид
плутония необратимо- сорбируется на фториде натрия. Вследствие этого
в случае применения сорбционного метода локализации продуктов де­
ления необходимо отделение плутония от основного потока урана. Тер138

модинамическая нестойкость PuF6 по сравнению с UF6 позволяет ис­
пользовать в качестве метода разделения урана и плутония превраще­
ние летучего PuF6 в твердый PuF4 либо селективным химическим вос­
становлением, либо термическим разложением PuF6 до PuF4 при нагре­
вании смеси гексафторидов урана и плутония до 350 °С. Процесс осущест­
вляли по следующей схеме:
подготовка топлива к резке;
резка твэлов с последующим измельчением таблеток диоксидов
урана и плутония;
окисление топлива кислородом в реакторе с кипящим слоем;
двухстадийное фторирование топлива в реакторе с кипящим слоем
сначала разбавленным фтором при температуре 350 °С, а затем кон­
центрированным фтором при температуре 550 °С;
конденсация UF6 и PuF6 при 80 °С;
избирательное восстановление PuF6 до PuF4 при 350 °С углекис­
лым газом;
очистка UF6 сорбцией на фториде натрия при температуре 100 ° С
и десорбцией при 400 °С в токе фтора с последующей конденсацией;
очистка PuF4 повторным фторированием и восстановлением до тетрафторида [53].
Степень извлечения урана и плутония в таком процессе составляла
97,45 и 95—97,5 % соответственно, коэффициент очистки урана дости­
гал 108, коэффициент очистки плутония — 10 3 .
Эти эксперименты подтвердили принципиальную возможность осу­
ществления фторидно-газовой технологии, способствовали выявле­
нию некоторых ее недостатков и определили направление дальнейших
исследований. Объективная оценка конкурентоспособности фторидногазового метода регенерации по сравнению с водно-экстракционным воз­
можна при учете решения следующих задач фторидно-газового метода:
топливная композиция должна быть тщательно отделена от конструк­
ционных материалов твэлов и измельчена в порошок с размерами зерен
порядка нескольких микрометров (в качестве перспективного метода
диспергирования рассматривается окислительная перекристаллизация
смеси оксидов);
повышения выхода урана и плутония в газовую фазу на стадии фто­
рирования наиболее целесообразно достигать двухстадийным фториро­
ванием в пламенном аппарате на первой стадии и в аппарате с кипящим
слоем на второй;
в связи с необратимой сорбцией PuF6 на фториде натрия этот весьма
эффективный метод сорбционной очистки UF6 можно применять толь­
ко после полного разделения потоков UF6 и PuF6, поэтому требуется
повышение эффективности отделения урана от плутония. Термодинами­
ческая нестойкость PuF6 серьезно осложняет практическое осуществле­
ние метода очистки PuF6 ректификацией или многократной его переконденсацией.
139

На рис. 7.5 представлен один из вариантов фторидно-газовой схемы
регенерации уран-плутониевого топлива реакторов на быстрых нейтро­
нах, который разрабатывается в СССР. На термомеханическом станке
отделяют концевые детали отработавшей ТВС приложением осевого
растягивающего усилия с одновременным локальным нагревом. ТВС
без концевых деталей подают в печь оплавления, где при 1700—1800 °С
происходит плавление конструкционных материалов. Сталь собирают в
изложницу, а вскрытое топливо, содержащее до 3 % стали, поступает на
измельчение, которое осуществляют окислительной перекристаллиза­
цией или механически. Диспергированное топливо поступает в пламен­
ный фторатор, где при 200 °С происходит фторирование основной мас­
сы урана и плутония.
Нелетучие фториды продуктов деления, тетрафторид плутония и оксифториды урана смешиваются с алундом и подвергаются дофторированию газообразным фтором в аппарате с кипящим слоем при 350 °С
Отходящие из аппарата газы, состоящие из гексафторидов урана и
плутония, летучих фторидов продуктов деления, фтора и кислорода,
проходят через форконденсатор, где при температуре 10—15 °С кон­
денсируется основная масса пентрафторидов ниобия и рутения. Газо­
вый поток, содержащий гексафториды урана и плутония, после форконденсатора вымораживается в конденсаторах. Затем UF6 и PuF6 ис­
паряются и поступают в аппарат термического разложения, где PuF6
восстанавливается при 350 °С до PuF4, вследствие чего происходит
разделение урана и плутония.
Гексафторид урана, загрязненный продуктами деления, но очищен­
ный от плутония, поступает в два последовательных конденсатора,
работающих при температуре —80 °С. Гексафторид урана выморажи­
вается в конденсаторе и таким образом отделяется от фтора и кисло­
рода. Прошедший через конденсаторы газ, состоящий из фтора, кисло­
рода и благородных газов и загрязненный следовыми количествами
фторидов продуктов деления, поступает в колонну низкотемператур­
ной дистилляции с охлаждаемым жидким азотом дефлегматором, где
происходит отделение фтора от кислорода. Фтор возвращается на по­
вторное использование в узел фторирования. Кислород, содержащий
следы фтора, поступает в узел газоочистки, где пропускается через
колонну с фторидом натрия для улавливания фторидов продуктов
деления, затем через колонну с активированным оксидом алюминия
или со специальным поглотителем фтора и фтористого водорода, и да­
лее через криогенную ловушку для очистки от РБГ на активирован­
ном угле и сбрасывается в атмосферу.
Очистку UF6 от продуктов деления осуществляют в двух ректифи­
кационных колоннах. В первой колонне UF6 отделяется от примесей
(гексафториды технеция и рутения, пентафториды иода, сурьмы, нио­
бия), кипящих при более высокой, чем UF 6 , температуре. Примеси
концентрируют в кубе колонны и периодически сбрасывают в систе140

Доставка
сборки

тли

Отрезка
холостых
концов

Кантование

Оплабление
оболочки,
температура
1700°

вч- ф\
индуктор

Нержавеющая
сталь

--^=^

_^*=фЬ=^
^ •-.=.

• В
Л

Рис. 7.5. Схема фторидной регенерации смешанного уран-плутониевого топлива

хранилище
отходов

-u
ю

Измельчение Фториробание
гранул

Форконденсация
NbF5,RuF5
Конденсация
UF6,PuF6

Терморазложение Конденсация Ректификация Ректификация
PuF6
UF6
F2/02
UFe

Nf
Вихревой
измельчитель

В измельчитель
/00%-ные оэториды
Rb,Sr,V,Zr,RhfPd,Ag,
Ce,Pr,NdtPm,Sm,Eu

Съемная
ампула

отходов

Пирогидролиз UF6PuFe
Грануляция U02PuO2

Конденсацияиспарение PuF6

Поглощение радиоактиВных газов
АЬ20,
3S0°

Реаэториробание
PuF 4

hT"

NbF 5 a^%;PuF 5 ^,a/%)M0Fsr^%)
JF5(WO%) Sbf5(50°/o)Xl>Fs(7O%)
Стермораз- ^
лотения PuF<> ^Ч
//а терморазложение

MoF6,TF,TeF6
J50
NbFfflPuF5

,f%PuF6,RuF5

^JeFejJFs

Кг,Хе

£-5

Фторатор
PuF*
PuF6
//а пирогид­
ролиз

|Ц

Конденсатор
PuF 6 -00°

Вихревой
циркулятор

Гранулированная
UO2,PuO220%
Сорбционная
колонка Щ?г
125°
На ре фабрикации»
твэлов

Рис. 7.5.

Хранилище радиоак­
тивных отходов
(суммарное коли­
чество отходов
0,975кг/кг перера­
ботанного топлива)

му газоочистки, состоящую из адсорберов, заполненных фторидом
натрия и активированным оксидом алюминия. Гексатфорид урана
и примеси, кипящие при более низкой, чем UF 6 , температуре (гексафторид молибдена и теллура, фтористый водород), концентрируют
в дефлегматоре колонны, откуда направляют во вторую колонну.
Во второй колонне UF6 отделяется от фторидов примесей, которые
кипят при более высокой температуре и, следовательно, концентри­
руются в дефлегматоре, откуда они периодически сбрасываются в си­
стему газоочистки. Очищенный от продуктов деления поток UF6 про­
пускают через колонну, заполненную фторидом магния, для отделения
от нептуния и технеция, а затем направляют в аппарат пирогидролиза
для получения гранулированной смеси оксидов урана и плутония.
Тетрафторид плутония из аппарата термического разложения по­
ступает на повторное фторирование, которое может быть осуществле­
но, например, в аппарате с кипящим слоем. Очистку PuF6 проводят
методом многократной переконденсации. Гранулированную смесь
оксидов урана и плутония получают обработкой смеси гексафторидов
урана и плутония перегретым водяным паром в присутствии водорода
в двухкамерном аппарате с кипящим слоем. В первой камере процесс
пирогидролиза гексафторидов урана и плутония, протекающий по ре­
акции
(UPu)F6 + 2Н 2 0 + Н2 = (UPu)02 + 6HF,
происходит с образованием смеси оксидов, содержащих до 3 % фтора,
во второй камере осуществляют обесфторивание оксидов до до­
пустимого содержания. Образующийся фтористый водород и избы­
ток водяного пара конденсируются с образованием фтористо-водо­
родной кислоты. Полученные гранулы оксидов урана и плутония пос­
ле прокаливания поступают на рефабрикацию твэлов.
В отличие от водно-экстракционного метода регенерации твэлов
при фторидно-газовом методе основная масса осколочных радионук­
лидов локализуется в твердой фазе (слитки стали, огарки, сорбент —
фториды натрия и магния, поглотитель или оксид алюминия), поэто­
му их можно в специальных контейнерах направлять на длительное
или постоянное хранение.

Глава 8
КОНТРОЛЬ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО ПРОЦЕССА
РАДИОХИМИЧЕСКИХ ЗАВОДОВ
И АВТОМАТИЗИРОВАННЫЕ СИСТЕМЫ УПРАВЛЕНИЯ

Задачами контроля технологического процесса являются получе­
ние оперативной и статистической информации, необходимой для уп­
равления процессом с целью обеспечения заданных технико-экономи­
ческих показателей; обеспечение ядерной безопасности; соблюдение
норм радиационной, пожаро- и взрывобезопасности; учет делящихся
материалов с целью предупреждения их несанкционированного выво­
да и обеспечения гарантий нераспространения ядерного оружия.
Особенности контроля радиохимического производства состоят
в том, что здесь, кроме общепринятых в химической промышленнос­
ти методов, широко используются измерения всех видов ионизирую­
щего излучения и нейтронных потоков. Соответственно имеются два
типа систем контроля: 1) измерения радиационных характеристик,
2) измерение общетехнических параметров (давления, температуры,
кислотности, уровня раствора, расхода продуктов и т.п.).
Контроль технологического процесса осуществляется дистанцион­
но, т.е. непосредственно в технологических потоках и аппаратах (кон­
троль "на линии"), или в аналитических лабораториях путем анализа
отобранных проб технологических продуктов (лабораторный контроль).
В настоящее время наблюдается тенденция значительного сокращения
лабораторного контроля ввиду расширения контроля "на линии". Это
связано с быстрым развитием в последние 10—15 лет инструментальных
методов анализа, которые все в большей мере вытесняют традицион­
ные химические методы и позволяют внести принципиальные измене­
ния в системы контроля радиохимической технологии переработки
отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).
Системы контроля развиваются в трех взаимосвязанных направ­
лениях:
создание инструментальных методов анализа с выводом и обработ­
кой результатов на ЭВМ;
осуществление этих методов в дистанционном варианте с целью
проведения беспробоотборного анализа непосредственно в технологи­
ческой линии или в лабораторных защитных камерах с автоматизиро­
ванным отбором проб технологических продуктов;
создание на основе ЭВМ с использованием дистанционных методов
анализа и математических моделей технологических процессов автома­
тизированных систем контроля (в том числе безбумажного) и управле­
ния технологическим процессом, включая автоматизированные системы
лабораторного контроля.
145
10-6819

Дистанционный автоматизированный контроль "на линии" обеспе­
чивает непрерывное наблюдение за ходом технологического процесса
и достижение высокого уровня оперативности контроля и управления
радиохимическим заводом.
Оперативное поступление информации о ходе процессов и наличие
математических моделей этих процессов дают возможность быстро
(в режиме времени, близком к реальному) принимать и реализовать
с помощью ЭВМ управляющие решения, предупреждающие любые
отклонения от нормального протекания процесса. Это создает условия
для использования технологического оборудования с максимальными
нагрузками, т.е. для обеспечения высокой производительности всей
технологической линии, а также обеспечивает стабильность технологи­
ческих параметров и качество получаемых конечных продуктов.
Точность беспробоотборных анализов "на линии", как правило,
ниже по сравнению с лабораторными анализами. Однако информатив­
ность их выше, поскольку дистанционные контрольно-измерительные
приборы создаются с таким расчетом, чтобы время измерения было
меньше, чем время заметного изменения концентрации вещества, под­
лежащего анализу в рабочем потоке. Информативность любого лабора­
торного анализа, результаты которого поступают через 3 ч после отбо­
ра пробы, составляет примерно 10 % информативности анализа "на ли­
нии", занимающего по времени 10 мин, даже при условии, что точность
анализа "на линии" может оказаться на порядок ниже [172].
Использование дистанционных автоматизированных систем контро­
ля и управления технологическим процессом позволяет снизать радиа­
ционные нагрузки на персонал завода и уменьшить его численность,
в том числе численность персонала аналитических лабораторий.
В табл. 8.1 приведены данные о количестве персонала аналитиков и вы­
полняемых ими анализов на некоторых заводах при отсутствии разви­
той сети автоматизированного дистанционного контроля "на линии".
Видно, что общее количество анализов, необходимых при переработке
1 т урана, изменяется в зависимости от типа перерабатываемого топ­
лива и характера производства. Естественно, что наименьшее количест­
во анализов на 1 т урана выполняется на заводе в Селлафилде, где за
многие годы процесс переработки топлива на основе металлического
урана вполне стабилизировался. На опытном производстве завода WAK
нагрузки аналитической лаборатории значительно больше. Максималь­
ные нагрузки наблюдаются на многоцелевом заводе в Айдахо, где пере­
рабатываются около 30 разных типов топлива, в основном на основе
высокообогащенного урана [173]. Использование дистанционных мето­
дов контроля позволяет сократить число лабораторных анализов. Так,
на заводе в Саванна-Ривере установка нового аналитического оборудо­
вания только на 37 емкостях исключает лабораторный анализ около
700 проб в месяц, что выражается в снижении нагрузки лаборатории
на 12% [174].
146

Таблица 8.1. Количество анализов, необходимых для контроля
технологического процесса на радиохимических заводах

Завод

Селлафилд
Моль
WAK
Айдахо

Персонал аналитиков
Мощность
завода,
Всего
чел./т U*
т/год
человек
170
26
50
63

2000
100
35
10

Количество анализов
Всего в 3
год, 10

на 1 т U
105
300
2000
8000

-211
30
70
80

0,1

0,26
<1
6,3

на 1 чел. /год
1240
1160
1400
1270

Таблица 8.2. Распределение количества анализов на заводах
по переработке ОЯТ
Анализируемый
компонент

Количество, %,
объема всех
анализов

Уран
Плутоний
Продукты деления
Азотная кислота

Анализируемый
компонент

Количество, %,
объема всех
анализов

Экстрагенты
Окислительно-вос­
становительные
агенты

25
25
20
10

Таблица 8.3. Диапазоны концентраций и уровней активности компонентов
в технологических растворах
W"6 10~3 Т,0 ТО3
» • . i . . i . . i
3

Урин

г/дм

Плутоний

г/дм3

Азотная кислота
Продукты деления

моль/дм3

Ки/дм3

Актиниды

Ки/дм3

Экстраеент

г/дм3
моль/дм3

Гидразин
Нитрит-ионы
Плотность
Глубина выгорания
Продукты коррозии
Тритии
Гадолиний
Фторид-ионы

моль/дм3
г/см3
МВт-су т/кг
г/дм3
Ки/дм3
г/дм3
моль/дм3

147

Таблица 8.4. Аналитические методы определения плутония в зависимости
от диапазона концентраций
W'6 10~3 1,0 W3
_

1 . . I . . i . . i

3

Полный диапазон концснтраций,г/дм
с
Определение концентрации плутония
Рентгенофлюоресцентный анализ:
растворы высокой активности
растворы низкой активности
Альфа-спектрометрия
с
Прямая спектрофотометрия Ри(Ш,1У,Ш)
Альфа-спектрометрия после отделения Pu(IF)c
Гамма-спектрометрия
Гамма- авсорвциометрия
Сенситометрия скачков поглощения
Нейтронные методы

Таблица 8.5. Аналитические методы определения урана в зависимости
от диапазона концентраций
10~в 70~3 UO fOJ
I , . I • i I i ( I,

3

Полный диапазон концентраций, г/дм
с=
Определение концентрации урана
Рентгенофлюоресцентный анализ:
растворы высокой активности
растворы низкой активности
Спектрофотометрия
\
Флюорофотометрия
с=
Прямая спектрофотометрия \}(Ш,Ш)
Комплексометрическое титрование U (17)
Флюорофотометрия после разделения
Гамма-авсорвциометрия
Сенситометрия скачков поглощения
Нейтронные методы
Колориметрия

Основной объем измерений на технологической линии заводов пере­
работки ОЯТ приходится на общетехнические параметры: расход реа­
гентов, давление, температура, рН и т.п., поскольку контроль радио­
химической технологии невозможен без анализа химического состава
технологических продуктов.

148

Большая часть химических и радиохимических анализов связана
с определением урана, плутония и продуктов деления как в водных, так
и в органических растворах (табл. 8.2) [30].
Организация аналитического контроля на радиохимическом произ­
водстве осложняется широким диапазоном изменения концентрации
определяемых компонентов и уровней удельной активности растворов
(табл. 8.3) [30]. Поэтому необходимо располагать набором различных
методов для анализа одного и того же элемента. В табл. 8.4 и 8.5 приве­
дены наиболее характерные методы анализа урана и плутония при раз­
ных их концентрациях.

8.1. ДИСТАНЦИОННЫЙ КОНТРОЛЬ НА ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ ЛИНИИ

Дистанционный аналитический контроль и контроль общетехни­
ческих параметров непосредственно на технологической линии вво­
дят практически на всех стадиях процесса. При этом используются
различные методы регистрации а-, ?">. рентгеновского и нейтронного
излучений; широко применяются методы рентгенофлюоресцентного
анализа (РФА), спектрофотометрии, колориметрии, кондуктометрии;
применяются также дистанционные методы измерения плотности раст­
воров, расходов реагентов и технологических продуктов, уровней
растворов и давления в емкостях и аппаратах и т.п.
Контроль за работой пресс-ножниц, например, на заводе на м. Аг
(Франция) проводится с использованием счетчиков 7-излучения, уста­
новленных на трубах, по которым топливо загружают в аппарат-раство­
ритель [175]. Контроль концентрации нейтронных поглотителей
(В, Cd) в растворах азотной кислоты, предназначенных для растворе­
ния топлива, осуществляется методом нейтронной абсорбциометрии
(заводы в Барнуэлле, Саванна-Ривере) [173]. Концентрацию плуто­
ния и урана в аппаратах-растворителях контролируют с помощью рент­
генофлюоресцентного анализа (завод в Саванна-Ривере) [176]. Про­
цесс растворения топлива на заводе WAK (ФРГ) контролируется че­
тырьмя нейтронными мониторами. Эмиссия нейтронов в топливе LWR
обусловлена присутствием 2 4 4 С т , концентрация которого коррели­
рует с концентрацией плутония. Предел обнаружения плутония этим
методом — 30 мг/дм3 [177]. Первые два монитора установлены
у дна аппарата-растворителя для обнаружения возможных отложений
плутония и дают дополнительную информацию о процессе растворе­
ния. Два других монитора установлены на уровне выше одной трети
высоты аппарата и дают информацию о стадиях процесса растворения,
о необходимости введения кислоты или вывода раствора из аппарата
и т.п.
В ФРГ, Японии и Англии для определения концентрации урана и плу­
тония в растворах аппарата-растворителя запланировано использовать
149

Рис. 8.1. Денситометр АГ-скачков поглощения:
1 - криостат; 2 - германиевый детектор; 3 - коллиматор; 4 - зубчатый за­
мок; 5 - держатель для твердых проб; 6 - рентгеновская трубка; 7 - коллима­
торы; 8 - измерительная ячейка; 9 - ввод исследуемого раствора; 10 - отвод
для слива пробы; 11 - выходное окно; 12 - шаговый электродвигатель

денситометры АГ-скачков рентгеновского поглощения. В Токаи-Мура
(Япония) в ходе испытаний денситометра А^-скачков поглощения на
растворе, содержащем 180 г/дм3 Th и 20 г/дм3 U, погрешность изме­
рений составила 0,5 % для урана и 5 % для тория [177-179]. На рис. 8.1
представлена схема денситометра, разработанного в Харуэлле.
Для контроля количества нерастворившегося урана и плутония в
материале оболочек на заводах в Барнуэлле (США), Токаи-Мура (Япо­
ния), Eurex Plant (Италия), на м. Аг (Франция) [173, 175, 180] при150

Рис. 8.2. Денситометр L-скачков поглощения:
1 - защита; 2 - Si(Li)-детектор; 3 - окно; 4 - ячейка для пробы; 5 - генера­
тор рентгеновского излучения; 6 - коллиматор рентгеновского излучения; 7 проба; 8 - коллиматор детектора

меняют метод гамма-сканирования. На рис. 8.2 изображена система
гамма-сканирования, используемая на заводе в Барнуэлле.
Гамма-спектрометрию со стационарными Nal(Tl) -детекторами и
источниками из 2 4 1 Am применяют в цехе головных операций на м. Аг
(Франция).
Одной из важнейших задач на радиохимическом заводе является кон­
троль работы экстракционных аппаратов и определение в них концентра­
ционных профилей, в частности, плутония. Концентрацию плутония
часто измеряют с помощью счетчиков нейтронов. В качестве детекто­
ра применяют камеры деления [если мощность дозы у-излучения в точ­
ке измерения превышает 0,7 -1(Г6 А/кг (10 Р/ч)] и счетчики с напол­
нением BF3 (если мощность дозы меньше указанного значения). Эти
приборы получили широкое распространение на многих заводах. В част­
ности, они установлены на электропульсационной колонне для разде­
ления урана и плутония и промывной колонне в Барнуэлле, на бата­
реях смесителей-отстойников в Саванна-Ривере, экстракционной бата­
рее и пульсационных колоннах на заводе UP-1 в Маркуле [173-175].
Для измерения концентрации плутония в диапазоне от 10~4 до
3 г/дм3 используют а-детекторы [172, 173]. Погрешность измерений
составляет около 3 %. Во Франции создан датчик циркуляционного
типа (детектор находится в контакте с раствором), в котором исполь­
зован тонкий сцинтиллятор из кварцевого стекла. Прибор отличается
высокой чувствительностью, небольшими размерами, прочностью и
простотой обслуживания. Датчик может быть использован для контро­
ля растворов, содержащих продукты деления с активностью, достигаю­
щей нескольких десятков террабеккерелей на кубический дециметр.
Для определения концентраций урана, плутония и тория в экстрак­
ционных потоках все большее распространение находят рентгенофлюо151

Центр управления,связи и координации U-

i
Подсистема
координации
по гарантиям

п Г

т

t 1

Измерение
и учет
материалод

Контроль Передви­
жение
доступа
персонала
персонала

т

т

_ L ZZ.i_

Физическая защита

т

Подсистема координации
контроля процесса

Мониторинг
процесса

Т

Контроль процесса

Т
Техно­
логиче­
ская
линия

Контроль

оборудования
и передачи
материалов

Лабора­
торный
конт­
роль

з
$ управление;

-*» контроль;

информация

Рис. 8.3. Структура системы контроля на заводе

ресцентные установки. У этих установок диапазон измерений состав­
ляет от 0,1 до 500 г/дм3, погрешность - 0,5 %, время проведения ана­
лиза — от 10 с до 10 мин в зависимости от концентрации анализируемого
элемента. В качестве источника излучения вместо рентгеновской труб­
ки можно использовать источники с радиоактивным 57 Со. Такие уста­
новки применяют на заводах в Саванна-Ривере, в Айдахо, в Барнуэлле [173,181].
В потоках реэкстракта плутония I и II циклов экстракции контроль
за содержанием урана и плутония осуществляется денситометрами
L-скачков рентгеновского поглощения (с погрешностью измерения
0,4—1 %) [173]. На рис. 8.3 показана схема прибора, установленного
в потоке реэкстракта плутония II цикла экстракции на заводе в Барнуэлле.
В США в Саванна-Ривере и Барнуэлле, в Японии и во Франции общую
концентрацию и изотопный состав плутония в концентрате плутониево­
го продукта (в растворе нитрата плутония) на участке его хранения,
а также в потоке уранового продукта после очистки на силикагеле из­
меряют с помощью гамма-спектрометра, работающего в диапазоне
концентраций от 150 до 575 г/дм3 U и от 0,1 до 10 г/дм3 Ри с погреш­
ностью 0,2-0,5% [174,176,180,182, 183].
Определение концентрации урана в потоках уранового продукта на I
и II циклах и в водном растворе нептуния, а также определение содер152

жания нитрит-ионов на I цикле экстракции проводят с помощью коло­
риметров. Относительное содержание валентных форм урана и плуто­
ния в водных и органических потоках контролируется спектрофотометрическими методами [173].
Концентрацию урана и плутония в потоках плутониевой ветви оп­
ределяют денситометром АЧкачков рентгеновского поглощения [за­
воды в Барнуэлле и Саванна-Ривере (США), WAK (ФРГ)] [173, 184,
185].
Удельную активность продуктов деления в процессе экстракции
измеряют с помощью гамма-спектрометров со сцинтилляционными
Nal-детекторами, установленными на емкостях и на потоках [173].
Погрешность измерений составляет около 2 %.
Концентрацию азотной кислоты в экстракционных потоках опре­
деляют с использованием кондуктометров электродного и безэлектрод­
ного типов [173, 186].
Расходы в потоках контролируют с помощью расходомеров с ка­
либрованной диафрагмой [173]. Уровень жидкостей определяют по­
плавковыми уровнемерами, погружными трубками и электромано­
метрами, звуковыми датчиками. Плотность технологических раство­
ров измеряют с помощью барботажных систем с погружными труб­
ками и поплавковых плотномеров [177, 187].
В жидких отходах среднего уровня активности 7 _ и з л У ч е н и е изме­
ряют гамма-счетчиками и ионизационными камерами [175]. Концен­
трация нитрит-иона в отходах экстракционных процессов определя­
ется колориметрическим, а концентрации урана, плутония, нептуния
и азотной кислоты — спектрофотометрическими методами [173, 175].
На заводе WAK в потоках отходов с концентрацией урана от 0,05
до 0,4 г/дм 3 применяют РФА.
Информация от датчиков дистанционного контроля, как правило,
поступает на микро- или мини-ЭВМ и в обработанном виде выдается
на дисплей оператору. Иногда отдельные приборы через микропроцес­
соры объединяют в локальные сети, которые обеспечивают контроль
целых узлов технологического процесса в режиме времени, близком
к реальному. Объединение локальных сетей через ЭВМ позволяет со­
здавать системы автоматизированного дистанционного контроля тех­
нологического процесса в целом.

8.2. АВТОМАТИЗИРОВАННЫЕ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ
И УПРАВЛЕНИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИМ ПРОЦЕССОМ

На основе систем дистанционного автоматизированного контроля
создаются автоматизированные системы управления технологическим
процессом в целом или отдельных узлов технологического процесса.
153

Надежность таких систем зависит от успехов развития математическо­
го моделирования процессов переработки ОЯТ и технических средств
автоматического управления.
Автоматизированная система управления технологическими про­
цессами включает анализ информации, поступающей из систем конт­
роля, сопоставление полученных реальных характеристик процесса
с заранее заданными и заложенными в ЭВМ или с полученными в ЭВМ
путем расчетов на основе математических моделей, выработку логи­
ческих решений о необходимости регулирования режима процесса,
передачу управляющих команд автоматизированным исполнительным
органам, контроль исполнения через ту же систему автоматизирован­
ного анализа параметров процесса.
Практически все АСУТП проектируются как многоуровневые струк­
туры иерархического типа. Нижний уровень предназначен для непосред­
ственного управления ходом конкретного процесса и связи с верхни­
ми уровнями. Средний уровень служит для координации работы груп­
пы нижних уровней, т.е. группы взаимосвязанных процессов и связи
с верхним уровнем иерархии. Верхний уровень осуществляет, оператив­
ное планирование производства в целом и координацию работы всех
узлов технологического процесса, учет движения материальных пото­
ков и контроль работы завода в целом.
Одним из первых примеров создания централизованной АСУТП,
связанной со всеми узлами, завода, является АСУТП завода в Барнуэлле [173]. Эта двухконтурная система включает подсистемы кон­
троля по гарантиям (поскольку Барнуэлл должен эксплуатироваться
частными фирмами) и контроля за ходом процесса (рис. 8.4). Каждая

Рис. 8.4. Схема системы дистан­
ционного пробоотбора:
1 — подача воздуха; 2 фильтр; 3 - линия к другим
пробоотборникам; 4 — разде­
лительный резервуар; 5 - иголь­
чатый блок; 6 — блок пробо­
отбора; 7 — линия отбора про­
бы; 8 - линия очистки; 9 - де­
тектор; 10 - датчик расхода;
11 - емкость или поток; 12 эрлифт; 13 - поплавковый ме­
ханизм; 14 - возвратная ли­
ния; 15 - к системе дегазации;
16 - инжектор
154

из подсистем представляет собой сложную, развитую, многоступенча­
тую систему, связывающую около 500 датчиков и мониторов.
Первые данные поступают в локальные информационные сети, ор­
ганизованные на основе мини-ЭВМ, каждая из которых, выполняя
свои специфические функции, способна также передавать информа­
цию другим мини-ЭВМ. Данные от контрольно-измерительных прибо­
ров выводятся на цветные или черно-белые дисплеи в простой, доступ­
ной оператору текстовой или графической форме. Информация от ло­
кальной сети по одному из контуров АСУТП поступает в Центр уп­
равления, связи и координации, где вырабатываются управляющие
решения, поступающие в соответствующий контур. Интересной осо­
бенностью этой системы является то, что результаты всех лаборатор­
ных анализов включаются в контур автоматизированного контроля
технологии и, таким образом, учитываются в процессе принятия уп­
равляющих решений.
Группа специалистов в области гарантий ядерной безопасности ЛосАламосской национальной лаборатории совместно с национальной ла­
бораторией Лоуренса в Ливерморе, лабораториями в Маунде и лабора­
торией радиохимического завода в Саванна-Ривере создали интегриро­
ванную автоматизированную систему неразрушающего контроля тех­
нологического процесса и учета ядерных материалов для новой уста­
новки по извлечению плутония из скрапа на заводе в Саванна-Ривере
[188].
Основная задача системы — обеспечение непрерывного балансово­
го учета материалов при минимальном использовании лабораторных
анализов. Система представляет собой интегрированную сеть, вклю­
чающую микрокомпьютеры нескольких измерительных приборов не­
разрушающего контроля, компьютер, контролирующий работу этих
приборов, компьютер системы технологического контроля, компью­
тер системы учета ядерных материалов и компьютер, контролирую­
щий хранение информации.
Для контроля исходного твердого материала методами неразру­
шающего анализа использованы следующие приборы: двухдетекторная ^-спектрометрическая система определения изотопных отноше­
ний плутония (созданная в Национальной лаборатории Лоуренса в
Ливерморе); четырехпозиционный калориметр (Маундская лаборато­
рия); счетчик нейтронных совпадений (Лос-Аламосская национальная
лаборатория).
Для контроля состава жидких проб в аналитических камерах уста­
новлены две у-спектрометрические системы и две установки РФА.
Технологический процесс на линии контролируется двумя типами
приборов. Первый прибор — счетчик нейтронных совпадений предназна­
чен для измерения концентрации плутония в скрапе. На основании про­
веденных на нем измерений принимается решение о возможности извле­
чения плутония из скрапа. Второй прибор, состоящий из тринадцати
155

Nal-детекторов, предназначен для получения информации о ходе про­
цесса растворения скрапа, ионообменного отделения плутония, оцен­
ки количеств плутония в технологических аппаратах (резервуары рас­
творения, химической обработки, анионообменные колонны, трубо­
проводы) и для контроля критичности.
Локальные микрокомпьютеры перечисленных приборов могут ра­
ботать как автономно, так и в связи с контрольным компьютером —
ICC (Instrument control computer). Функцией этого компьютера яв­
ляется сбор информации о результатах и погрешностях измерений
каждого прибора; контроль измерений, который выполняется по об­
щей для данных приборов программе, составление графика последо­
вательности анализа жидких проб, проверка согласованности резуль­
татов измерений дублирующих проб, расчет общей массы плутония
по данным анализов, поступающим от различных приборов с участка
контроля исходного материала, а также связь с другими компьютера­
ми интегрированной системы. Обмен информацией между компьюте­
рами системы осуществляется с помощью коммуникативного пакета
DECNET. Вся информация в линиях связи прибор/ICC и прибор/опе­
ратор представлена в стандартизованном виде (стандартные комму­
никативные протоколы). В целом система способствует оперативно­
му управлению технологическим процессом и позволяет оперативно
проводить учет ядерного материала в режиме времени, близком к ре­
альному.
Централизация контроля и управления технологией осуществляет­
ся также на заводах во Франции. Так, на заводе UP-1 (Маркуль), расрасположенном в одном здании, пульты управления были разброса­
ны по всему зданию и приближены непосредственно к установкам,
т.е. осуществлялось автономное управление отдельными аппаратами.
Завод UP-2 (м. Аг) размещен в нескольких зданиях, в каждом из ко­
торых созданы залы управления цехом в целом. Для завода UP-3 так­
же предусмотрена централизация управления заводом в целом. При
этом имеется в виду линейная схема, состоящая из большого коли­
чества различных элементов без сложных взаимодействий. Эта кон­
цепция основана на представлении о том. что объединение всех пуль­
тов в одном месте имеет решающее преимущество с точки зрения
эксплуатации, так как облегчает координацию управления на уровне
завода и сокращает количество персонала.
Для завода UP-3 предусмотрен один зал управления в центральном
здании, где находятся также аналитические лаборатории и другие вспо­
могательные подразделения. Из этого зала будет производиться также
централизованный контроль радиационной защиты. Однако для неко­
торых операций сохраняется контроль на местах. К централизован­
но получаемой информации добавляются данные лабораторных анали­
зов. Отбор проб технологических продуктов осуществляется с помощью
156

автоматических телеуправляемых устройств. Пробы доставляются в
лабораторию пневмопочтой.
По мере развития новой техники предполагается постепенный ввод
новых технологических аппаратов, для которых будет широко приме­
няться программное управление на основе микропроцессоров и про­
граммируемых автоматов, коммуникационных каналов и пультов
управления.
Для обеспечения успешного функционирования централизованных
систем управления во Франции проводится систематическая работа по
изучению взаимодействия человека с машиной на примере некоторых
цехов завода UP-2 на м. Аг; проектированию пультов управления и
размещению залов управления с учетом требований эргономики (взаи­
модействие человек-машина), а также обучению операторов.
Для удобства операторов пульты управления предполагается орга­
низовывать на двух уровнях. На первом уровне первичная информа­
ция от датчиков обрабатывается с помощью некоторых логических
функций. На втором уровне вырабатываются сводные данные, в ко­
торых отражаются все детали работы установки. Управляющий вы­
числительный комплекс обеспечивает также подготовку и ведение
различных журналов и сводных данных как периодически, так и по
специальным запросам.
В ФРГ на заводе WAK с 1984 г. работает система информации о про­
цессе "PRODES" для I цикла экстракции и II уранового цикла. Систе­
ма функционально делится на три части: учет данных, расчеты с по­
мощью моделей процесса и связь с оператором. Система "PRODES"
позволяет проводить оценку показаний дистанционных приборов и их
сравнение с результатами лабораторных анализов, что обеспечивает
высокую степень согласованности данных. В дальнейшем на WAK пла­
нируется интеграция управления остальными участками завода [189].
Зал централизованного управления имеется также и на заводе в
Токай-Мура.
Таким образом, развитие централизованных систем управления
технологическим процессом на основе автоматизированного сбора
информации и математических моделей процесса является современ­
ной тенденцией развития систем контроля и управления радиохими­
ческой технологией.
8.3. ЛАБОРАТОРНЫЙ КОНТРОЛЬ

С развитием автоматизированного контроля не утратили значения
и лабораторные методы. В некоторых случаях контроль непосредствен­
но на технологической линии сочетается с пробоотбором и передачей
пробы в аналитическую лабораторию. Полная замена лабораторных
анализов дистанционным контролем на линии в настоящее время не­
возможна, в частности, потому, что диапазон концентраций анализи157

руемых веществ в растворах составляет 8 порядков (см. табл. 8.3),
что существенно превышает рабочий диапазон дистанционных датчи­
ков. Кроме того, лабораторный анализ до настоящего времени явля­
ется более надежным и точным. Он используется для контроля по си­
стеме гарантий, для сведения балансов, для аттестации продукции, для
калибровки дистанционных приборов и контроля качества анализов.
Большое значение для обеспечения надежности технологического
контроля имеет создание стандартных образцов анализируемых ве­
ществ. На заводе в Барнуэлле разработана программа определения
областей использования 25 методов анализа и их надежности. Для каж­
дого из методов в лабораториях создан набор стандартов. В специальной
лаборатории стандартов хранится около 50 000 запечатанных в ампулы
стандартных образцов. Созданием и аттестацией стандартных образ­
цов и растворов урана и нептуния занимаются также в Радиевом ин­
ституте им. В.Г. Хлопина (СССР) [190].
Сами лабораторные анализы за последнее время претерпели значи­
тельные изменения. Классический радиохимический анализ все шире
заменяется современными инструментальными методами с выводом
результатом на мини-ЭВМ. Для разделения элементов в аналитических
и препаративных целях используют автоматизированные приборы.
Приведем несколько примеров.
Для определения изотопного состава урана и плутония широко ис­
пользуют метод масс-спектрометрии. При этом, например, на заводе
WAK перед проведением анализа проводится полностью автоматизи­
рованный процесс их хроматографического выделения и очистки от
продуктов деления [177].
Альф а-спектрометры применяются для анализа концентрации плу­
тония и трансплутониевых нуклидов в растворах, содержащихся в
аппаратах-растворителях, в потоках экстракции при концентрациях
плутония от 10~5 до 1 г/дм3 и в концентратах высокоактивных отхо­
дов [173].
Гамма-спектрометры используют для анализа проб из потоков экс­
тракции, жидких технологических отходов и отходов лаборатории на
содержание в них продуктов деления, изотопов плутония и нептуния.
Спектрофотометры служат для анализа концентраций урана и плу­
тония в исходном растворе и жидких отходах.
Метод флюориметрии применяется для определения следовых коли­
честв урана в потоках экстракции и в жидких отходах.
Разрабатываются также специальные высокоточные прецизионные
методы анализа для проведения балансовых анализов делящихся мате­
риалов и для анализов при изготовлении стандартных образцов.
Кроме перечисленных методов в лабораториях используют такие
методы, как РФА, полярография, гравиметрия, колориметрия, кулонометрия, газовая и ионообменная хроматография, метод определения
плотности с вибрирующим капилляром и т.п.
158

Для дистанционного анализа высокоактивных проб в защитных
камерах аналитических лабораторий создаются автоматизированные
системы с выводом результатов на ЭВМ, в которых используются прак­
тически те же методы, что и для контроля "на линии". Примерами
могут служить дистанционная аналитическая лаборатория в Айдахо,
автоматизированная система лабораторного аналитического контроля
(АСЛАК) в Радиевом институте им. В.Г. Хлопина (СССР), автоматизи­
рованная система лабораторного контроля "RADAR" в ФРГ, система
лабораторной робототехники в Саванна-Ривере и автоматизированная
система лабораторного контроля в Барнуэлле [173,191,192].
Для обеспечения лабораторных анализов создаются сети дистанцион­
ного пробоотбора с автоматической передачей проб по транспортерам
в лабораторию. Схемы такого пробоотбора показаны на рис. 8.5—8.6.
Высокий уровень автоматизации лабораторных анализов обеспечи­
вает возможность создания автоматизированных систем лабораторно­
го контроля, позволяющих увеличить пропускную способность лабора­
торий при одинаковом штате аналитического персонала, повысить точ­
ность анализов путем исключения индивидуальных ошибок и увеличе­
ния объективности и воспроизводимости, а также снизить радиацион­
ную нагрузку персонала.
Автоматизированные системы лабораторного контроля могут быть
объединены с автоматизированными системами дистанционного контро­
ля "на линии" для использования всех данных с целью управления
процессом.
Аналитическое оборудование может быть смонтировано в виде мо­
дулей, которые в случае необходимости ремонта можно перемещать
с помощью манипуляторов в зону ремонта после дезактивации в ка­
мере для обработки отходов.
Пневматическая передача проб сокращает время транспортирования
по сравнению с механической передачей от часа до нескольких секунд
и обеспечивает максимальную радиационную безопасность персонала.
Перемещение проб внутри аналитических камер осуществляется с
помощью магнитных тележек, приводимых в движение двигателями,
размещенными под полом камеры.
На заводе в Саванна-Ривере для отбора проб в боксах используется
робототехника. Управляет системой оператор с расстояния от бокса для
отбора проб около 6 м. Система позволяет открывать и закрывать две­
ри боксов, отбирать пробы с помощью игольчатых рециркуляционных
пробоотборников, закрывать крышку контейнера с пробой, переме­
щать его от бокса и устанавливать новый контейнер для следующей
пробы.
В лаборатории в Саванна-Ривере создан также опытный образец
шагающего робота (рис. 8.7), который предполагается использовать
для таких работ, как дезактивация, измерения излучений, техобслужи­
вание и т.п. [195]. Робот на шести шарнирных "ногах" может прини159

Рис. 8.5. Один из пробоотборников, используемый на заводе в Айдахо:
1 - щипцы; 2 - защитное устройство пробоотборника; 3 - сосуд; 4 - защит­
ный подвижной контейнер; 5 - подъемник для сосуда; б - подающая линия;
7 - диафрагма; 8 - обратная линия; 9 - рабочий сосуд
Рис. 8-6. Один из пробоотборников ханфордского завода:
1 - рабочий сосуд; 2 - обратная линия; 3 - подвод воздуха для поднятия
поршня; 4 - пневматический подъемник; 5 - патрубок для удаления отходов;
6 - подвод воздуха для опускания поршня; 7 - инжектор; 8 - дверь-ловушка;
9 - полиэтиленовый стакан для взятая пробы, помещенный в подставку "дорстоп" (объем пробы от 10 до 100 мл); 10 - крышка с наполнительным и отса­
сывающим патрубками; 11 - наполнительная (защитная камера); 12 - п р о м ы в ­
ная линия; 13 - игольчатый клапан; 14 - сепаратор; 75 - подающая линия;
16 - диафрагма

мать самые разные положения и двигаться в любом направлении. В за­
висимости от положения "рост" его может изменяться от 285 до 180 см,
ширина 62 см. "Нога" робота, используемая в качестве подъемного кра­
на, имеет вертикальную грузоподъемность до 135 кг. Система в целом
по ровной поверхности может перемещать до 225 кг. На башне робота
160

установлена телескопическая рука -манипулятор, имеющая шесть
степеней свободы. Полная длина "руки" — 1,8 м, подъемная сила —
22,5 кг. "Рука" может складываться и убираться в башню, чтобы не
мешать движению робота.
На конце манипулятора имеется универсальное зажимное устрой­
ство и система "видения" — черно-белая телевизионная камера с ис­
точником света, снабженная широкоугольными линзами. Система виде­
ния обеспечивает полный обзор вокруг робота и вертикально вниз.
Кроме того, на башне по обе стороны манипулятора установлены две
цветные телевизионные камеры с быстро перемещающимися линзами.
Угол наклона и фокусировку камер можно регулировать дистанционно
с пульта оператора, управляющего работой робота. Пульт управления
соединен с роботом с помощью одного волоконно-оптического кабеля
длиной 82,5 м.
8.4. РАЗВИТИЕ МЕТОДОВ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО КОНТРОЛЯ

Исследования в области аналитического контроля переработки ОЯТ
определяются основными тенденциями развития ЯТЦ, в частности уве­
личением глубины выгорания, повышением содержания плутония в ОЯТ,
более строгими требованиями безопасности, созданием автоматизиро­
ванных систем управления технологическим процессом. Развитие ме161
11-6819

тодов технологического контроля направлено на улучшение основных
характеристик аналитических методов: предела обнаружения, воспро­
изводимости и точности анализов, сокращения времени на элементоопределение, экономических показателей и т.п.
В настоящее время одно из наиболее перспективных направлений —
развитие оптических методов анализа. За последнее десятилетие осо­
бенно заметно увеличилось использование приборов для атомной спек­
трометрии на основе индуктивно-связанной плазмы (ИСП). Эти при­
боры характеризуются высокой воспроизводимостью результатов ана­
лизов и снижением пределов обнаружения от миллионных до миллиард­
ных долей. Высокая температура плазмы обеспечивает испарение час­
тиц и практически полную диссоциацию молекул пробы, причем атомизация осуществляется в плазме, образованной не пробой, а посто­
ронним газом (аргоном). Следовательно, условия атомизации значи­
тельно более стабильны, чем в электроразрядных источниках (исклю­
чается влияние электродов и т.п.). Атомно-абсорбционная и эмиссион­
ная спектроскопия с ИСП позволяет быстро и точно определять в про­
бах технологических растворов около 40 элементов. Предел обнаруже­
ния составляет 1 часть/млрд при погрешности измерений ниже 5 %.
В новой дистанционной аналитической лаборатории в Айдахо уста­
новлен атомно-эмиссионный спектрометр с ИСП для анализа проб на со­
держание в них А1, В, Cd, Fe, Sn, U, Zr. В лаборатории радиохимического
комплекса в Саванна—Ривере такой спектрометр предполагается исполь­
зовать для обнаружения следовых количеств примесей 41 элемента в
металлическом уране и в оксидах урана, а также в осадках из баков
ВАО. На заводе WAK этот метод рекомендован для определения кон­
центрации " Т с в растворах аппарата-растворителя, в ВАО и в концентра­
тах ВАО. В Дунрее на заводе переработки топлива РБН метод использу­
ется для анализа примесей в потоках плутониевого продукта и высокообогащенного урана.
Все большее распространение приобретает масс-спектрометрия на
базе ИСП. Метод сочетает преимущества простоты введения пробы в
плазму с относительной простотой масс-спектрометрии. Приборы на ос­
нове ИСП разрабатываются в ФРГ, Бельгии, США, Великобритании.
Развитие лазерной техники привело к появлению качественно нового
метода спектрального анализа — лазерной спектроскопии. Лазерную
спектроскопию можно использовать как в лаборатории, так и на тех­
нологической линии в случаях, когда требуются высокая чувствитель­
ность и избирательность анализа. Использование лазерного источника
излучения привело к совершенствованию старых методов спектро­
скопии и к появлению принципиально новых методов. Ведутся разработ­
ки по применению лазеров во флюоресцентной спектроскопии, массспектрометрии с резонансной ионизацией, оптико-гальванической спек­
трометрии (фотоэлектрическая полупроводниковая спектроскопия,
резонансная фотоионизационная лазерная спектроскопия атомов или
162

молекул), в абсорбционной калориметрии (оптико-акустическая спект­
роскопия, оптико-термический, оптико-радиометрический, оптико-реф­
ракционный и оптико-геометрический методы), в абсорбционно-трансмиссионных методах и т.п. Лазерный флюоресцентный метод уже ис­
пользуется на заводе в Саванна-Ривере. для анализа концентрации ура­
на в плутониевых растворах и на заводе в Маркуле для дистанционно­
го определения иода в газовых потоках.
Уже более 10 лет, благодаря появлению гибких оптических волокон,
ведутся разработки нового поколения аналитических приборов, по­
зволяющих проводить дистанционный контроль концентрации хими­
ческих веществ в диапазоне от следов до единиц г/дм3, а также темпера­
туры, давления и рН на расстоянии примерно до 1 км от объекта изме­
рения в режиме реального времени. Создание таких приборов для многопараметровых измерений особенно важно для технологического кон­
троля в труднодоступных местах завода и, в частности, в защитных ка­
мерах с высокоактивными продуктами.
В США в Национальной лаборатории Лоуренса в Ливерморе разраба­
тывается прибор для дистанционной волоконной флюориметрии (ДВФ),
который представляет собой результат объединения средств волокон­
ной оптики и методов люминесцентного анализа с использованием в ка­
честве источника луча лазера. Эта универсальная система позволяет из­
мерять давление, температуру, рН и концентрацию различных акти­
ноидов. На заводе в Саванна-Ривере система ДВФ проходит испытания
при контроле концентрации урана в потоках водно-экстракционной
очистки [194].
Две модели приборов с использованием оптических волокон выпус­
кают во Франции. Одна из моделей представляет собой фотометричес­
кий прибор с измерением при двух или нескольких длинах волн. Он
используется для дистанционного контроля за содержанием урана в
процессах очистки, а также для анализа растворов, содержащих никель,
кобальт и т.п. Другая модель обеспечивает дистанционный нефелометрический анализ растворов, включая жидкости, находящиеся под дар
лением.
Спектрофотометры с волоконной оптикой для анализа РЗЭ, урана,
плутония и др. также предполагается широко использовать на заво­
дах по переработке ОЯТ [177]. В ФРГ разработана и используется на
испытательном стенде с пульсационными электролитическими колон­
нами для экстракции плутония [PUTE (Plutoniumtestanlage)] лазерная
фотометрическая система с волоконной оптикой для измерения кон­
центраций U (IV), U (VI), Pu(III), Pu(IV) и свободной азотной кислоты
[177]. В Дунрее разработана автоматическая система волоконной спектрофотометрии для анализа концентраций плутония (в том числе его
валентных форм) и америция на различных стадиях переработки топ­
лива реактора на быстрых нейтронах [177, с. 116].

Дальнейшее развитие получают и многие другие методы технологи­
ческого контроля. В ФРГ, например, для целей гарантий ядерной без­
опасности на заводе WAK разработана гибридная аналитическая техни­
ка на основе метода денситометрии Я^скачков рентгеновского погло­
щения и РФА с дисперсией по энергии. Оба метода могут быть использо­
ваны одновременно или по отдельности, в зависимости от назначения.
Прибор позволяет определять концентрации урана, плутония и его изо­
топов в исходных растворах, промежуточных и конечных продуктах
технологического процесса переработки ОЯТ. Анализ урана и плуто­
ния в растворах аппарата-растворителя проводится следующим обра­
зом: концентрация урана измеряется методом денситометрии £-скачков поглощения (погрешность измерения 0,25 %), отношение U/Pu
оценивается по спектру рентгеновской флюоресценции с погрешно­
стью около 1 %. Перед анализом не требуется никакой предваритель­
ной подготовки пробы [178,195].
Развитие контрольно-измерительной аппаратуры приводит к ее ус­
ложнению и повышению роли электроники. Автоматизация новых
поколений приборов позволяет повысить объективность измерений,
снизить их погрешность, сократить время анализа и объединить весь
технологический контроль в единую автоматизированную систему.
Задачи аналитических лабораторий все в большей мере перемеща­
ются в область создания прецизионных методов анализа и наборов
стандартных препаратов для градуировки и контроля работы дистан­
ционных контрольно-измерительных приборов. Кроме того, в ряде
случаев, особенно при больших диапазонах измеряемых концентраций,
лабораторный контроль технологических процессов в настоящее вре­
мя не может быть заменен контролем "на линии". Поэтому аналити­
ческая лаборатория остается существенным звеном радиохимической
технологии.

Глава 9
ОБРАЩЕНИЕ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ
9.1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА ОТХОДОВ
РАДИОХИМИЧЕСКОГО ПРОИЗВОДСТВА

Регенерация ценных компонентов из облученного топлива сопровож­
дается образованием водных и органических растворов, газов и аэрозо­
лей, твердых веществ и пыли, содержащих различные количества оско­
лочных и трансурановых элементов и представляющих собой отходы ра­
диохимического производства. Типичный радиохимический состав отра­
ботавшего ядерного топлива приведен в табл. 1.2 — 1.5 и табл. 9.1. Все
входящие в состав ОЯТ продукты деления и актиноидные элементы в
164

Таблица 9,L Изменение состава топлива легководного реактора
в результате облучения [27]
Состав топлива до облучения в реакторе

Количество выгоревшего топлива

Состав облученного
топлива

238

U 967 кг
235
и33кг

238

238

Всего 1000 кг
Обогащение 3,3%

Всего 49 кг

U 24 кг
235
и25кг

U 943 кг
и8кг
236
U 4,6 кг
Изотопы плутония 8,9 кг
237
Np.0,5Kr
243
Am 0,12 кг
244
Cm 0,04 кг
Осколочные нуклиды 35 кг
235

разных комбинациях переходят в разные виды радиоактивных отходов.
Предотвращение попадания в окружающую среду этих радионуклидов —
безусловное требование, которому должно удовлетворять радиохимичес­
кое производство.
Образующиеся в процессе переработки ядерного топлива радиоак­
тивные отходы весьма разнообразны не только по агрегатному состоя­
нию, но и по уровню активности и по преимущественному содержанию
в них определенных радионуклидов. Чтобы выработать принципы обра­
щения с разными типами отходов, необходимы их систематизация и
классификация. Обычно радиоактивные отходы принято подразделять
по агрегатному состоянию на газообразные, жидкие и твердые, а по
уровню удельной активности — на высокоактивные (ВАО), среднеактивные (САО) и низкоактивные (НАО). Для систематизации отходов
используют также и другие признаки. Например, жидкие отходы делят
на водные и органические, высоко засоленные и низко засоленные, тритийсодержащие и др.; в составе газовых отходов выделяют газы и аэро­
золи; из твердых отходов выделяют сжигаемые и несжигаемые, прес­
суемые и т.п. Большую группу твердых отходов составляют разнооб­
разные материалы, загрязненные плутонием и/или другими трансура­
новыми элементами. Эти отходы обычно называют "трансурановыми"
или "альфа"-отходами.
В зависимости от категории отходов предусматриваются различные
способы обращения с ними. Под способом обращения имеют в виду
методы обработки или переработки, а также способы и условия хране­
ния и захоронения отходов [196-198].
Уровень удельной активности, определяющий отнесение отходов к
той или иной категории, является условным, и границы между ВАО,
САО и НАО в разных странах часто не одинаковы. В СССР к жидким
165

Таблица 9.2. Классификация жидких отходов по рекомендациям МАГАТЭ
Катего­
рия
1
2
3
4
5

Примечание

Удельная активность А, Бк/см'

0,37
37
3,7 • 10 3
3,7 • 108

<
<
<
<

А
А
А
А
Л

<
<
<
<

0,37
37
3,7 • 10
.8
3,7 10

Не перерабатывают
Без защиты
п
Защита возможна
раба.
Защита необходима
тывают
Необходимы охлаждение и
переработка

Таблица 9.3. Классификация твердых отходов
Категория

Мощность дозы Р на поверхности отходов,
А/кг (Р/ч)
7
Р < 1,5 • 10Г (0,2)
7
(0,2) < Р < 1,5-10- 6 (2)
1,5 10"
—
\ 6 (2) < Р
1,5 10"°

Я-Активность, Бк/м

Примечание
]3-, 7-гулугатель,
содержание а-гулугателей незна­
чительно
В основном
а-излучатели

ВАО относят отходы с удельной j3-активностью выше 3,7 • 1010 Бк/дм 3 ,
имеющие высокое тепловыделение и сохраняющие уровень активности и
тепловыделения продолжительный период времени. Эти отходы требуют
при хранении защиты и охлаждения. Жидкие САО имеют удельную 0-активность от 3,7 • 105 до 3,7 -10 10 Бк/дм 3 и могут иметь невысокую
а-активность. При хранении их необходима защита, но не требуется ох­
лаждения. НАО - с удельной ^-активностью 37 - 3,7-10s Бк/дм 3 .
Их хранение не требует ни охлаждения, ни защиты. Эта классификация
близка к рекомендациям МАГАТЭ, согласно которым жидкие отходы
по уровню активности подразделяют на пять категорий (табл. 9.2)
[198].
Твердые отходы МАГАТЭ рекомендует классифицировать по четы­
рем категориям, в трех из которых допускается содержание незначи­
тельного количества а-излучателей, а одна включает в основном а-излучатели (табл. 9.3).
Газовые отходы классифицируют по трем категориям: с удельной
активностью меньше 3,7 Бк/м 3 , от 3,7 до 3,7-104 Бк/м 3 и свыше
3,7- 104 Бк/м 3 .
Количество и состав образующихся газовых, жидких и твердых от­
ходов зависят от характеристик отработавшего ядерного топлива и при­
меняемой технологии регенерации. Так, при экстракционной переработ­
ке уранового оксидного топлива легководного реактора с глубиной вы166

Таблица 9А. Годовые объемы отходов завода производительностью 1400 т/год
(топливо с глубиной выгорания 33 ГВт • сут/т, время выдержки 1 год)
Категория отходов
Остеклованные ВАО
Жидкие САО
Жидкие НАО
85
Кг
129

I
Тритий
Твердые отходы

Объем, масса или активность

26 000 м 3
60 000 м 3
140 м 3 ; 5,5 • 10 1 7 Бк (15 МКи)
(при нормальных условиях)
390 кг; 2- 10 1 2 Бк (55 Ки)
0,8 м 3 ; 3 , 7 - 1 0 1 6 Б к (1 МКи)

Объем, масса или ак­
тивность концентрата
после переработки, м
140
2000
1200
3 (в 50 дм 3 баллонах)

3500 (из них 310 обо­
лочек)

горания 33 ГВт • сут/т и выдержкой в течение 1 года на 1 т облученного
топлива образуется 0,4 т оболочек и конструкционных элементов ТВС
с активностью около 6,3 • 10 14 Бк, 500-1200 дм3 концентратов жидких
высокоактивных отходов с суммарной активностью 3,7 -10 16 Бк, га­
зовые отходы, активность которых составляет около 1% первоначаль­
ной активности топлива, и, наконец, около 60 м3 низко- и среднеактивных отходов, содержащих до 1% исходного количества радиоактивных
элементов [199,200].
В табл. 9.4 приведены рассчитанные количества отходов наиболее
опасных категорий, которые будут образовываться в течение года на ра­
диохимическом заводе производительностью 1400 т/год, при условии,
что криптон выделяется из газообразных отходов, ВАО остекловываются, НАО и САО подвергаются упарке и бйтумированию.
9.2. ОСНОВНЫЕ ПУТИ РЕШЕНИЯ ПРОБЛЕМЫ ОБРАЩЕНИЯ
С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ

Надежная долговременная изоляция радиоактивных отходов от био­
сферы является важной проблемой, от решения которой, в конечном
счете, зависит осуществление планов развития ядерной энергетики.
Наибольшее внимание из-за серьезной опасности для жизни на Земле
уделяется вопросам, связанным с разработкой методов обращения с
высокоактивными отходами, в которых сосредоточено более 99% ак­
тивности отработавших твэлов. Активность многих осколочных нукли­
дов сохраняется в течение сотен лет, а активность трансурановых и не1 2 9 т 1Ц
, уу
которых осколочных нуклидов, таких, как 1Z
*I, 1 4С,
Тс, - в течение
сотен тысяч лет (табл. 9.5 и 9.6) [201]. Снижение уровня суммарной
энергии у-излучения высокоактивных отходов, начиная с момента вы­
грузки из реактора, иллюстрирует рис. 9.1. Отдельные тонкие кривые
167

Таблица 9J4 Активность важнейших долгоживущих продуктов деления в жидких ВАО (с учетом равновесия
с дочерними продуктами), полученных при переработке облученного в течение 1 года топлива легководного
реактора мощностью 1000 МВт
Активность, Бк (Ки), по истечении
Изотоп
90

Sr

90
93

1/2

29 лет
2,6 сут

Zr
9 3 No

9,5 . 1 0 5 лет
12 лет

"Тс

2,13 • 10 s лет
369 сут
30 с

106

Ru
106
Rh
134
137
144
144
151

Cs

Cs
Ce
Pr
Sm

2,3 года
30 лет
284 сут
17 мин
93 года

1 года

Юлет

7,4-1016(2.106)
7,4.1016(2.106)
1,85 • 10 1 2 (50)
2,2-10 1 1 (6)
1,4-10 1 3 (380)

5,9 •
5,91,85
8,5.

2.6 - 10 1 7 (7 • 10 6 )
2,6.1017(7-106)
17

6

1.7 - 10 (4,7 - 10 )
1017(2,7.106)
4 , 4 - 1 0 1 7 (1,2. 10 7 )
4 , 4 - 1 0 1 7 (1,2- 10 7 )
1,2- 10 15 (3,3- 10 4 )

100 лет

10 16 (1,6 - 10 6 )
10 1 6 (1,6-10 6 )
•10 1 2 (50)

10 11 (23)
1,4- 10 1 3 (380)
14
4
5,2 • 10 (1,4- 10 )
5,2. 1 0 1 4 ( 1 , 4 . 1 0 4 )
8,1. 10 1 5 (2,2-10 5 )
8,5- 10 1 6 (2,3-10 6 )
14
3
1,5- 10 (4 - 10 )
14
3
1,5- 10 (4 • 10 )
15

4

1,1- 10 (3,1- 10 )

1000 лет

6,3-10 1 5 (1,7- 10 s )
6,3-10 1 5 (1,7- 10 5 )
1,85 -10 1 2 (50)

3,7-10 7 (10

3

)

—

1,85. 10 1 2 (50)

1,85 . 1 0 1 2 ( 5 0 )
1,85 - 10 1 2 (50)

1,4.10 1 3 (380)

1,4- 10 13 (380)

—

—

—

—

—

—

10 16 (2,8 .10 s )

—

—

—

—

5,5 . 1 0

—
14

4

( 1 , 5 . 10 )

—

Таблица 9.6. Активность трансурановых элементов в жидких ВАО (с учетом равновесия с дочерними изотопами),
полученных при переработке облученного в течение 1 года топлива легководного реактора мощностью 1000 МВт
Активность, Б к (Ки), по истечении
Изотоп
237

Np
239
Np
238
Pu
239
Pu
240
Pu
241
Pu
242
Pu
241
Am
242
Am
243
Am
242
Cm
243
Cm
244
Cm
245
Cm
246
Cm

1/2

2,14 • 10 6 лет
2,34 сут
87,8 года
24,39 • 10 3 лет
6,54 • 103лет
15 лет
3,87 • 105 лет
433 года
15 2 года
7,37 • 10 3 лет
163 сут
28 лет
17,9 года
8,5 • 103 лет
4,76 • 10 3 лет

10 лет
3,4. 10 1 1 (9,1)
1,8- 1 0 1 3 (480)
9-10 13 (2,5 . 10 3 )
1,69- 1 0 1 2 (43)
4,4- 1 0 1 2 (120)
3 , Ы 0 1 4 ( 8 , 5 • 10 3 )
7.4 • 10 9 (0,2)
1,6 • 10 14 (4,3 - 10 3 )
8.5 . 1 0 1 2 (230)
1,8 .10 1 3 (480)
7-10 1 2 (190)
2,9-10 1 2 (80)
1,6-10 15 (4,4- 10 4 )
3,4.10 11 (9,1)
6,7-10 1 0 (1,8)

100 лет

103 лет

104 лет

106 лет

п

11
3,6 . 10 (9,8)
13
1,6 •10 (440)
2,2 . 10 11 (5,9)
2- 10 12 (55)
12
(210)
7,8 10
w
М
ЗД 10 (8,4)
7,4 10* (0,2)
13
3,5 10 (950)
1О
9,6 10 (2,6)
ДЗ
1О
1,6 10 (440)
7,8 10 10 (2,1)

3,7- 10 11 (10)
7,4- 10 12 (200)

2,7 10 11 (7,3)

4 - 10 12 (110)
3,1 • 10 12 (84)
и
1,4- 10 11 (3,9)
7,4-10* (0,2)
1,4 • 10 1 1 (3,9)

и
3,1-10 (8,4)
5 , 9 - 1 0 1 0 (1,6)

1,4-10 1 1 (3,9)
1,5 .10 1 0 (0,4)

3,4 1 0 ( 9 , 2 )
13
1,8 10 (480)
13
3
4,8 10 (1,3-10 )
12
1,6 10 (44)
12
8,5 10 (230)
4,8 10 12 (130)
9
7,4 Ю (0,2)
1,5 1 0 1 4 ( 4 - 1 0 ) '
12
5,5 10 (150)
1,8 10 1 3 (480)
4,8 10 1 2 (130)
4 10 11 (11)
5,2 10 1 3 (1,4- 10 3 )
3,3 10 11 (9,0)
6,7 10 10 (1,8)

П р и м е ч а н и е . Расчет произведен в предположении, что 0,5 % плутония попадает в ВАО.

12

7,2. 1 0 " (195)

11

1,1. 10* (0,03)
- ,
-

-

Рис. 9.1. Снижение интенсивности
у-излучения высокоактивных отходов
в зависимости от времени (суммар­
ная энергия рассчитана на отходы, по­
лученные из топлива АЭС мощностью
400 ГВт)

отвечают вкладу наиболее важных
радионуклидов, а огибающая кри­
70°
702
Ww
W 6 Ю8
Время после переработки от- вая показывает суммарную энер­
гию 7-излучения, испускаемого в
работавшего ядерного
секунду различными нуклида­
топлива, годы
ми [27].
В последние годы начато серьезное изучение экологической опасно­
сти таких радионуклидов, как Т, 1 4 С, 1 2 9 1,в глобальном, региональном
и локальном масштабе. Ясно, что вред от этих радионуклидов, прони­
кающих в жизненно важные органы человека, не может быть оценен
лишь на основе создаваемой ими дозовой нагрузки [202].
Регламентирующей основой при выборе способов обращения с отхо­
дами служат рекомендации Международной комиссии по радиационной
защите (МКРЗ), а также документы специальных органов в каждой
стране, устанавливающие предельно допустимые уровни загрязнений
природных объектов по каждому радионуклиду. В СССР таким доку­
ментом являются Нормы радиационной безопасности (НРБ—76/87).
[203]. На основе этих норм устанавливаются предельно допустимые
выбросы вредных веществ из промышленных источников в атмосферу
и гидросферу, обеспечивающие соблюдение стандартов (допустимых
концентраций) на чистоту воздуха для населения, животного и расти­
тельного мира.
В США применяют нормы ALAP(as low as practicable), т.е. столь низ­
кие нормы сбросов радионуклидов в окружающую среду, какие только
можно технически достичь. Они значительно ниже предельно допусти­
мых и рекомендованных МКРЗ норм, в основе которых лежит прин­
цип ALARA(as low as reasonably achievable), т.е. настолько низких, на­
сколько это целесообразно и приемлемо с учетом социальных и эконо­
мических факторов [204].
История не знает другой отрасли промышленности, кроме атомной,
к которой в самом начале ее развития предъявляли бы столь жесткие
требования по уменьшению ее вредного воздействия на окружающую
170

среду. Радиохимические заводы по переработке облученного топлива
АЭС с точки зрения воздействия на окружающую среду должны удовлет­
ворять следующим требованиям.
1. Газовые выбросы в атмосферу не должны содержать радионукли­
ды в количестве, превышающем предельно допустимое их содержание
в приземном слое атмосферы при самых неблагоприятных метеороло­
гических условиях.
2. Жидкие В АО и С АО должны быть переведены в форму, пригодную
для их окончательного удаления в геологические формации и надежной
изоляции их от биосферы до полного обезвреживания в результате ес­
тественного распада радионуклидов. Хранение жидких радиоактивных
отходов в специальных резервуарах не исключает их утечки, поэтому его
можнд рассматривать лишь как временную меру.
3. Жидкие НАО перед их сбросом в гидросферу следует подвергать
очистке от радионуклидов до уровней, исключающих превышение уста­
новленных предельно допустимых концентраций для каждого радио­
нуклида [204-207].
В соответствии с этими требованиями некоторые методы очистки
газовых и жидких отходов уже разработаны и внедрены в практику.
Однако не все задачи обезвреживания радиоактивных отходов доведены
до технически приемлемых решений. Это — задачи извлечения из газо­
вых выбросов 1 2 9 I , Т, 85 Кги 14 С, сокращения объемов образующихся
в процессе регенерации жидких отходов, разработки промышленных
методов отверждения ВАО и САО с получением механически, химически,
термически и радиационно стойких композиций, а также разработки спо­
собов хранения и захоронения отвержденных продуктов.
Можно рассматривать, по крайней мере, четыре способа изоляции от­
ходов, в той или иной степени обеспечивающих предотвращение загряз­
нения биосферы радионуклидами: хранение отходов на поверхности,
захоронение их в глубинные геологические формации Земли, удаление
в космос за пределы Земли и, наконец, превращение долгоживущих нук­
лидов в короткоживущие сжиганием в ядерных реакторах (метод
трансмутации).
На практике, однако, пока используется только хранение отходов на
поверхности Земли, при котором контролируемое хранение отходов осу­
ществляют в надежно защищенных, многостенных хранилищах, обеспе­
ченных сложными системами охлаждения, вентиляции и контроля. Их
герметичность гарантируется регулярным надежным контролем и систе­
матическими профилактическими мероприятиями. В настоящее время
хранению подлежат жидкие отходы, отходы, упаренные до солевого
кека, кальцинаты и другие формы отвержденных отходов, а также непереработаиное топливо. Такие отходы могут быть извлечены из хранилища
для дальнейшей обработки или захоронения в соответствии с вновь при­
нятыми решениями.
171

Определяли целесообразность утилизации тепла, выделяющегося
при распаде некоторых изотопов, в частности 9 0 Sr и 1 3 7 Cs, содержа­
щихся в отвержденных высокоактивных отходах. В США разработан
проект, по которому предполагают получать пар низкого давления за
счет тепла, выделяющегося при хранении отвержденных высокоактив­
ных отходов, причем в качестве исходного показателя принято, что теп­
ловыделение отходов составляет 300 Вт/дм3. По полученным предва­
рительным оценкам оказалось, что использование тепла, выделяющегося
при хранении контейнеров с отходами, в таком случае экономически
выгодно [206].
Удаление высокоактивных отходов в космическое пространство за
пределы Земли обеспечивает наиболее полную их изоляцию от человека
и окружающей среды, если не учитывать нерешенную проблему надеж­
ности при запуске космических аппаратов и последствия возможного
аварийного повторного входа в атмосферу капсулы с отходами. Кроме
того, высокая стоимость запуска в космос значительно снижает практи­
ческую ценность этого способа. Тем не менее он рассматривается как
возможный для изоляции фракции актиноидов, содержащей радионук­
лиды с периодами полураспада до сотен тысяч лет. Однако осуществле­
ние такого способа требует предварительного выделения актиноидов из
высокоактивных отходов [207,208].
Превращение долгоживущих актиноидов в короткоживущие радио­
нуклиды или даже в стабильные изотопы облучением в реакторе или на
ускорителе можно рассматривать как заманчивую идею, позволяющую
решить проблему их обезвреживания. Для осуществления этой идеи
необходимо разработать способ извлечения фракции актиноидов из вы­
сокоактивных отходов и иметь в наличии высокопоточный реактор или
ускоритель. Однако оценка метода трансмутации показала, что, хотя он
принципиально осуществим, современный уровень техники недостато­
чен для его успешной реализации. В существующих ядерных реакторах
метод трансмутации не удается осуществить полностью, так как наряду
с процессами деления протекает и захват нейтронов с образованием тя­
желых элементов с большими периодами полураспада. По-видимому,
обезвреживание а-излучателей из отходов методом трансмутации мог
бы стать целесообразным при облучении в реакторах с плотностью пото­
ка нейтронов 1016 — 10 17 нейтр./(см2 -с) или в термоядерных реак­
торах. Однако такие реакторы пока не существуют [208].
При современном уровне развития техники из способов окончатель­
ного удаления отходов из биосферы практически осуществим лишь спо­
соб захоронения контейнеров с отвержденными радиоактивными отхо­
дами в шахтные выработки в геологических глубинных устойчивых фор­
мациях. Характеристики различных типов геологических формаций и
горных пород, пригодных для захоронения отходов, изучают во многих
странах. Основные результаты этих работ будут рассмотрены ниже в
разд. 9,7.
172

АЭС

or

Хранение

^в^™™^^*

or

or
—

I

В АО

j

^

Подготовка
^^
к захоронении)^ ^ ™ • , — ^ ^ ^ ^ Захоронение

ГО

Переработка
ОГ

Хранение

_

•шшв^^м^^

Выделение
HL
Фракции
туз

НАО

Очистка

-^ В

Очистка

- • В гидросферу

атмосферу

Т
Отверждение

i

Хранение
отберт денного
продукта

i

Захоронение
В геологические
формации

i
i

Переработка

Очищенные Воды
б гидросферу

Концентраты
А

i —
— i
I Отбертденм Ц—^

L
г
|
I

- т—'
- - 1 — ,
Удаление
6 космос

|
I

I
I
I

Хранение

,
I
Грансмутация j

Захоронение

J

Рис. 9.2. Обращение с радиоактивными отходами: ОТ - отработавшее топливо;
ГО - газообразные отходы; САО - среднеактивные отходы; НАО - низкоактив­
ные отходы; ВАО - высокоактивные отходы; ТУЭ - трансурановые элементы;
пунктир - теоретически рассматриваемые варианты

Возможная схема обращения с радиоактивными отходами в общем
виде изображена на рис. 9.2. В схему включен также вариант, в кото­
ром отработавшее топливо не регенерируется, а рассматривается как
высокоактивные отходы. В этом случае объем отходов, подлежащий
захоронению, возрастает и исключается как возможность использования
продуктов деления и трансплутониевых элементов, так и возможность
рецикла урана и плутония.
Методы захоронения непереработанного топлива начали активно раз­
рабатывать в Канаде, США, ФРГ и Швеции лишь в последнее десятилетие.
В этих странах предусмотрено хранение ОЯТ в сухих контейнерах или
под водой в течение продолжительного периода времени (до 50 лет).
Затем сборки топлива предполагается упаковывать в защитные чехлы
или контейнеры и захоранивать в специальных хранилищах, расположен­
ных в геологических формациях на глубине 500-1000 м. В 1985 г. было
сдано в эксплуатацию первое в мире хранилище для топлива в Швеции.
Хранилище сооружено на полуострове Симпеварп в скальных породах
на глубине около 50 м. Здесь топливо будет храниться 40 лет. В течение
173

этого времени будет построено хранилище для окончательного удале­
ния топлива, сдача в эксплуатацию которого предусмотрена в 2020 г.
В США предполагают закончить строительство первого хранилища для
окончательного удаления топлива в 1998 г., Канаде — после 2010 г.
[209].
Отвержденные высокоактивные отходы, так же как и непереработанное топливо, предполагается хранить в течение 40—60 лет в наземных
сооружениях, а затем захоранивать в условиях, близких к условиям за­
хоронения непереработанного топлива.
Таким образом, до начала промышленного захоронения ВАО есть еще
несколько десятилетий. За это время должны быть уточнены условия
безопасного и надежного захоронения отходов.
9.3. ЖИДКИЕ ВЫСОКОАКТИВНЫЕ ОТХОДЫ

Источником образования жидких ВАО являются рафинаты I цикла
экстракции, которые представляют собой азотнокислые растворы, со­
держащие радионуклиды, продукты коррозии и химические реагенты.
Солевой состав зависит от матрицы твэлов, возвратов различных раство­
ров на I цикл, а также наличия в схеме упарки операций разрушения
азотной кислоты. Объем жидких ВАО составляет 5-10 м3/т ядерного
топлива. Эти отходы подвергают упариванию. При этом объем их сокра­
щается в 10 и более раз (табл. 9.7). Степень концентрирования опреде­
ляется характером отходов, возможностью образования нежелательных
осадков в концентрате, а также условиями хранения концентрата, в част­
ности наличием систем охлаждения в емкостях для хранения концент­
рата [197,210].
Средняя удельная активность концентрата ВАО составляет 3,7 • 10 13 —
1,1 10 14 Бк/дм 3 . При этом тепловыделение на 3,7 -10 13 Бк для оскоТаблица 9,7. Состав ВАО,образующихся при переработке топлива
легководных реакторов
Характеристика отходов
Объем, дм 3 /т
Свободная кислотность по HN0 3 ,
моль/дм
Возраст отходов при остекловывании, лет
Продукты деления, кг/(МВт-сут)
Актиноиды, кг/т
Продукты коррозии, кг/т
Активность, Б к/т
Тепло выделение, Вт/дм3
174

Jt

2

'

WA-350

Япония

3 0 0 - -5410
2

800
5

300 - 1000
2-7

4-6

7

5-6

26
1,48
8,3
1,9.: L016
18,5

35
3,6

30
7,5

2

'

6

1*

1,7- 10 1 6

7 2

'

1,85 . 10 ! б
~9,3

лочных нуклидов составляет примерно 12 кДж/ч, для а-излучателей —
около 100 кДж/ч. В результате радиолиза в концентрате ВАО образует­
ся 0,01 г/(3,7 • 10 13 Бк -ч) водорода [211]. Помимо продуктов деления
в ВАО содержится значительное количество актиноидов и продуктов
коррозии.
До последнего времени в качестве основного метода обращения с
жидкими ВАО было принято хранение жидкого концентрата в специаль­
ных емкостях различной вместимости (70—1500 м 3 ), снабженных теп­
лообменниками для охлаждения раствора, системами вентиляции для
удаления водорода, системами контроля и автоматического управления
для поддержания заданных режимов. Срок эксплуатации емкостей до
их замены принимают равным 20—30 годам [201, 211—215].
Емкости представляют собой баки из нержавеющей стали, установлен­
ные в бетонные отсеки, облицованные также нержавеющей сталью для
повышения надежности хранения. Например, хранилищем жидких кон­
центратов ВАО на заводе на м. Аг является железобетонная камера,
полностью расположенная под землей, в которой размещены баки из
нержавеющей стали полезным объемом 120 м 3 каждый [23].
Для отвода тепла используют принудительную циркуляцию через на­
ходящиеся в баке теплообменники охлаждающей воды, с помощью
которой температуру ВАО поддерживают на уровне 60 °С. Охлаждение
обеспечивается двумя независимыми замкнутыми контурами, присоеди­
ненными к внешнему теплообменнику. При выходе, из строя одной ох­
лаждающей петли температура может достигнуть 85 °С. Для предотвра­
щения аварии при вскипании раствора каждый бак соединен с конден­
сатором, охлаждаемым воздухом за счет естественной тяги. Пары кон­
денсируются, конденсат возвращается в бак-хранилище. Осадок, присут­
ствующий в концентрированных растворах, поддерживают во взвешен­
ном состоянии непрерывным перемешиванием воздухом. Продувка
воздухом обеспечивает разбавление водорода, образующегося в резуль­
тате радиолиза. Допустимая концентрация водорода составляет 0,2%
[213].
Практика хранения высокоактивных отходов в щелочной форме в
баках из углеродистой стали (США) имеет ряд недостатков, ограничи­
вающих возможность последующей переработки ВАО. В частности, при
нейтрализации увеличивается объем отходов, образуются осадки и шламы, затрудняющие опорожнение баков. Кроме того, наблюдались случаи
растрескивания баков из углеродистой стали и утечки отходов [214,
216].
Жидкие ВАО по истечении периода временного хранения переводят в
твердую форму. Процесс отверждения в самом общем виде может вклю­
чать последовательно такие стадии, как концентрирование раствора упа­
риванием, денитрацию, сушку, прокаливание, плавление, отверждение
расплава, отжиг. Возможны и другие методы отверждения, например
заключение стеклопродуктов в металлические матрицы, покрытие час175

/7ар
Ufa \ т

Концентрат

Растбор

Конденсат

Рис. 9.3. Схема горизонтального пленочного выпарного аппарата:
1 - ротор; 2 - нож для снятая пленки; 3 - уплотнение вала; 4 - ременный
привод

тиц кальцината пироуглеродом или металлом и др. В разработанных в
разных странах способах отверждения используют или все упомянутые
стадии, или лишь часть этапов отверждения (табл. 9.8). При этом обра­
зуются твердые продукты, в большей или меньшей степени удовлетво­
ряющие требованиям химической, термической, механической и радиа­
ционной стойкости [35,212,213,216,217].
Упаривание жидких ВАО широко применяют в США в двух крупней­
ших хранилищах отходов: в Ханфорде и Саванна-Ривере, где наряду с
традиционными аппаратами-испарителями используют пленочные выпар­
ные аппараты, предназначенные для превращения высокозасоленных
жидких отходов в пасты, полностью отвердевающие при охлаждении,
или в "текучие" порошки (рис. 9.3).
Метод прокаливания, позволяющий сократить объем отходов пример­
но в 10 раз, заключается в том, что отходы высушивают и прокаливают
в специальных аппаратах при нагревании до 500-900 С, превращая их
в твердый продукт - кальцинат, представляющий собой смесь оксидов
всех металлов, содержащихся в исходном растворе ВАО. Кальцинат из-за
низкой теплопроводности и высокой скорости выщелачивания не может
быть использован для окончательного захоронения, но удобен как ис­
ходное сырье для дальнейшего превращения отходов в более прочные
материалы [212-214,218,219].
Прокаливание (кальцинацию) отходов можно осуществлять в пе­
чах распылительного типа, с кипящим псевдоожиженным слоем, во вра­
щающихся трубчатых печах или тиглях, предназначенных одновременно
и для плавки стекла (рис. 9.4 и 9.5) [29, 212, 213, 220, 221]. Начиная
с 1963 г. этот процесс успешно применяли на заводе в Айдахо (США)
для перевода в кальцинат в аппаратах с кипящим псевдоожиженным
176

Таблица 9.8. Методы отверждения жидких высокоактивных отходов
Отвержденный продукт

Метод отверждения

Краткая характеристика
продукта

Масштаб реализации
метода

Солевой кек

Упаривание

Форма временного хране­
ния, пригодная для прев­
ращения в стекло, кера­
мику и другие продукты

Про мышл енный

США (Ханфорд, Саванна-Ривер)

Кальцинат

Прокаливание

Тоже

Промышленный

США (Айдахо)

Минералоподо бный
продукт типа канкренита или нефелина

Водно-силикатный про­
цесс

Форма долговременного
хранения

Укрупненный, лабо- США (Ханфорд, Сараторный
ванна-Ривер), Канада

Минералоподо бный продукт синрок

Кристаллизация из расплава или горячее прес­
сование

Форма захоронения

То же

Плавление

Форма захоронения отхо­
дов

Стекло:
боро силикатное

фосфатное

базальтовое
со до известковое

То же

Промышленный, по­
лупромышленный
Укрупненный лабо­
раторный
Форма, пригодная для за­ Укрупненный, лабо­
хоронения отходов или для раторный, полупро­
мышленный
изготовления сложных
композиций
Форма захоронения отхо­ Лабораторный
дов
Тоже
То же

Страна

Австралия, США

Франция (Маркуль),
США, Великобрита­
ния, Япония, Индия,
Италия, СССР, ФРГ
ФРГ, Бельгия, СССР,
США

США, Франция
США

Таблица 9.8 (продолжение)
Отвержденный продукт

Керамика:
на основе боросиликатного стекла
минералопо до бная

Метод отверждения

Краткая характеристика
продукта

Масштаб реализации
метода

страна
^

Специальный отжиг

»»

»•

Термитный процесс

»»

»»

США, ФРГ

Керамика

Прокаливание на порис­
тых керамиках, плавле­
ние

Форма хранения, захоро­
нения

Лабораторный

СССР

Суперкальцинат

Горячее прессование и
отжиг

Форма захоронения отхо­
дов

Тоже

США

Композиция витромет

Включение стекла в ме­
таллическую матрицу

Тоже

Кермет

Включение частиц кальцината в металлическую
матрицу
Покрытие частиц кальцината стеклом, углеродом
и др.

ФРГ

ФРГ, Бельгия, США,
СССР
США, Австрия

США, Австрия

Рис. 9.4. Схема кальцинатора с псевдоожиженным слоем:
1 - мелкие частицы кальцината;
2 — камера циклона; 3 — выход га­
за; 4 - камера обратной продув­
ки;
5
металл окерамические
фильтры; б - выход газа и тонкой
пыли в циклон; 7, 8 - инертный ма­
териал и его питатель для образова­
ния псевдоожиженного слоя; 9 клапан, контролирующий перелив
псевдоожиженного слоя; 10 — подача исходного раствора отходов; 11 - псевдоожиженный слой; 12 - подача топлива (керосина) в слой; 13 - распределяющая
пластина; 14 - псевдоожиженный газ и область повышенного давления; 15 - вы­
грузка кальцината
Рис. 9.5. Схема распылительного кальцинатора и аппарата для плавки в контейне­
ре:
1 - печь аппарата для плавки в контейнере; 2 - вибратор; 3 - подача воздуха
для распыления; 4 - жидкие отходы; 5 - сопло для исходного раствора; б печь; 7 - распылительный кальцинатор; 8 -выход пара; 9 -фильтр; 10 - подача
фритты; 11 - устройство для подъема контейнеров; 12 - контейнер

179

слоем растворов высокоактивных отходов от переработки топлива в
алюминиевой оболочке, фторсодержащих растворов от переработки
топлива в циркониевой оболочке и др.
В 1951 г. было впервые предложено включать оксиды продуктов
деления в стеклообразную матрицу, так как стекло, будучи нестехиометрическим соединением, при нагревании способно растворять, а при
последующем охлаждении прочно удерживать сложную смесь оксидов
продуктов деления. Получаемый продукт обладает высокой хими­
ческой и радиационной стойкостью, является изотропным, непористым.
Главный недостаток стекла — его термодинамическая неустойчивость,
которая проявляется в кристаллизации стекла (расстекловывание)
под действием высокой температуры, обусловленной радиоактивным
распадом. Расстекловывание ухудшает первоначальные свойства про­
дукта, в частности приводит к возрастанию скорости его выщелачивания.
Тем не менее в настоящее время остекловывание рассматривается как
наиболее целесообразный метод отверждения жидких высокоактивных
отходов.
После многочисленных исследований состава стекол, проведенных
в Великобритании, СССР, США, Франции, ФРГ и других странах, наибо­
лее пригодными были признаны боросиликатные, фосфатные и борофосфатные стекла [29,214,221] (табл. 9.9).
В табл. 9.10 приведены составы стекол с указанием возможных
пределов содержания каждого компонента. Здесь же в качестве приме­
ра показаны составы боро силикатных стекол, полученных на установках
AVM (Франция), VERA (ФРГ) и Fingal (Великобритания). Реальные
составы стекол существенно зависят от исходного состава отходов и осо­
бенностей применяемой технологии отстекловывания: способа денитра­
ции отходов, применяемого устройства для их кальцинирования, спосо­
ба нагрева, режима процессов отверждения и т.п.
В последние годы активно ведутся исследования технологии остекловывания, в частности отрабатываются режимы варки стекла, испыты­
вают ся аппаратура и различные конструкционные материалы, решаются
вопросы газоочистки и автоматического управления процессом остекловывания. Было испытано несколько установок по остекловыванию.
Во Франции в Маркуле с 1969 до 1974 г. работала полунепрерывная
установка Piver, на которой было получено 12 т боросиликатного стек­
ла с максимальной активностью 1,1-1014 Бк/дм 3 . На этой установке
жидкие отходы от переработки топлива газографитовых реакторов
вместе со стеклообразующими добавками поступали в тигель из инконеля-601, где происходили их высушивание и кальцинация. Диаметр тиг­
ля составлял 250—300 мм, высота 2300 мм. После заполнения тигля
на 80% объема температуру повышали до 1150 °С, материал плавился.
Образующийся расплав стекла периодически сливали через дренажное
отверстие. Было проведено более 120 активных плавок [29, 212].
180

Таблица 9.9» Характеристика установок для остекловывания высокоактивных отходов
Страна, местона­
хождение

Установка

Дата
пуска
(про­
ект)

Бельгия, Моль

PAMELA

1985

Бельгия, Моль
Великобритания,
Селлафилд

AVB
WVP

1987
1989

Harvest I

1977

Индия, Тарапур

WIP

1983

Италия, Тризайя
США, Вест-Вэлли

IVET-2
WVDP

(1988)
(1988)

Саванна-Ривер

DWPF

1989

Ханфорд

HWVP

1990

СССР

Установка 1974
для остек­
ловывания
1974
Тоже
1974

СССР

Тип процесса

Природа
стекла

Масштаб реализации,
кг/ч стекла

Режим работы

Плавление в керамическом Боросилиплавителе, включение в
катное
металлическую матрицу
Двухстадийный типа AVM Тоже
Двухстадийный типа AVM »»

30-40

Полунепрерыв­
ный

15
25 или 60 т/год

Непрерывный
То же

Одностадийный, плавле­
ние в тигле
Одностадийный, плавле­
ние в тигле
То же
Одностадийный, плавление
в керамическом плавителе
Одностадийный, плавление
в керамическом плавителе
Тоже
Одностадийный, плавление
в керамическом плавителе

Лабораторный

Периодический

4

Тоже'

100 дм 3 в неделю
2200м 3 ВАОк1990г.

Пол ун епрерывный

1500 кг/сут

То же

»»

Боросиликатное
То же
>»

»>
900 т/год
Опытно-промышленный Периодический
100 дм 3 /ч

Фосфатное 100 дм 3 /ч
То же
Демонстрационный
Двухстадийный, плавление Тоже
в керамическом плавителе

Тоже
»»

Таблица 9.9 (продолжение)
Страна, местона­
хождение

Установка

Франция, Маркуль PIVER

Дата
пуска
(про­
ект)

Тип процесса

Франция,
м. Аг
м. Аг
ФРГ, Юлих

AVH-R7

1969
Плавление в тигле
(в 1974
останов­
лена)
1978
AVM 1 нитка, двухстадийный
1987
AVM 3 нитки

AVM-T7
FIPS-1
FIPS-2

1989
1984
1982

ФРГ, Карлсруэ

VERA
VA-II
VERA-II
WAW

1970
1983

Франция, Маркуль AVM

ФРГ, Ваккерсдорф

1992

AVM 3 нитки
Упаривание, денитрация,
сушка, плавление стекла
в тигле
Плавление в керамическом
плавителе, одностадийный

Природа
стекла

Масштаб реализации,
кг/ч стекла

Режим работы

Боро сили­
катное

Полупромышленный

Полунепрерыв­
ный

Боросиликатное
Боросиликатное
Тоже

1 2 - 2 0 кг/ч

Непрерывный

Плавление в керамическом Боросилиплавителе
катное

220 т/год с одной нитки Непрерывный

1 кг/ч
1,5 кг/ч

То же
Периодический,
многостадийный

35 кг/ч неактивных ма- Полунепрерывтер налов
ный
Полупромышленный
Непрерывный
Промышленный

Таблица 9.10. Состав стекол, % по массе [29]
Компонент

Боросиликатные стекла
AVM

VERA

Fingal

Фосфат- ные стек­
ла

Боросиликофосфатные стекла

Si0 2
В203

42-49
13-17

42
8

40
9,5

—

Р2О5

—

—

—

—

2
16
4
8

—

50-60
0-15
5-10
—
—

—
—

5-15
8-11

—

15-40
10-20
15-30
0-5

А1 2 0 2 - F e 2 0 3
Na 2 0 - Li 2 0
CaO - MgO
Ti0 2
ZnO

—
—
—

—

7,5
2
3
5

M0O3

—

—

—

—

—

Продукты деления

16-25

20

20

25-35

20

—

5-15

В 1978 г. в Маркуле введена в эксплуатацию первая в мире промыш­
ленная непрерывно действующая установка AVM(L'Atelier de Vitrifi­
cation de Marcoule) (рис. 9.6) [221].
Установка состоит из печи для сушки и прокаливания отходов, пред­
ставляющей собой вращающуюся трубу диаметром 270 и длиной
3600 мм, установленную под небольшим уклоном и обогреваемую четырехзонной электропечью, керамического тигля для плавки стекла с
индукционным нагревом и системы газоочистки. Кроме того, установка
располагает двумя баками вместимостью по 15 м3 для приема жидких
отходов, емкостью для корректировки состава отходов и механизмом
для регулирования расхода. Отходы из дозатора со скоростью около
30 дм3/ч непрерывно поступают в кальцинатор, на входе в который
устанавливают температуру 600 °С, а на выходе 900 °С. Для получения
плотного гранулообразного материала существенное значение имеют
внутренняя конструкция трубчатой печи и состав добавок к отходам,
предотвращающих их налипание на стенки.
Кальцинат смешивают со стеклофриттой и непрерывно подают в пла­
вильную печь (диаметр 550 мм, высота 1000 мм), обогреваемую пятью
индукционными нагревателями, повышающими температуру плава
стекла до 1150 °С. Расплавленное стекло накапливается в печи в течение
8 ч. Затем стеклянную пробку в донной части печи расплавляют с по­
мощью двух дополнительных индукционных нагревательных устройств
и стекло выливают в стальные контейнеры диаметром 50 см и высотой
1 м. Для заполнения одного контейнера требуется три выгрузки стекла,
в результате чего образуется стеклоблок объемом 150 дм3 и массой
350 кг.
183

Рис. 9.6. Основные стадии процесса остекловывания на установке AVM в Маркуле (Франция):
1 - завод химической переработки облученного топлива, концентрирование
или временное хранение растворов, содержащих продукты деления; 2 - сборник
растворов, содержащих продукты деления; 3 - регулировка расхода; 4 - добав­
ки для кальцинации; 5 - улавливание пыли; б - стеклофритта; 7 - фильтр;
8 - конденсатор; 9 - газоочистка; 10 - кальцинатор; 11 - бак возврата на по­
вторный цикл; 12 - печь варки стекла; 13 - жидкие отходы; 14 - тигли с остек­
лованными отходами; 15 - дезактивация наружной поверхности; 16 - хранилище
остеклованных отходов

После заполнения контейнеров их герметично закрывают крышками,
поверхность контейнеров обмывают водой под давлением и, проконтро­
лировав степень очистки поверхности, направляют в хранилище. Здесь
контейнеры размещают в вертикальных колодцах высотой 10 м и диа­
метром 60 см. Охлаждение контейнеров осуществляют с помощью при­
нудительной воздушной вентиляции. Температура воздуха на входе в
колодец 25 °С, в нижней части колодца 40 °С, на выходе 100 °С. Темпе­
ратура на верхней поверхности бетонной плиты — крыши хранилища —
не должна превышать 45 °С. Удельная тепловая мощность остеклован­
ных на AVM отходов составляет 50 Вт/дм3 [212].
Следующим этапом французской программы было строительство
на м. Аг установки AVH (L'Atelier de Vitrification de L'Hague), пред­
назначенной для остекловывания ВАО от переработки оксидного топ­
лива легководных реакторов. Предусмотрено последовательное строи­
тельство шести линий остекловывания (по три в установках R-7 и Т-7)
с производительностью одной линии 220 т остеклованных отходов в
год.
184

В целом схемы процессов остекловывания на установках AVM и
AVH близки. Основное различие заключается в использовании на уста­
новке AVH керамического (а не металлического, как на установке
AVM) тигля для плавки стекла и в способе нагрева стекломассы.
В Великобритании отрабатывали периодический способ остекловы­
вания отходов, осуществляемый в тигле, который затем служит контей­
нером для хранения стекла (табл. 9.10). В этом процессе в разных зо­
нах одного и того же тигля одновременно осуществляют упаривание
жидких ВАО, прокаливание образующегося концентрата в плавку стек­
ла. Температура в зоне плавки достигает 1050 °С. После заполнения
контейнера стеклом его отключают от системы газоочистки и после при­
варки крышки направляют в систему контроля загрязнения поверхно­
сти и затем в хранилище [29, 212].
Демонстрационные плавки стекла были осуществлены в Харуэлле
на установке Fingal, оборудованной тиглем с диаметром 25 см, и на
установке Harvest, имеющей тигель большего диаметра — 45 см. Испы­
тания одностадийного процесса плавления боросиликатного стекла про­
водили на неактивных модельных материалах. Небольшая установка
для отработки режимов плавления стекла на активном материале была
построена в Селлафилде. Однако в 1980—1981 гг. после анализа извест­
ных методов отверждения фирма BNFL выбрала для остекловывания
отходов Селлафилда французский непрерывный процесс AVM. По конт­
ракту, подписанному фирмами BNFL и COGEMA, в Селлафилде в
1987 г. заканчивается строительство установки WVP (Windscale Vitrifi­
cation Plant) с двумя производственными нитками. Производительность
по концентрату ВАО установки WVP 143 м3/год, по стеклопродукту
25 кг/ч, максимальная температура в кальцинаторе 800 °С, в печи для
варки стекла 1100 °С. Сдача в эксплуатацию ожидается в 1989 г. [196].
В ФРГ изучали периодические и непрерывные процессы включения
отходов в матрицы из боросиликатного стекла, и на этой основе разрабо­
тан ряд способов и установок [29, 212, 213]. В Юлихе с 1969 г. иссле­
дуют периодический процесс получения в лабораторном масштабе боро­
силикатного стеклопродукта. Способ и установка известны под назва­
нием FIPS (Fission Product Solidification) и предназначены для отвержде­
ния ВАО, получаемых при переработке топлива высокотемпературного
реактора. Эти отходы отличаются высоким содержанием алюминия,
фторид-, сульфат- и фосфат-ионов; кроме того, они могут содержать
торий. На установке FIPS, работающей с производительностью 1 кг
стекла/ч, с 1974 г. получают стеклоблоки с удельной активностью
(1,85—2,22) • 10 14 Бк/кг и удельным тепловыделением 40 Вт/дм3.
Установка включает выпарной аппарат для концентрирования отходов,
денитратор, емкость для смешения отходов со стеклообразующими
добавками, вальцовую сушилку, с помощью которой при 120 °С сус­
пензию превращают в сухой порошок, печь для плавки стекла и сис­
тему газоочистки [213].
185

В Карлсруэ с 1970 г. разрабатывается способ производства стеклопродуктов на основе боросиликатного стекла, получивший название
VERA(Mehrzweck — Versuchsanlage fur die Verfestigung von hochradioactiven Abfallosungen). Установка предназначена для отверждения отходов
завода WAK, и строительство ее предполагалось в два этапа. Первый
этап — ввод в действие опытно-промышленной установки с полунепре­
рывным режимом работы. Второй этап — осуществление проекта
VERA-II, согласно которому намечен переход к промышленной непре­
рывно действующей установке. Непрерывный процесс VERA включает
стадию денитрации раствора муравьиной кислотой, прокаливание отхо­
дов в кальцинаторе распылительного типа, плавление кальцината со
стеклообразующими добавками в печи, слив расплава стекла в подо­
гретый тигель и систему газоочистки. Температура плавления стекла в
печи достигает 1200 °С [29, 212, 213, 220,221].
Для остекловывания ВАО завода WAK-350 в Ваккерсдорфе к 1992 г.
предполагается построить установку для одностадийного процесса вар­
ки стекла в керамическом плавителе.
Способ варки стекла в кермическом плавителе разрабатывается в
ФРГ, США и Японии с середины 70-х гг. Первая керамическая печь с
производительностью 20—40 кг/ч по стеклу была построена в Карлсруэ,
а вторая печь усовершенствованной конструкции с двумя сливными ка­
налами для стекла была построена там же в 1979 г. с производитель­
ностью до 100 кг/ч [212]. При варке в керамическом плавителе жидкие
отходы впрыскивают вместе со стеклообразующими добавками в печь,
где происходит упаривание раствора, плавление стекла и его слив. Наибо­
лее трудными для технологического воплощения являются способы на­
грева ванны для варки стекла и слива стеклорасплава. Нагрев осущест­
вляют введением в ванну керамической печи электродов для первона­
чального разогрева стекломассы и поддержанием температуры расплава
около 1200 °С. Существенное значение имеет материал электродов, их
поверхность, размещение в печи и плотность тока. В качестве материа­
лов для электродов испытывался молибден, оксид олова, сплав мо­
либдена с диоксидом циркония, инконель-690. Процесс слива расплава
стекла в контейнер из печи требует пристального внимания из-за перио­
дичности осуществления, необходимости строгого контроля скорости
слива, наличия специальной системы дополнительного нагрева или ох­
лаждения сливного канала [212].
На фирме "Гельзенберг" был разработан способ производства фос­
фатного стекла, названного РНОТНО, и совместно с фирмой "Еврокемик" изучен способ включения гранул фосфатного стекла в металли­
ческую матрицу, получивший название PAMELA [212, 213, 223]. Спо­
собы РНОТНО и PAMELA различаются лишь заключительным этапом.
Первые стадии одинаковы и включают концентрирование жидких отхо­
дов в присутствии фосфорной кислоты и формальдегида и остекловывание образовавшейся суспензии при 1000 °С. На последнем этапе спосо186

ба PAMELA вместо стеклоблоков из фосфатного стекла получают бу­
синки (диаметром 5 мм), которые образуются при стекании капель
стекла из канала печи на вращающийся диск из нержавеющей стали.
Далее бусинки стекла заключают в металлическую (свинец, его спла­
вы) матрицу и получают стойкий материал, названный витромет.
Новый материал имеет ряд положительных качеств: хорошую теп­
лопроводность, отсутствие сильного разогрева, возможность размеще­
ния в контейнере с большим диаметром, высокую химическую и ме­
ханическую прочность.
Процесс PAMELA был реализован в полупромышленном масштабе
в г. Моле (Бельгия), где совместно с ФРГ была построена установка
для отверждения ВАО завода фирмы "Еврокемик", закрытого с 1974 г.
Однако на этой установке получают не фосфатное, а боросиликатное
стекло. Пробные испытания на установке начались в конце 1985 г. Од­
новременно в Карлсруэ построена модель установки PAMELA в нату­
ральную величину для отработки режимов эксплуатации оборудования,
дистанционного обслуживания и управления процессом. Результаты ра­
боты этих двух установок позволят сравнить процесс PAMELA с фран­
цузским процессом AVM и выбрать один из них для завода WAK в Ваккерсдорфе [224].
В СССР с 1974 г. разрабатывают два направления остекловывания
жидких отходов [23] : двух- и одностадийные процессы. При реализа­
ции двухстадииного процесса обезвоживание и кальцинацию проводят
при температуре 600 — 650 °С в аппарате с кипящим слоем мелкозер­
нистого материала, а плавление стекла — в керамическом тигле при тем­
пературе до 1200 °С [213] (рис. 9.7). При одностадийном процессе опе­
рации сушки, кальцинации и плавки проводят в одном аппарате
(рис. 9.8). На опытных установках проведена варка стекла в металли­
ческих тиглях с индукционным нагревом и в электропечах. Ведется изу­
чение процесса остекловывания с варкой фосфатного и боросиликатного стекла. Одностадийный процесс осуществлен в укрупненно-лабораторном и демонстрационном масштабе при производительности установ­
ки 100 дм3/ч по исходному раствору.
В США изучение процесса остекловывания проводят путем плавки в
металлической плавильной установке непрерывного действия, в керами­
ческой плавильной печи или в тигле, который предполагается затем ис­
пользовать в качестве контейнера для хранения отходов [29, 212].
Эти плавильные аппараты могут работать совместно с кальцинаторами
распылительного типа и с кипящим слоем. На основании полученных
экспериментальных результатов признано перспективным использова­
ние керамических плавильных печей, близких к плавильным установ­
кам, применяемым в стекольной промышленности (рис. 9.9). Для этих
установок выявляют оптимальные условия непрерывной подачи отходов
непосредственно в жидком виде или в виде кальцината, перспективные
конструкционные материалы и материалы для изготовления электродов,
187

Рис. 9-7. Схема установки КС-КТ-100:
1 - трубчатый теплообменник; 2 - калорифер; 3 - сушилка; 4 - фильтр МКФ; 5 - тарельчатый пневмопитатель; б-реси­
вер; 7 - бачок; 8 - барботажно-абсорбционная колонна; 9 - фильтр грубой очистки; 10 - дымовая труба; 11 - фильтр тон­
кой очистки; 12 - вакуум-насос; 13 - тележка с тиглем; 14 - тигель; 15 - подъемник; 16 - монжюс; 17 - насос; 18 - в ы ­
парной аппарат; 19 - емкость упаренного раствора; 20 - насос-дозатор

исходный,
растбор

В атмосферу *
Вода р

Конденсат

Азотная
кислота

Рис. 9.8. Схема установки остекловывания отходов:
1 - электропечь; 2 - барботер-конденсатор; 3 - фильтр грубой ОЧИСТКИ:
4 - фильтр тонкой очистки; 5 - колонна с пиролюзитом; 6 - абсорбци
плииа
лонна

*л \5г*

2
1 J3 70 72 77
РИС. 9-9- Схема керамической плавильной печи:
1 - расплав стекла; 2 - порция порошкообразного материала; 3 - крышка
контейнера плавителя; 4 - вывод газа; 5 - ввод кальцината и стеклофритты;
б - цилиндр, регулирующий положение пробки; 7, 8 - ввод и вьшод охлаждаю­
щей жидкости; 9 - пробка сливного отверстия; 10 - сливная труба; 11 - охлаж­
дающая пластина; 12 - стенка контейнера из тугоплавкого оксида хрома; 13 электроды
189

отрабатывают режимы включения и выключения печи, контроля за ско­
ростью плавки и изучают способы дистанционного управления работой
установки [212].
По результатам исследований принято решение на всех строящихся в
США установках (см. табл. 9.10) использовать одностадийный процесс
плавления стекла в керамическом плавителе. Плавитель установки
DWPF(Defense Waste Processing Facility) имеет производительность
1500 кг стеклопродукта в 1 сут при времени удержания отходов в пла­
вителе в среднем 2 сут. Рабочая температура в плавителе около 1150 °С,
электроды изготовлены из инконеля. На этой установке так же, как и на
заводе WVDP(Waste Vitrification Demonstration Plant), а также на уста­
новке в Вест-Вэлли, отходы будут подаваться в плавитель в виде шлама
или упаренного концентрата. Все отходы (2200 м 3 ), хранящиеся на пло­
щадке остановленного завода в Вест-Вэлли, предполагается перевести в
стекло до 1990 г. [225].
Из процессов, прошедших стадию демонстрационных испытаний на
активных растворах, следует упомянуть канадский способ получения
стеклопродуктов из отходов от переработки топлива тяжеловодного
реактора и природного нефелинового сиенита. Стеклопродукты, полу­
ченные в 1960 г. смешением жидких отходов с минералом и известью с
последующей сушкой образовавшегося геля при 900 °С и плавлением
стекла при 1350 °С, оказались стойкими в химическом, механическом
и радиационном отношении и практически не изменили за 20 лет хране­
ния своих первоначальных свойств [212].
Для изучения процессов остекловывания в Канаде строится установ­
ка WIPE(Waste Immobilization Process Experiment) производительностью
10 кг/ч по стеклопродукту [226].
В Японии в результате изучения нескольких вариантов отверждения
ВАО (остекловывание в керамическом плавителе или в печи с индук­
ционным нагревом, прокаливание в аппаратах с кипящим слоем или во
вращающихся барабанах, использование цеолитов в качестве стеклообразующих добавок, включение ВАО в минералоподобную матрицу
синрок или включение стекла в металлическую матрицу) для отвержде­
ния отходов завода в Токай-Мура отдано предпочтение способу остекло­
вывания в керамическом плавителе. Начало эксплуатации установки
VPP(Vitrification Pilot Plant) ожидается в 1990 - 1992 гг.
В Японии разработан также низкотемпературный процесс включения
ВАО в боросиликатное стекло. В этом процессе раствор силиката натрия
дрбавляется к азотнокислым, нейтрализованным или денитрированным
жидким ВАО, при этом протекает гелеобразование. Затем вводится
В 2 0 3 , смесь подвергается сушке, прокаливанию и отжигу. Изучение
структуры образовавшихся продуктов показало, что стекло образуется
уже при нагревании до 600 °С. Этот способ, названный низкотемператур­
ным синтезом стекла и осуществленный в лабораторном масштабе, поз190

воляет снизить летучесть радиоактивных веществ и уменьшить коррозию
конструкционных материалов аппаратов [227].
Операции обезвоживания, прокаливания и плавления в одном аппа­
рате-тигле с периодическим сливом стекла в контейнер осуществлены на
установке WIP(Waste Immobilization PJant) в Тарапуре (Индия). Завод
был сдан в эксплуатацию в 1983 г., его производительность 120 кг/сут,
или 4 кг/ч. Такие же небольшие установки планируется построить и в
Калпаккаме и в ядерном центре Баба [228].
В Италии разработан и испытан в лабораторном масштабе периоди­
ческий процесс остекловывания отходов в тигле, названный ESTERпроцессом. Небольшая установка для демонстрации этого процесса
производительностью 100 дм3 стеклопродукта в неделю находится в
стадии строительства.
В США и Японии продолжаются поиски составов стекла для упро­
щения процессов варки стеклопродуктов и повышения их стойкости.
Так, в Ок-Риджской национальной лаборатории предложено включать
ВАО в свинцово-железо-фосфатное стекло. Это стекло в 1000 раз более
стойко к выщелачиванию, чем боросиликатное, и имеет температуру
плавления на 150—200 °С ниже, чем боросиликатное [229].
Проведенное советскими, французскими и американскими специали­
стами изучение поведения боросиликатных стекол при их хранении на
протяжении разных промежутков времени показало, что эти стекла хо­
рошо сохраняют свои первоначальные свойства, если температура по
центральной оси блока не превышает 500 — 600 °С, т.е. не превышает
температуры начала процесса кристаллизации.
Увеличить надежность хранения остеклованных ВАО можно несколь­
кими способами. Например, для хранения стекла применяют кольцевые
контейнеры или контейнеры с металлическими перегородками. Это по­
вышает эффективную теплопроводность блока и снижает температуру в
центральной части контейнера. Можно проводить контролируемую кри­
сталлизацию стекла специальной термообработкой для превращения его
в стеклокерамику. Эффективным также является включение неболь­
ших частиц стекла в металлические матрицы, например на основе свинца.
Наряду с остекловыванием, разрабатьюают и другие методы отверж­
дения ВАО с целью получения термодинамически более стойких, чем
стекло, продуктов, способных сохранять в течение длительного времени
механическую прочность и химическую стойкость. К таким отходам от­
носятся стеклокерамика, условия производства которой и свойства изу­
чают в ФРГ, США и Японии, а также различные виды минералоподобной
керамики — суперкалышнаты, синрок и др., свойства и способы получе­
ния которых исследуют в США и Австралии, Великобритании и Японии.
Термитным способом (США, ФРГ) и методом прессования при
высокой температуре и давлении неорганических ионообменных мате­
риалов с адсорбированными из раствора ВАО радионуклидами получают
высокопрочные керамические продукты (США, Швеция).
191

Для повышения безопасности хранения гранул кальцината или шари­
ков стекла предполагают включать их в различные матрицы или покры­
вать оболочками из пиролитического углерода, металла, карбида крем­
ния (США, Австрия).
Многие из предлагаемых материалов, такие, как керметы, минералоподобная керамика, витромет и т.п., являются перспективными форма­
ми отверждения ВАО, однако технология их получения и аппаратурное
оформление процессов развиты значительно слабее, чем для остекловывания. Производство витромета освоено, как уже упоминалось, в полу­
промышленном масштабе на модельных и реальных отходах. В 1985 г.
в Австралии впервые построена установка для испытания операций из­
готовления синрока (синтетической горной породы) производитель­
ностью 10 кг/ч. Установка работает на неактивных модельных растворах.
Технология изготовления синрока включает следующие основные опера­
ции: смешение ВАО сводной суспензией, содержащей порошкообразные
ТЮ2, Zr0 2 , А1 2 0 3 , СаО и ВаО, обезвоживание, сушка, денитрация и
прокаливание смеси во вращающемся кальцинаторе при температуре
около 750 °С, добавление к минерализованному продукту порошка ме­
таллического титана до 2% по массе и горячее и/или холодное прессова­
ние продукта в специальных пресс-формах с последующим отжигом
при ~ 1200 °С. По контракту с КАЭ Австралии японские специалисты
Таблица 9.11. Сравнение свойств отвержденных продуктов
Свойство
Теплопроводность,
Дж/(см-с-град)
Скорость выщелачивания,
г/ (см2 • сут)
Верхний предел
термической ста­
бильности, °С
Верхний предел
радиационной
стабильности к
а-, 0-, 7-излучению, Гр
Увеличение объема продукта по
отношению к
объему кальци­
ната, %
192

Кальцинат

Стекло

2,9 • 10~3 8,4 -Ю""3
1,68-10"2

Керамика

Кермет

Кальцинат в
графитовой
матрице

2,9.10~3-0,21

2,1-0,21

2,Ы0~ 2
4,2- 10"2

50-95%
по Cs

10" 5 -10~ 7 10~ 5 -10~ 8

10" 5 -10' 7 10" 4 -10" 7

~700

500-900

600-1500

300-1200

600-1500

>1010

>1010

> 10 12

>1012

>1010

-

20-50

20-80

20-100

30-150

принимают участие в отработке режимов эксплуатации оборудования
и технологических процессов изготовления синрока, а в изучении харак­
теристик продукта, в частности радиационной стойкости и химической
стабильности, будут участвовать английские специалисты из Харуэлла
[230]. В Австралии строится также лабораторная установка для вклю­
чения в синрок реальных отходов [230].
Охарактеризовать количественно важнейшие свойства отвержденных
продуктов можно на основании данных о скорости выщелачивания, теп­
лопроводности, о температуре начала размягчения, кристаллизации и
плавления. В табл. 9.11 приведены основные характеристики отвержден­
ных продуктов [231]. Из таблицы видно, что свойства изменяются в
широком диапазоне значений. Это объясняется различием в составах и
способах получения отвервденных продуктов, а также отсутствием еди­
ной методики измерений указанных свойств. Первые шаги на пути стан­
дартизации методик определения скорости выщелачивания отвержден­
ных продуктов предприняты МАГАТЭ и странами—членами СЭВ [212].
9.3.1. Проблема трансурановых элементов
Время снижения активности ВАО до уровня естественного фона оп­
ределяется периодами прлураспада наиболее долгоживущих радионук­
лидов — актиноидов — и составляет десятки тысяч лет. С этим связана
особая ответственность нашего поколения перед будущими в решении
вопроса обращения с отходами, содержащими долгоживущие а-излу­
чатели.
Наиболее надежным способом изоляции высокоактивных отходов
от биосферы в настоящее время признано захоронение их в глубокие
устойчивые геологические формации. Однако этот способ вызывает опа­
сения в связи с неопределенностью поведения через тысячи лет как са­
мих отходов, так и вмещающих пород. Прогноз сохранения постоянства
геологических, геохимических и гидрогеологических характеристик вме­
щающих пород с высокой степенью вероятности возможен по разным
оценкам лишь на 400—1000 лет [196, 226]. Не более чем на такой срок
возможна оценка поведения и самих радиоактивных отходов. Кроме
того, не все страны, развивающие ядерную энергетику, имеют на своих
территориях подходящие геологические формации. Поэтому уже теперь
ведутся работы по изысканию других путей решения вопроса. Один из
возможных путей — химическая переработка ВАО перед отверждением
для извлечения из них фракций актиноидов и других долгоживущих
нуклидов. Разработки таких процессов активно ведутся в СССР, США,
Франции, ФРГ и других странах.
Некоторые радионуклиды, содержащиеся в ВАО, могут быть в форме
источников излучения использованы в различных областях техники.
Например, 137 Cs - в облучательныхустановках, 9 0 Sr - в источниках
193
13-6819

тока,
Am — в детекторах дыма и в качестве запальников для реакто­
ров подводных лодок. Платиновые металлы могут быть использованы
в качестве катализаторов. Поэтому в СССР, США и других странах раз­
рабатываются технологии комплексной переработки ВАО с целью вы­
деления из них долгоживущих радионуклидов [232] и изучаются воз­
можности их использования [234].
Для извлечения трансурановых элементов наиболее типичной явля­
ется трехстадийнаясхема переработки ВАО: доизвлечение из ВАО остат­
ков U, Ри и Np, выделение фракции, содержащей сумму редкозе­
мельных и трансплутониевых элементов, и групповое разделение РЗЭ
и ТПЭ. Процессы извлечения и разделения основываются на селективной
экстракции, сорбции и комплексообразовании, причем в разных схемах
используют разные комбинации этих методов и разные реагенты.
Эффективность процесса переработки определяется, прежде всего,
полнотой извлечения актиноидов. Полнота извлечения принятым мето­
дом зависит от состояния актиноидов в растворе, а также от степени
удерживания их в остатках, образовавшихся при хранении ВАО или при
операциях снижения кислотности ВАО, характерной для многих схем
переработки. Проведенные в этой связи в Италии и Японии исследова­
ния показали, что комбинированное действие вводимой для денитрации
отходов муравьиной кислоты и благородных металлов, всегда присут­
ствующих в ВАО, во многих случаях обеспечивает практически коли­
чественный перевод в раствор адсорбированных осадком актиноидов,
а часто и деполимеризацию плутония. В то же время частичная денитра­
ция ВАО позволяет предварительно выделить в осадок некоторые про­
дукты деления (молибден, цирконий, теллур), что облегчает последу­
ющее экстракционное выделение актиноидов и лантаноидов.
Многие из разработанных схем характеризуются большим числом
операций, применением двух экстрагентов или сочетают экстракционные
и ионообменные методы. Наиболее активно разрабатывают экстракцион­
ные методы. При этом в зависимости от кислотности отходов предложе­
но использовать ТБФ, ТОФО (триоктилфосфиноксид), ДББФ (дибутилбутилфосфонат), гидроксамовые кислоты, бифункциональные экстрагенты, например ДБДЭКМФ (дибутил-N, N-диэтилкарбамилметиленфосфонат), ДИДФК (дийзодецилфосфорная кислота), Д2ЭГФК (ди-2этилгексилфосфорная кислота), четвертичные аммониевые основания.
Для отделения актиноидов от лантаноидов предлагается анионообменная, катионообменная или экстракционная хроматография с Д2ЭГФК
или экстракция этим же экстрагентом, причем внутригрупповое разделе­
ние основано ,на различиях в прочности комплексов актиноидов и ланта­
ноидов с ДТПА (диэтилтриаминпентауксусная кислота). Наиболее пер­
спективной, по-видимому, следует считать схему с ТБФ. Она предусмат­
ривает два возможных варианта, выбор которых зависит от поведения
плутония в процессе хранения отходов и его распределения между раст­
вором и осадком.
194

Если плутоний содержится в растворе полностью в экстрагируемом
состоянии, то рекомендуется следующий порядок операций: осветление
отходов с целью удаления осадков продуктов деления; экстракция
ТБФ урана, плутония и нептуния из раствора, имеющего кислотность
4—5 моль/дм3 HN0 3 ; частичная денитрация водного рафината муравьи­
ной кислотой до 1 моль/дм3 HN0 3 ; корректировка состава раствора
по кислотности и солесодержанию введением ншрата алюминия или нат­
рия для обеспечения эффективной экстракции актиноидов и лантаноидов;
экстракция с помощью ТБФ суммы актиноидов и лантаноидов; реэкстракция суммы лантаноидов и актиноидов с помощью ДТПА и, наконец,
разделение актиноидов и лантаноидов экстракцией последних с по­
мощью Д2ЭГФК.
Если плутоний частично адсорбировался на выпавшем из отходов
осадке или находится в растворе в полимеризованной неэкстрагируемой
форме, предусматривается сначала проведение операции денитрации от­
ходов муравьиной кислотой до 1 моль/дм3 HN03, которая позволяет
перевести весь плутоний в экстрагируемую форму. После осветления
раствора проводят экстракцию урана, плутония и нептуния трибутилфосфатом, а водный рафинат поступает на стадию коректировки соста­
ва раствора для последующей групповой экстракции лантаноидов и ак­
тиноидов. Порядок операций, начиная от корректировки состава раство­
ра, аналогичен первому варианту.
Недостатки этой схемы: наличие второго экстрагента (Д2ЭГФК),
введение высаливателей, увеличивающих количество вторичных отхо­
дов, а также необходимость работы с осадками.
В Ок-Ридже (США) разработана схема с применением экстракции
ДБДЭКМФ для группового извлечения актиноидов и лантаноидов и катионообменной хроматографии для отделения фракции америция и кю­
рия от РЗЗ. Особенность схемы — отсутствие операций снижения кислот­
ности или денитрации, благодаря чему рафинат I цикла экстракции
из пурекс-процесса может практически без обработки поступать на экст­
ракцию ДБДЭКМФ. Единственной операцией подготовки раствора яв­
ляется его осветление (если в ВАО при хранении успели образоваться
осадки) и введение нитрата кадмия (0,136 моль/дм3) или гадолиния в
раствор для обеспечения ядерной безопасности.
Все разработанные схемы прошли лишь стадию лабораторных испы­
таний, подтвердивших возможность их осуществления. Однако некото­
рые вопросы еще требуют проведения дополнительных исследований.
Среди них вопросы радиационной стойкости и способов очистки экстрагентов, выбор экстракционного оборудования и режимов экстракции,
детальное изучение взаимодействия азотной и муравьиной кислот, воп­
росы коррозии оборудования и контроля достижения необходимой кис­
лотности, вопросы ядерной безопасности при обращении с чистыми раст­
ворами трансплутониевых элементов, очистка америция и кюрия от
комплексообразующих агентов.
195

Ниже приводится принципиальная схема переработки ВАО:
Переработка
(отверждение)
Другие про­
дукты деле­
ния
Отработавшее

Переработка

ВАО

Переработка ВАО

1

топливо

ТПЭ+ РЗЭ

UjPu

Разделение
зле

Изготовление
нового топлива

ТПЭ

РЗЭ

В США, Италии и других странах рассматривают возможность даль­
нейшего облучения выделенных фракций в реакторах на тепловых или
быстрых нейтронах. По предполагаемой схеме трансплутониевые эле­
менты в форме специальных стержней вводят в активные зоны легко­
водного реактора или реактора на быстрых нейтронах. Фракция продук­
тов деления может быть размещена также в бланкете термоядерного
реактора. Редкоземельные элементы после отделения их от ТПЭ и друг
от друга могут быть использованы для любых технических или научных
целей [233]. При осуществлении такой схемы можно полагать, что бе­
зопасность захоронения отходов повысится.
9.4. ЖИДКИЕ ОТХОДЫ

СРЕДНЕГО И НИЗКОГО УРОВНЯ АКТИВНОСТИ

К среднеактивным (САО) и низкоактивным (НАО) отходам отно­
сятся сбросные водные растворы после II и III циклов очистки урана
и плутония, сбросные водные растворы узлов получения конечных про­
дуктов ценных компонентов в твердой форме, нейтрализованные про­
мывные растворы узла очистки экстрагента, кубовые остатки узлов
регенерации азотной кислоты, растворы от дезактивации оборудования,
арматуры, контрольно-измерительных приборов и помещений горячих
зон, растворы из системы очистки охлаждающих вод бассейнов храни­
лищ облученного топлива, бытовые воды из душевых и прачечных, сбро­
сы из лабораторий, органические растворы, включающие отработавший
экстрагент.
Для завода производительностью 1500 т/год количество жидких САО
составит 50-150 м3/сут, а НАО - 500-1500 м3/сут [196, 201, 204].
САО и НАО характеризуются помимо большого объема разнообразием
составов.
Технологический процесс переработки жидких отходов среднего и
низкого уровней активности состоит обычно из двух этапов. Цель перво196

го этапа — сокращение объемов отходов с одновременным получением
небольшого объема концентрата отходов и основного потока очищен­
ных вод, которые можно вновь использовать в производстве или направ­
лять в водосток. На втором этапе осуществляют переработку концентра­
та отходов для превращения его в твердый продукт, предназначенный
для захоронения или долговременного хранения в контролируемых хра­
нилищах.
При выборе наиболее производительного и экономически выгодного
способа сокращения объемов отходов принимают во внимание количест­
во жидких отходов, их химический и радиохимический состав, уровень
суммарной активности, возможность возврата отходов на повторную
обработку, присутствие в жидких отходах взвесей. Для переработки
жидких С АО и НАО используют фильрацию, соосаждение и коагуляцию
осадков и взвесей, ионный обмен и упаривание растворов. Разрабаты­
вают и другие методы обработки радиоактивных отходов, такие, как
осмос и обратный осмос, электродиализ и т.п. Однако эти способы еще
не нашли широкого применения в промышленном масштабе [204,236].
Фильтрацию радиоактивных стоков редко применяют как самостоя­
тельный способ обезвреживания отходов, но она является составной
частью при очистке отходов другими методами, например, может пред­
шествовать ионному обмену или завершать очистку методом осаж­
дения.
Метод химической обработки отходов с помощью осаждения прост,
достаточно дешев и наиболее эффективен в том случае, когда общее
содержание солей относительно велико. Если химический и радиохими­
ческий состав растворов отходов известен и постоянен, то удачным под­
бором химических реагентов-осадителей можно добиться очистки с ко­
эффициентом до 103 [235]. Однако этот метод не обеспечивает высокой
степени концентрирования радионуклидов [204,235].
Ионообменные методы очистки нашли наибольшее применение для
отходов с низким содержанием солей (< 1 г/дм3) , например, для очист­
ки охлаждающих вод в бассейнах-хранилищах облученного топлива.
Достоинства метода — простота оборудования, высокие коэффициенты
сокращения объема радиоактивных сбросов и концентрирование радио­
активных продуктов в форме, легко поддающейся отверждению и уда­
лению. Применение этого метода позволяет достигать коэффициентов
очистки от 10 до 104, в среднем 102 — 103 при коэффициенте сокраще­
ния объема отходов до 500 до 104 [204, 235]. Основной недостаток
метода ионного обмена заключается в высокой стоимости ионообмен­
ных смол, особенно синтетических. Его преодолевают регенерацией
смол промывкой и поиском дешевых ионообменных материалов. Боль­
шое число исследований посвящено изучению свойств молекулярных
сит с морденитовой и шабазитовой структурой, неорганических обменников типа фосфата циркония, гидратированного оксида титана, алюмо­
силикатов и других для выбора селективных к цезию и стронцию мате197

риалов. Изучают также возможности применения ионообменных мате­
риалов для извлечения иода [234].
Упаривание представляет собой универсальный и широко распрост­
раненный, но и наиболее дорогой способ концентрирования САО и НАО,
применимый для обработки отходов со значительной концентрацией
солей. За исключением таких радионуклидов, как тритий и некоторые
радиоактивные элементы, образующие летучие формы, все вещества
отделяются почти количественно. С помощью этого метода достигают
высоких коэффициентов очистки порядка 103 — 10 5 , иногда они могут
возрастать и до 106. Создано много вариантов конструкций аппаратовиспарителей, которые с успехом применяют на всех заводах [23, 204].
Концентраты, полученные в результате очистки САО и НАО, представ­
ляют собой шламы после фильтрации и химической обработки, отрабо­
тавшие ионообменные смолы, кубовые остатки после упаривания. Эти
концентраты обычно отверждают с помощью методов битумирования,
цементирования и полимеризации, хотя не исключены и другие методы
отверждения, например включение осадков, полученных при переработ­
ке САО методом осаждения, в боросиликатное стекло. Показано, что в
1 кг боросиликатного стекла, содержащего 20% по массе оксидов ВАО
и 10% Cd 2 0 3 , можно ввести без ухудшения свойств осадок от обработ­
ки 10 дм3 концентрата САО [234].
Битумирование представляет собой один из перспективных способов
отверждения, уже применяемый во многих странах [236]. Битумы
привлекают внимание такими положительными качествами, как непро­
ницаемость, пластичность, достаточная химическая инертность, невысо­
кая стоимость, незначительное воздействие со стороны микроорганиз­
мов. Наряду с достоинствами метод битумирования имеет недостатки,
ограничивающие его применение. Горючесть битума (температура вос­
пламенения около 350—420 °С) ограничивает возможность включения
в него нитрит-нитратных отходов и требует учета возможности пожаров
и взрывов. Сравнительно низкая теплопроводность битумных продуктов
заставляет уменьшать объемную активность поступающих на битумиро­
вание отходов до (3,7—37) . 10 10 Бк/дм 3 , хотя чаще концентрирование
отходов лимитируется солесодержанием, а не активностью [23,236].
Технологические процессы битумирования радиоактивных отходов
могут быть подразделены на три группы. Первая группа включает про­
цессы, разработанные в Бельгии, Великобритании, СССР и ФРГ и пре­
дусматривающие смешение жидких и твердых радиоактивных отходов
с расплавленным битумом при температуре 160 — 230 °С с одновремен­
ным выпариванием воды и возгонкой легколетучих составляющих из
нагретого слоя битума.
В СССР в 1976 г. введена в промышленную эксплуатацию высокопро­
изводительная непрерывнодействующая установка УБД-200, созданная
на основе типовой промышленной аппаратуры на Центральной станции
радиационной безопасности. Вначале на электрообогреваемых вальцовых
198

Рис. 9.10- Схема установки УБД-200:
1 - сушилка; 2 - шнек выгрузки соли из сушилки; 3 - шнек подачи соли в
смеситель; 4 - хранилище битума; 5 - выдача компаунда; 6 - формующая тележ­
ка; 7 - смеситель; 8 - циркуляционный насос для теплоносителя; 9 - сборник
конденсата; 10 - вентилятор; 11 - промежуточная емкость; 12 - теплообмен­
ник; 13 - пылеуловитель

сушилках получают влажные соли, которые передают в шнековые сме­
сители с мягким подогревом органическим теплоносителем (дитолилметаном), куда поступает также расплавленный битум (рис. 9.10)
[23, 104].
Кроме того, в СССР разработана конструкция роторного битуматора со сдираемой пленкой производительностью 500 дм3/ч по испаря­
емой воде. Испарение воды происходит из тонкой пленки смеси жидких
отходов и битума, стекающих вниз по обогреваемой цилиндрической
стенке аппарата. Перемешивание в пленке осуществляют скребками,
закрепленными на вращающемся вертикальном роторе. Скребки интен­
сифицируют процессы теплообмена и одновременно очищают поверх­
ность нагрева (рис. 9.11) [23,104].
В Бельгии на заводе в Моле перед битумированием проводят хими­
ческую обработку САО с тем, чтобы перевести все радионуклиды в не­
растворимое состояние, что достигается осаждением гидроксидов и суль­
фата бария для фиксации стронция и ферроцианида никеля для фикса­
ции цезия. Образующуюся взвесь, содержащую 60% воды и 40% осадка,
непрерьюно подают в четырехвалковый экструдер-испаритель.
Вторая группа процессов битумирования основана на технологии,
разработанной в США, и включает смешение отходов с битумной эмуль199

Рис. 9.11. Схема установки битумирования жидких отходов:
1 - емкость для хранения битума; 2 - битумный насос; 3 - центробежный
насос; 4 - емкость для хранения раствора; 5 - узел приготовления раствора;
6 - погружной насос; 7 - емкость для дозирования битума; 8 - насос для до­
зирования битума; 9 - битуматор РБ-1000-12; 10 - барботажная колонна; 11 фильтр грубой очистки; 12 - теплообменник; 13 - фильтр тонкой очистки;
14 - сбросная труба; 15 - вакуум-насос; 16 - трубопровод для перекачки би­
тумной смеси; 17 - емкость для битумной смеси

сией при нормальной температуре, нагрев полученной смеси для разру­
шения эмульсии и отгонки воды и легколетучих органических состав­
ляющих.
Третья группа представлена процессом, разработанным во Франции
и включающим операции смешения шламов, реагентов (поверхност­
но-активных веществ) и битума, отделения выделяющейся из битумно­
го материала воды с последующим полным обезвоживанием битумной
массы (рис. 9.12) [236]. Процесс двухстадийный: смешение шламов с
битумом и отжим воды, сушка смеси. В этом процессе поверхностно-ак­
тивные вещества снижают поверхностное натяжение между водой и биту­
мом. Образующаяся битумная эмульсия нестабильна и почти мгновенно
разрушается, после чего из состава удаляют воду. На опытной установке
в Маркуле, работающей с 1967 г., произведено около 3000 м3 радиоак­
тивных битумированных продуктов, которые содержат 50% солей.
Конечные операции на всех установках битумирования одинаковы:
затаривание битумной массы, хранение или захоронение контейнеров с
продуктами.
В последнее время разрабатьюают процессы, в которых битум заме­
няют искусственными полимерами. Полимеризация протекает, как пра200

Рис. 9.12. Схема процесса битумирования отходов, применяемого во Франции:
1 - шлам, содержащий 90 % воды; 2 - фильтр; 3 - отфильтрованная вода4 - емкость с мешалкой; 5 - шлам, содержащий 50% воды; 6 - подача поверхностно-активных веществ; 7 - битум; 8 - предварительное покрытие шлама
битумом; 9 - отделение воды; 10 - битумная масса, содержащая 8 % водыU - сушка; 12 - выход продукта; 13 - конденсатор; 14 - сконденсированная вода

вило, без нагревания. Метод полимеризации особенно удобен для фик­
сации отработавших ионообменников. Аппаратура при этом может быть
использована та же, что и для битумирования. Полимерные продукты
обладают по некоторым параметрам лучшими по сравнению с битумом
свойствами. В полиэтилен можно включать до 40% неорганических от­
ходов (в битуме возможна фиксация до 60% солей) . Однако при содер­
жании в полиэтилене до 40% солей самовоспламенение продукта проис­
ходит при 440 °С, тогда как битумированный продукт с 60%-ным содер­
жанием солей самопроизвольно может загореться при температуре
350 С. Полимерные материалы можно применять для отверждения от­
ходов с большим содержанием нитритов и нитратов, что невозможно в
случае битума. Полимеры обладают хорошей химической стойкостью
[220].
Простым процессом отверждения отходов является заключение их
в цементы, которое осуществляют смешением кубовых остатков или
шламов с цементом. Смесь твердеет в емкостях, и полученные монолит­
ные блоки удаляют на захоронение. В США, ФРГ и других странах про­
водятся эксперименты по усовершенствованию метода цементирования.
Предложены различные варианты изменения составов неорганической
матрицы и цементов добавкой, например, различных глин, импрегнированием полимерными материалами и тл. На рис. 9.13 показан процесс
цементирования, осуществляемый в СССР [23,104,234].
201

Рис. 9.13. Схема установки цементирования жидких радиоактивных отходов
(СССР):
1 - труба для загрузки цемента; 2 - бункер с цементом; 3 - питатель-транс­
портер цемента; 4 - привод смесителя; 5 - подача жидких отходов; 6 - смеси­
тель; 7 - могильник твердых радиоактивных отходов

В работе [204] проведено сравнение характеристик отвержденных
продуктов, полученных битумированием, полимеризацией и цементиро­
ванием, таких, как степень монолитности без остаточной свободной во­
ды, возможность хранения без упаковки или наружной изоляции, в ыщелачиваемость радионуклидов, стойкость к механическому воздействию,
радиационные повреждения в течение периода хранения, совместимость
материала матрицы с обезвоженными радиоактивными отходами. Срав­
нение показьюает, что все три типа матриц (битум, полимеры, цемент)
являются монолитными без остатков свободной воды. Цемент и поли­
меры - более прочные вещества, их прочность определяется соответ­
ственно значениями 300-600 и 2000 кгс/см2, битум пластичен. Поэто­
му для битума требуется заливка в бочки, а блоки из цемента и поли­
меров можно хранить без дополнительной упаковки. Однако в связи со
значительной выщелачиваемостью, наблюдаемой у цементированных от­
ходов, их хранение требует обеспечения гидроизоляции. Бетон и поли­
меры обладают более высокой радиационной стойкостью. Битум при
облучении >10 6 Дж/кг становится хрупким. Бетон огнестоек, полиме­
ры горючи и частично разрушаются в огне, битум плавится и воспламе­
няется.
9.4.1. Органические отходы
К жидким органическим отходам относится отработавший экстрагент, содержащий ТБФ, разбавитель и продукты их разложения. Ежегод­
но на перерабатывающем заводе на 1 т топлива образуется 0,1-0,01 м
202

отработавшего экстрагента и 1-2 м органических отходов от промыв­
ки разбавителем водных рафинатов и потоков целевых компонентов.
1 м 3 отработавшего экстрагента (30%-ного ТБФ) в зависимости от
наличия или отсутствия очистки может содержать 0,05—0,5 г Ри, 0,5 —
10,0 г U и продукты деления, общая активность такого раствора дости­
гает террабеккерелей. В промывном органическом растворе содержит­
ся от 3 до 15% ТБФ, чаще всего 3-5%, а также некоторое количество
радионуклидов, активность которых составляет (3,7—37) -10 10 Бк/м 3
по а-излучению и 3,7 • 10 1 ! - 3,7 • 10 13 Бк/м 3 по 0-изл учению.
Для обработки органических отходов предложены различные методы:
разложение ТБФ посредством нагревания с концентрированным раство­
ром (50%-ным) едкого натра, разделение смеси ТБФ — разбавитель с
помощью концентрированного раствора фосфорной кислоты с после­
дующим пиролизом ТБФ или включением его в поливинилхлорид, сжи­
гание органических отходов после промывки их паром и введение ТБФ
в качестве пластифицирующей добавки к твердым битумам в процессе
битумирования САО [220].
На заводе в Моле (Бельгия) разработан и испытан метод переработки
экстрагента, включающий две ступени. Сначала экстрагент разделяют
промывкой безводной фосфорной кислотой на два потока — ТБФ и ке­
росин. При этом ТБФ и все активные и неактивные примеси извлекают­
ся в фосфорную кислоту, а керосин может быть сожжен или после до­
полнительной очистки вновь использован. Затем полученный раствор
подвергают термическому разложению при температуре около 200 °С,в
результате чего образуются неактивные летучие углеводороды и радио­
активный фосфорнокислый раствор. Этот раствор после отделения части
фосфорной кислоты для возвращения в процесс может быть отвержден,
например, по методу PAMELA [29,237].
В ФРГ разрабатывают процесс, в котором ТБФ и разбавитель также
сначала разделяют с помощью концентрированной фосфорной кислоты.
На второй ступени процесса фазу, содержащую соединение ТБФ с фос­
форной кислотой, обрабатывают водой, в результате чего получают раз­
бавленную фосфорную кислоту, содержащую основную активность, и
ТБФ [237].
На заводе WAK отдельными партиями было переработано более
100 м 3 органических отходов. Очищенный керосин с остаточной актив­
ностью 3,7 • 104 Бк/м 3 возвращали в процесс, а выделенный ТБФ фикси­
ровали в поливинилхлоридных гранулах и направляли в хранилище.
Непосредственное сжигание жидких органических отходов затрудне­
но в связи с нерешенной проблемой улавливания и очистки образующих­
ся газообразных отходов, а также из-за коррозии оборудования. На за­
водах США в Саванна-Ривере, Барнуэлле и Рокки-Флатс проходят испы­
тания печи различных конструкций.
203

9.5. ГАЗООБРАЗНЫЕ ОТХОДЫ

Газообразные среднеактивные отходы образуются главным образом
при операциях резки и растворения топлива, регенерации азотной кисло­
ты, упаривания технологических растворов и жидких отходов, кальцина­
ции и плавления отходов, а также при сдувке из всех аппаратов техноло­
гического процесса, в которых проводятся операции с радиоактивными
продуктами. Активность газообразных отходов определяется в основ­
ном содержанием в них 8 5 Kr, Т, 1 2 9 1 и 1 3 1 1 , 1 4 С, а также аэрозолей,
захватывающих некоторые нелетучие продукты деления, в том числе
90
Sr, 1 3 7 Cs, 144 Се, 106 Ru и тл. В табл. 9.12 приведены активности га­
зообразных и летучих радионуклидов, выделяющихся при перера­
ботке топлива водо-водяного реактора с глубиной выгорания около
34 ГВт • сут/т после различных периодов его выдержки [238].
При выбросе газообразных отходов в окружающую среду возникает
опасность внешнего и внутреннего облучения человека при вдыхании
загрязненного воздуха или при употреблении воды и пищевых продук­
тов, содержащих радиоактивные вещества. Поэтому газовые выбросы
радиохимических заводов строго регламентируются по каждому радио­
нуклиду на основании принятых норм радиационной безопасности,
определяющих предельно допустимый уровень загрязнения. Особенно
высокие требования к действующим и проектируемым заводам предъ­
являют в отношении очистки газовых выбросов от 1 2 9 , 1 3 1 I , Т,
85
К, 1 4 С.
Схемы очистки газовых выбросов радиохимических производств
должны обеспечивать улавливание биологически опасных радионукли­
дов и надежно защищать окружающую среду от возможных вредных
воздействий [23].

Таблица. 9J2* Состав газовых выбросов, Бк/т, образующихся при переработке
твэлов водо-водяного реактора с глубиной выгорания 34 ГВт • сут/т
Радионуклид

Время после

т

!/

Т
14

85

С

Кг
129
1
131
1

204

2

12,34 года
5 , 7 Ь 10 3
года
10,76 года
1,7-10 7 лет
8,05 сут

150 сут

1год

2,7 - 10 1 3 (692)
1,66-10 1 0 (0,45)

2,5 • 10 1 3 (669)
1,66-10 1 0 (0,45)

4,1 - 1 0 1 4 (11 200)_
1,4-10 9 (3,74- 10 2 )
8 • 10 1О (2,17)

4 - 10 1 4 (10 800)
1,4 - 109 (3,74 - 10"2)

9.5.1. Удаление иода
Выход осколочного 1291 составляет примерно 4,8.10 7 Бк/(МВт-год) ,
или 109 Б к/т отработавшего топлива. В топливе водо-водяного реактора
с глубиной выгорания 30-40 ГВТ • сут/т после выдержки в течение года
содержание 1 2 9 1 составляет 210-273 г/т [239] .При переработке топли­
ва реакторов на быстрых нейтронах с малым временем выдержки сле­
дует учитывать еще присутствие значительного количества 1 3 1 1 [240].
Иод, образующийся в реакторах, практически полностью удерживается
в отработавших твэлах. Даже при резке твэлов в газовую фазу поступает
менее 0,25% иода, содержащегося в топливе.
Иод в технологических потоках и газообразных выбросах радиохими­
ческого производства характеризуется сложным химическим поведени­
ем, многообразием растворимых как в водной, так и в органической
фазах форм, образованием, наряду с неорганическими соединениями,
алкилиодидов. Алкилиодиды образуются при взаимодействии неорга­
нических форм иода с органическими веществами, присутствующими
в технологическом процессе.
Задача очистки газовых выбросов от иода сводится к его локализации
в месте отгонки иода из водной фазы в газовую, в снижении до мини­
мума количества иода в растворе и в последующей очистке газовоздуш­
ного потока [241].>
В зависимости от режима растворения топлива (периодического или
непрерьюного) , продолжительности кипения раствора, наличия оксидов
азота, продувки воздухом, присутствия органических продуктов и т.п.
иод может находиться в растворе в молекулярной форме,в форме иодидов, иодатов, органических иодидов.
На стадии растворения топлива в горячей азотной кислоте создаются
хорошие условия для улетучивания молекулярного иода и Неособенно
при продувке раствора воздухом. Однако наличие конденсатора для
улавливания оксидов азота в сдувочной линии аппарата-растворителя
приводит к возврату иода в топливный раствор вместе с конденсатом.
Для предотвращения возв­
рата I его отгоняют из кон­
денсата продувкой возду­
хом, промывать конденсат
облучения
газом-экстрагентом в десорбционной колонне или
10 лет
100 лет
частично перегонять реге­
13
нерированную кислоту для
9,3-10 10 (2,53)
1,5 10 ю(403)
10
1V
извлечения иода в виде
1,66. 10 (0,45)
1,66- 10 (0,45)
фракции дистиллята, из
6,8 . 10u(18,3)
2,2-10 14 (6050)
которой его можно осаж­
х-2
.-2,
1,4 . 10* (3,74 • 10 *) 1,4 . 10* (3,74 . 10 *) дать в стабильной форме
иодида металла. На ста205

дни растворения с учетом обработки конденсата можно отогнать до
99% иода [241]. Оставшийся в растворе иод в дальнейшем распределя­
ется между технологическими сдувками (примерно четвертая часть)
и водными сбросными растворами после экстракции.
Иод в отходящих газах может находиться в форме молекулярного
иода, иодидов, иодатов, органических иодидов, аэрозолей неорганичес­
ких иодидов и т.п., что затрудняет его улавливание одним методом и
требует последовательного применения разных способов его извлечения
из сбросных газов. Иод из газообразных отходов удаляют с помощью
первичного улавливания в промывных колоннах и вторичного улавли­
вания в абсорберах.
На разных заводах широко применяют промывку в скрубберах раз­
личными водными растворами. Содово-щелочная промывка пригодна
для улавливания молекулярного иода, но не эффективна для поглоще­
ния алкилиодидов. Коэффициент очистки этим методом от молекуляр­
ного иода составляет 10—100.
Разработан метод "иодекс", заключающийся в улавливании иода
20-22 моль/дм3 HN03 в промывной колонне. Все формы иода в этом
случае окисляются до нелетучего соединения Н1 3 0 8 , концентрация раст­
вора которого в 20 моль/дм3 HN03 составляет 1 г/дм 3 . Этим методом
можно получить коэффициент очистки около 104 [240]. Недостатком
иодекс-метода является необходимость поддерживать в колонне высо­
кую кислотность. Коррозионная агрессивность концентрированной HN03
при этом создает трудности при выборе конструкционных материалов.
Для улавливания иода возможна также промывка в скруббере азот­
нокислыми растворами, содержащими нитрат ртути, — "меркурекс"-метод [240]. Эта промывка позволяет удалить до 99% иода [213].
В Айдахо (США), Дунрее (Великобритания), на установке АТ-1 во
Франции применяют промывку раствором солей двухвалентной или сме­
си солей одновалентной или двухвалентной ртути с концентрацией
10~2 - 10~3 моль/дм3 в 0,1-1 моль/дм3 HN0 3 . Этот метод, однако, не
обеспечивает удаления алкилио дидов.
В СССР предложен метод поглощения иода из газовой фазы жидкими
кремнийорганическими соединениями. Достоинствами этих жидкостей
являются химическая инертность, низкое давление паров, радиацион­
ная стойкость. Этот метод позволяет получить коэффициенты очистки
от элементарного и органических форм иода, равные 102 [241].
После промывки в скруббере дальнейшую очистку газового потока
от иода проводят с помощью твердых сорбентов, в качестве которых
используют активированный уголь, цеолиты, силикагель и оксид алю­
миния, пропитанные азотнокислым серебром.
Недостатками фильтров с активированным углем являются их пожароопасность, быстрое отравление водяными и органическими парами,
необходимость работать при температуре ниже 150 °С, так как выше
этой температуры иод десорбируется.
206

Изготовленные из разных насадок, пропитанных азотнокислым сереб­
ром, фильтры хорошо зарекомендовали себя в практике газоочистки
заводов США и Западной Европы. Серебряные цеолиты — весьма эффек­
тивные, но дорогие поглотители иода. Разработанный специалистами
ФРГ твердый адсорбент на их основе можно непосредственно использо­
вать в контуре газовой очистки аппарата-растворителя [234]. Молеку­
лярные сита, пропитанные азотнокислым серебром, улавливают 12 и
алкилиодиды с коэффициентом очистки выше 104. Они негорючи, погло­
щают иод при температуре до 500 °С и удерживают его до 1000 °С, но
нестойки при контакте с азотной кислотой.
Сочетание методов промывки газовоздушного потока с очисткой на
твердых сорбентах позволяет получить степень очистки сбросных газов
завода от иода до 10 7 .
Иодсодержащие отходы можно хранить, включив их в твердый про­
дукт, например в специальные стекла с низкой (около 600 °С) темпера­
турой плавления и высокой вязкостью, изготовленные на основе трехкомпонентной или четырехкомпонентной фторидной системы, состоя­
щей из фторидов циркония, бария, лантана и натрия (калия). Эти стекла
хорошо удерживают такие соединения, как Nal, KI, Bal2. Возможно так­
же включение иода в эпоксидные смолы.
9.5. 2. Удаление трития

В отработавших твэлах содержится тритий, образующийся вследствие
тройного деления ядер урана и плутония.С учетом деления 2 3 5 U, 239 Pu
и 2 4 * Pu на тепловых нейтронах и 2 3 8 U на быстрых нейтронах выход Т
составляет 1,4 • 101 * Бк/год на 1 МВт (эл.) [23, 242]. При удельной ак­
тивности элементарного трития, равной 3,5 • 1014 Бк/г (удельная актив­
ность трития в форме НТО составляет 5,2 • 10"* 3 Бк/г) , в реакторе мощ­
ностью 1000 МВт в год образуется около 2 г Т. Часть его диффундирует
из сердечника твэла в оболочку, задерживается в ней или проникает в
воду первого контура реактора. Оболочка из циркония значительно
прочнее удерживает тритий, чем оболочка из нержавеющей стали. Если
оболочка твэла изготовлена из циркалоя, то основная масса трития
(99,98%) остается в топливе, распределяясь между сердечником и обо­
лочкой. Соотношение количества трития в сердечнике и оболочке зави­
сит от температуры. При температуре порядка 1000 °С в оболочку
переходит до 60% трития.
В процессе вскрытия и растворения топлива тритий выделяется в га­
зовую фазу и попадает в растворы. В результате изотопного обмена с
водородом он быстро распространяется по жидким потокам, попадая в
форме НТО как в водную, так и в органическую фазу.
Долгое время на заводах не обращали достаточного внимания на
необходимость улавливания или концентрирования трития и сбрасыва207

ли его без какого-либо контроля в атмосферу с газовыми выбросами и
в водосток со слабоактивными растворами. Если не принимать меры по
локализации и удержанию трития, при работе завода с производитель­
ностью 1500 т/год в окружающую среду будет поступать свыше
3,7 • 1016 Бк трития в год. В то же время считается, что в природе в год
образуется всего 5,9-10 16 Бк трития. В настоящее время интенсивно
разрабатываются различные методы локализации, концентрирования и
выделения трития.
Как показали исследования, выполненные в СССР, США и ФРГ, окис­
лительная обработка твэлов при температуре 450—650 °С позволяет
высвободить до стадии растворения 90—99% трития и затем удержать
его в небольшом объеме (от 10 до 90 дм3/т) переработанного топлива
[242]. Высвобожденный тритий в виде тритиевой воды НТО улавливает­
ся осушителем, например цеолитом [23]. Этот метод способствует вы­
делению в газовую среду до стадии растворения также значительного
количества 8 5 Кг, 1 4 Си 1 2 9 1 . В США, Японии и Бельгии метод термо­
окислительной обработки ("волоксидации") изучался применительно к
топливу с большой глубиной выгорания, особенно для топлива РБН
[50]. Однако в настоящее время он не осуществлен в промышленном
масштабе из-за технических трудностей (см. разд. 3.2).
Чтобы предотвратить "размазывание" трития по всем технологичес­
ким потокам и уменьшить выброс его в окружающую среду, в СССР,
США, Франции, ФРГ и других странах изучаются различные методы удер­
жания трития. Ряд методов основан на удержании максимально возмож­
ного количества трития в минимальном объеме водного раствора на на­
чальных стадиях технологической схемы. Предлагается установить
"барьер для трития" по границе I цикла экстракции, чтобы не допустить
его проникновения в низкоактивные потоки процесса [23] .Для этого
пользуются следующими приемами. Во-первых, ограничивают подачу
свежей воды на начальной стадии, что позволяет избежать разбавления
тритированной воды. Во-вторых, используют для растворения топлива
дымящую концентрированную около 23 моль/дм3 HN03, а разбавление
ее проводят тритированной водой. В-третьих, обеспечивают собственную
циркуляцию воды и кислоты в "тритиевой зоне" созданием двух отдель­
ных систем регенерации кислоты (одной для стадии растворения и I
цикла экстракции, второй для остальных стадий процесса); этот прием,
по данным завода в Моле (Бельгия) , позволяет снизить выброс трития
в окружающую среду с коэффициентом 6. Наконец, проводят отмывку
экстрагента от трития на I цикле раствором кислоты в свежей воде.
Указанные мероприятия дают возможность сконцентрировать до 90 —
99% трития, содержащегося первоначально в топливе, в объеме воды
500 дм3/т и получать 750 м3/год тритиевых отходов от завода произво­
дительностью 1500 т/год [23].
208

Часть трития, окклюдированного в циркалоевых оболочках, подле­
жит дополнительному выделению, например, методом дегазации или
плавления [66,243].
Дальнейшая переработка тритиевых жидких отходов может заклю­
чаться в их отверждении или концентрировании. Разработаны методы пе­
ревода тритий содержащих отходов в формы, пригодные для длительно­
го хранения или захоронения. Тритированную воду адсорбируют силикагелем, цеолитами, активированным оксидом алюминия, сульфатом
кальция, включают в органические полимеры. Часто для фиксации три­
тия применяют цементы. Чтобы уменьшить выщелачиваемость цементов,
их покрывают битумами, смазками, парафинами, эмалями, органичес­
кими полимерами.
При взаимодействии трития с некоторыми металлами (титаном, цир­
конием, гафнием, торием) образуются тритированные металлические
гидриды. Из газовой фазы тритий можно улавливать при каталитичес­
ком гидрировании стирола. Катализатором служит никель на кизельгуре
или родий на оксиде алюминия.
Основой для сокращения объема тритиевых вод служат методы изо­
топного обогащения воды тритием с комбинацией ступенчатого электро­
лиза, каталитического изотопного обмена и криогенной дистилляции.
Исследуют методы изотопного обогащения с искровым возбуждением,
диффузии через металлические мембраны, термодиффузии, газовой
хроматографии [23,234].
В США в Аргоннской национальной лаборатории, а также в ФРГ ве­
дутся разработки методов закачки насыщенных тритием вод в глубокие
водоносные горизонты. В разработках учитывается практика использо­
вания отработавших нефтяных скважин для закачки промышленных
отходов.
9.5.3. Удаление радиоактивных благородных газов (РБГ)
В отработавшем топливе, поступающем на переработку, содержатся
радиоактивный 85 Кг и стабильный Хе. Выход 85 Кг в процессе деления
на тепловых нейтронах 2 3 5 U составляет 1,9-Ю13 Бк/(МВТ(эл.) -год)
и в процессе деления 2 3 9 Р и - 9,4-10 12 Бк/(МВт-год) [238]. Каждая
тонна ядерного топлива реакторов на быстрых и тепловых нейтронах со­
держит соответственно 1,85 . 10 14 и 7,4 10 14 Бк 8 5 Кг. Часть * 5 Кг вы­
деляется на АЭС, однако большая часть остается в твэлах.
РБГ выделяются в газовую фазу в процессах резки и главным обра­
зом растворения твэлов и вместе с газовыми выбросами попадают в ат­
мосферу, так как до последнего времени в системах газоочистки не бы­
ло предусмотрено улавливание РБГ. Выброс 85 Кг для завода произво­
дительностью 1500 т/год может составить (3,7-6,3) . 10 17 Бк/год. При
неблагоприятных метеорологических условиях эта активность может
209
14-6819

стать причиной превышения предельно допустимой концентрации по
Кг и вызвать облучение населения, проживающего вблизи завода.
Соображения локального характера, а также накопление 85 Кг в атмо­
сфере в глобальном масштабе вызывают необходимость введения систе­
мы улавливания РБГ на радиохимических заводах.
Для удаления криптона из сбросных газов предложены методы низко­
температурной дистилляции [244], низкотемпературной адсорбции на
активированных углях или молекулярных ситах и адсорбции при ком­
натной температуре, абсорбции во фреонах, например дихлордифторметане или в жидком С0 2 . В стадии лабораторных исследований нахо­
дятся процессы образования клатратов, удерживающих РБГ; диффузии
через селективные мембраны, например метилфенилсиликоновые; тер­
мической диффузии. Эти методы находятся в разной степени готовности
для внедрения в промышленность. Лучше других разработаны методы
низкотемпературной дистилляции вследствие использования опыта по
ректификации воздуха и адсорбции на активированных углях, с успехом
применяемой в системе очистки газов АЭС. Коэффициенты очистки от
РБГ этими методами достигают соответственно 104 и 10 3 .
На основании результатов полупромышленных экспериментов на не­
активных смесях газов в Ок-Ридже (США) установлено, что метод аб­
сорбции криптона в жидком С0 2 может обеспечить высокий коэффи­
циент концентрирования - 1000 и выше [245].
Проведены испытания на демонстрационной установке поглощения
газов KALC — Krypton absorption in liquid carbon dioxide. Установка
включает три колонны: сорбционную с насадкой, работающую при тем­
пературе от —30 до —10 °С и давлении 0,1—2,4 МПа,ректификационную,
где удаляется большая часть N 2 ,02 и Аг при 10 °С и давлении 0,35 МПа,
и колонну, работающую при давлении около 0,1 МПа, где происходит
разделение Кг и С0 2 [245].
Метод улавливания РБГ с помощью селективных мембран проходит
еще стадию лабораторных исследований.
Внедрение криогенных установок требует учета возможности образо­
вания озона из кислорода, его аккумуляции на отдельных участках уста­
новки и ее закупорки. Повышение на несколько порядков по сравнению
с воздухом содержания стабильного 13 4Хе заставляет принимать во вни­
мание и его свойства, а именно, низкую растворимость в жидком азоте
и относительно высокую температуру плавления — 111,8 °С. Поэтому
возникает опасность затвердевания ксенона, закупорки им трубопрово­
дов и нарушения работы всей установки.
В предложенных специалистами разных стран вариантах схемы очист­
ки сбросных газов образование озона и вымораживание ксенона
предотвращают, ограничивая время контакта кислорода со смесью
криптон—ксенон, применяя каталитическое восстановление кислорода
до Н 2 0, низкотемпературную или при обычной температуре адсорбцию
ксенона перед стадией криогенной дистилляции, а также дис илляцию
85

210

1

N

Кг!

н,|0
Сбросные
Восстановление N 2 t 0 2
газы
I—i^ 1
оксидов
^Кг,хГ|
^
азота

C0 2 ,H 2 0,NH 3

ВосстаноВление
кислорода

о*, Кг,Хе

а)

|

re |

Kr

С&росные Восстановление
газы
оксидов
азота
>
и кислорода

H20,NН

ыЛ

X

Сдросные Восстановление N,
газы
оксидов
азота
Kv,Xe
и кислорода

Т

H20,C02,NH3

в)

г

KrA

J

Kr,xe

Xef

Рис. 9Л4. Схемы извлечения Кг, разработанные в разных странах:
а - Франция, Япония, Бельгия; б - США, Япония, ФРГ; в - ФРГ

под давлением до 0,5 МПа и циркуляцию криптона в системе для увели­
чения его относительного содержания. На рис. 9.14 показаны разные
варианты включения колонн низкотемпературной дистилляции в систе­
му газоочистки.
Сочетание методов предварительного отделения ксенона от криптона
с помощью адсорбции с методом низкотемпературной дистилляции це­
лесообразно потому, что позволяет изменить соотношение Kr/Хе в поль­
зу криптона, сократить объемы хранения радиоактивного криптона при­
мерно в 10 раз, либо выделить нерадиоактивный ксенон в атмосферу,
либо после дополнительной очистки использовать для технических це211

лей. Для выделения ксенона из ксенон-криптоновых концентратов пред­
ложен химический метод, основанный на образовании фторидов ксенона.
Многомесячные испытания низкотемпературной дистилляции на уста­
новке Kreta (Krypton — Entfernungs — Tieftemperaturanlage), созданной в
Карлсруэ для выделения 8 5 Кг, показали, что в дистилляционной колон­
не накапливается значительное количество (до нескольких процентов)
озона и что примеси кислорода и оксидов азота ухудшают показатели
работы колонны (оксиды азота могут кристаллизоваться как в донной
части колонны, так и в зоне подачи газа, закупоривая тарелки). Для
очистки газовой смеси от Н 2 0, С0 2 и NO2 и т.п. перед дистилляцией
используют систему газоочистки Adamo(Adsorption on Molekularsieben)
с молекулярными ситами. Были получены концентраты криптона с чис­
тотой >97% и ксенона с чистотой ~ 99% [246].
В ФРГ расширяются исследования метода селективной адсорбции бла­
городных газов фреоном-12 при низких температурах и атмосферном
давлении. Предполагается, что этот метод, имеющий технические преиму­
щества перед криогенным, будет внедрен на заводе WAK [247].
Вопрос об условиях и форме хранения выделенного с помощью низ­
котемпературной дистилляции криптона находится еще в стадии иссле­
дования. С точки зрения надежности хранения, простоты, доступности и
экономичности изучают такие варианты, как хранение в баллонах под
давлением (ФРГ), хранение в баллонах под давлением в присутствии
активированного угля (Бельгия, Япония), включение криптона в раз­
личные матрицы — в цеолиты (США, ФРГ) или в металл (Великобрита­
ния) [248,249].
Большое внимание уделяют размерам контейнера, коррозии материа­
ла контейнера под действием рубидия — продукт распада 8 5 Кг, выбору
и изучению свойств материала матрицы, теплового режима хранения и
т.п. Изучают также возможность хранения контейнеров с криптоном
в море (Нидерланды, ФРГ). На основании результатов исследований
ожидается, что в ближайшие годы будут определены оптимальные усло­
вия хранения и выданы рекомендации для оформления узла конечной
обработки и хранения криптона на радиохимическом заводе [250].
9.5.4. Удаление

14

С

Нуклид 14С образуется в ядерных реакторах в основном в результате
реакции 1 4 N ( H , р) 14 С. По имеющимся оценкам в водо-водяном реак­
торе под давлением образуется 6,3 • 108 Бк/(МВт(эл.) . год), а в водо-во­
дяном реакторе с кипящей водой 3,4-109 Бк/(МВт (эл.) • год) 14 С.
Большая часть 14 С сохраняется в топливе реакторов на тепловых ней­
тронах и РБН.
При переработке отработавших твэлов 14 С выделяется преимущест­
венно в виде диоксида углерода (до 95%) , остальное — оксид углерода
212

и углеводороды. Промышленные методы улавливания 14 С до настояще­
го времени не разработаны. Предложено использовать поглотители раз­
ной природы: растворы гидроксидов, фторуглероды, алюмосиликаты
и др. При испытаниях фторуглеродов для улавления 14 С в интервале
температур от —40 до +4 °С показано, что может быть уловлено 99,9%
14
С [251].
9.5.5. Аэрозоли
При переработке отработавшего топлива образуется значительное ко­
личество жидких и твердых аэрозолей, которые поступают в газовоздуш­
ные выбросы радиохимических заводов. В связи с этим в системе газо­
очистки завода должна быть предусмотрена возможность улавливания
аэрозолей и сухой пыли. Основная масса аэрозолей представляет собой
солевые туманы, а также туманы кислот с содержанием дисперсной фа­
зы от десятков миллиграммов до нескольких граммов на кубометр га­
за, причем активность туманов обусловлена частицами размером менее
1 мкм. Количество сухой пыли и аэрозолей существенно зависит от спо­
соба резки твэлов и условий растворения топлива.
Значительная часть аэрозолей, образующихся на операции растворения
топлива и содержащих особенно токсичные а-активные радионуклиды,
удаляется из газовоздушного потока на первой стадии его очистки,
когда газовые отходы подвергают кислотной промывке для улавлива­
ния оксидов азота. Затем газовые выбросы очищают от аэрозолей с по­
мощью фильтров предварительной и тонкой очистки. Надежными в рабо­
те и обеспечивающими необходимую степень очистки зарекомендовали
себя волокнистые самоочищающиеся фильтры. В низкоскоростных
высокоэффективных самоочищающихся фильтрах жидкие частицы осаж­
даются на волокнах, под действием различных сил перемещаются в
фильтрующем слое и затем удаляются из фильтра. Характеристики
фильтра при этом остаются неизменными.
В СССР созданы различные модификации (кассетно-клиновые,
цилиндрические) фильтров на основе стекловолокна с поверхностью
фильтрующего слоя от 1,5 до 5,6 м2 .
Для улавливания сухой пыли используют фильтры на основе металлотканей и металлокерамики. Металлотканевые фильтры обладают
высокой эффективностью очистки, сохраняющейся при низкой и высо­
кой температурах, высокой механической прочностью и коррозионной
стойкостью. В отличие от металлокерамических фильтров они имеют
меньшее аэродинамическое сопротивление. В качестве фильтрующего ма­
териала обычно используют сетки из термически обработанной проволо­
ки из нержавеющей стали диаметром 0,09 — 0,055 и 0,064 — 0,032 мм.
Введение в стали Сг, Ni и Мо повышает устойчивость фильтрующего ма­
териала из нержавеющей стали по отношению к иоду в сочетании с па213

ром и оксидами азота. Применение металлотканевых фильтров для
очистки газовых выбросов от сухой радиоактивной пыли позволило
достичь эффективности очистки 95—99% для частиц диаметром менее
1 мкм и 99,5 - 99,9% для частиц диаметром 2,5-3 мкм. При высокой
концентрации пыли в газовоздушном потоке на первом этапе очистки
используют металлотканевые фильтры и скрубберы [23,252].
В условиях высокой температуры и влажности предложено исполь­
зовать в качестве фильтрующего материала смешанное волокно из по­
липропилена и поликарбоната, обладающего более высокой механичес­
кой прочностью, чем стекловолокно, и более высокой химической стой­
костью в агрессивных средах.
9.5.6. Система газоочистки на радиохимических заводах
Как правило, на радиохимических заводах по переработке облучен­
ного топлива и установках для отверждения ВАО воздают два типа раз­
дельных вентиляционных систем: общеобменной вентиляции, обслужи­
вающей основное производственное здание, помещение для приготовле­
ния нерадиоактивных реагентов, отделение приема и хранения топлива,
и системы очистки отходящих газов из основных технологических уз­
лов и аппаратов, включая баки-хранилища жидких ВАО.
Фильровальная установка системы общеобменной вентиляции состоит
из двух независимых систем фильтров и вытяжных вентиляторов. За­
грязненный воздух проходит, как правило, через четыре последователь­
но включенных фильтра: фильтр предварительной очистки, фильтр гру­
бой очистки и два фильтра тонкой очистки, что обеспечивает эффектив­
ное улавливание аэрозолей и твердых частиц диаметром до 0,3 мкм.
Вентиляционные системы второго типа обеспечивают удержание всех
радионуклидов, аэрозолей и твердых частиц. Эта система очистки газов
включает скруббер ядерно-безопасной конструкции для улавливания
пыли, ловушку для аэрозолей (каплеотбойник), конденсатор, колонну
для окисления оксидов азота, в которую вводят кислород, колонну
для поглощения оксидов азота NOx, скрубберы для улавливания иода
с помощью различных растворов, твердый поглотитель иода (серебря­
ный цеолит) , аппарат для удаления остатков оксидов азота каталитичес­
ким восстановлением до NH3, аппарат для восстановления кислорода
водородом, сушилку для улавливания воды с помощью молекулярных
сит, систему низкотемпературной дистилляции криптона, два высоко­
эффективных фильтра.
Принципиальная схема газоочистки дана из рис. 9.15. Сильно насы­
щенные парами газообразные отходы из аппарата-растворителя прохо­
дят через конденсатор, причем в аппарат-растворитель с потоком га­
за-носителя (воздух или азот) поступают также газообразные отходы от
операции резки топлива. Конденсат растворяет частично иод и поэтому
214

н2о

Q—

Рис. 9.15. Принципиальная схема газоочистки:
1 - узел резки топлива; 2 - аппарат-растворитель; 3 - конденсатор; 4 - рекомбинационная колонна; 5 - десорбционная колонна; б - система фильтров
грубой, тонкой и абсолютной очистки; 7 - серебряный фильтр; 8 - реактор для
удаления кислорода и остатков оксидов азота; 9 - фильтр, заполненный моле­
кулярным ситом; 10, 11 - ректификационные колонны для выделения и раз­
деления криптона и ксенона

перед рециклом должен быть пропущен через иод-десорбционную колон­
ну. Газообразные отходы в колонне рекомбинации оксидов азота про­
мывают водой, образующаяся кислота перед возвратом в аппарат-раст­
воритель поступает в колонну, а газовая фаза фильтруется через фильтры
грубой, тонкой и контрольной очистки для отделения от аэрозолей. Ко­
лонна 4 должна иметь значительный объем, чтобы обеспечить возмож­
ность завершения реакций рекомбинации оксидов азота, которые при
низкой концентрации оксидов протекают медленно.
В колонне 5 десорбция иода протекает вследствие пропускания че­
рез кислоту газовых отходов, очищенных от иода на фильтре 7. Опера­
ции рекомбинации и десорбции проводят в колоннах с насадками.
После очистки от аэрозолей газовые отходы очищают от элементарного
иода и алкилиодидов на силикагелевых пористых фильтрах, пропитан­
ных нитратом серебра. Освобожденный от иода газ проходит стадию
доочистки от остатков оксидов азота, кислорода, водорода и 1 4 С, а
затем с помощью низкотемпературной дистилляции из него выделяют
85
Кг и Хе.
Схема очистки газообразных отходов завода по остекловыванию
(Япония) включает скруббер для улавливания пыли, конденсер для
215

Рис. 9.16. Система газоочистки установки по остекловьшанию высокоактивных
отходов:
1 - плавильная печь; 2 - фильтр; 3 - водяной скруббер; 4 - холодильник;
5 - каплеотбойник; 6 - нагреватель; 7 - поглотитель рутения; 8 - высокоэф­
фективный фильтр; 9 - воздуходувка; 10 - воздуходувка для разбавления га­
зовых отходов; 11 - труба; 12 - бак для жидких отходов; 13 - водяной скруб­
бер с перфорированными тарелками; 14 - скруббер Вентури; 15 - конденсатор;
16 - скруббер для улавливания пыли

охлаждения газовых отходов и осаждения летучих радионуклидов,
скруббер Вентури для отделения частиц, скруббер для вымывания из
газового потока водорастворимых примесей, каплеотбойник, поглоти­
тель рутения, фильтры для удаления аэрозолей (рис. 9.16) .
9.6. ТВЕРДЬЮ ОТХОДЫ

На перерабатывающем заводе образуются значительные количества
твердых отходов, в разной степени загрязненных радиоактивными ве­
ществами. К высокоактивным твердым отходам относят оболочки и
конструкционные материалы ТВС, а также нерастворимые вещества,
216

Таблица 9.13. Накопление твердых отходов в виде оболочек, т,
в странах, ведущих переработку топлива [253]
Страна
Бельгия
Великобритания
Индия
Италия
Франция
ФРГ
Всего:

1985 г.

1990 г.

2000 г.

75
188

1300

2000
1500

300

3

250

800

1740

4900

135

480

2276

7410

7500
1500
13 600

отделенные от растворов топлива декантацией, центрифугированием
или фильтрацией. На заводе производительностью 1400 т/год, перера­
батывающем топливо водо-водяных реакторов (с глубиной выгорания
33 ГВт -сут/т и выдержкой в течение 1 года) , по расчету ежегодно обра­
зуется около 560 м3/год (420 кг/т) твердых отходов в виде оболочек
из циркалоя и из нержавеющей стали и конструкционных материалов
сборок (табл. 9.13) [253].
Радиоактивность отходов из оболочек складывается из наведенной
активности, обусловленной продуктами нейтронной активации, а также
из активности остатков нерастворенного топлива (около 0,2% загруз­
ки на растворение), активности нуклидов, проникших внутрь материала,
и активности осадков и отложений из раствора. Например, у нержаве­
ющей стали наведенная активность определяется нуклидами 54 Mn, 55 Fe
и 60 Со. Активность оболочки из нержавеющей стали РБН после года
выдержки составляет примерно 1,6 Л О16 Бк/т при тепловыделении
2300 Вт/т, а радиоактивность циркалоевых оболочек, обусловленная
содержанием 9 5 Zr, 95 Nb и 60 Со, составляет 4,1 .10 14 Бк/т при тепло­
выделении 77 Вт/т также после 1 года выдержки.
На радиохимических заводах оболочки из циркалоя хранят в неуплот­
ненном виде в бетонных, облицованных нержавеющей сталью, водозаполненных бункерах, баках, бочках, хранилищах, а оболочки из нержа­
веющей стали в сухом виде в бетонных баках, облицованных нержаве­
ющей сталью. Исключение составляют Индия и ФРГ, где куски оболочек
цементируют в бочках вместимостью 170—200 дм 3 .
Существующая практика не может быть признана удовлетворитель­
ной, особенно с увеличением масштабов переработки и образованием
больших объемов этих отходов. Поэтому в разных странах активно изу­
чают проблему переработки оболочек, цель которой заключается в сок­
ращении объемов этих отходов, надежной фиксации в них радиоактив­
ных примесных элементов и обеспечении безопасного и экономного спо­
соба захоронения отходов или использования ценных металлов.
217

В связи с этим изучаются различные методы обработки твердых от­
ходов.
Одним из таких методов является уплотнение кусков оболочек прес­
сованием в брикеты с последующей заливкой оставшихся пустот спла­
вами на основе свинца, олова и сурьмы с присадками других металлов
и заключением образующегося продукта в контейнеры для хранения
(Бельгия, ФРГ). Другой метод представляет собой включение кусков
оболочек в бетон после их уплотнения с помощью специальной про­
катной машины (ФРГ) . Возможно также включение твердых отходов в
матрицу из 80% графита и 20% серы с прессованием и нагреванием до
150 °С (ФРГ), включение в расплав стекла (Франция, США), а также
смешение измельченных оболочек с порошком алюминия, прессование
и спекание при 450 °С (ФРГ) или с порошком А1203 с последующим
прессованием и спеканием при 1200 °С (Франция) .
С целью сокращения объемов циркалоевых оболочек, а также, воз­
можно, с целью получения чистых слитков из циркония в США, Франции
и Японии изучают методы индукционной очищающей плавки в атмосфе­
ре инертного газа и в присутствии шлакообразующих добавок, а также
плавки с добавками меди, железа и других металлов для понижения
температуры плавления и с добавками стекла или фторидов кальция
и магния для очистки циркония. Получены первые небольшие слитки
диаметром 130 мм и длиной 1070 мм циркония [253]. Процесс плавки
оболочек, возможно, будет внедрен на французских заводах.
В США разработан метод, заключающийся в окислении металличес­
ких оболочек до оксидов и превращении их в силикатные соединения.
Полное окисление циркалоя и нержавеющей стали достигается за 1—4 ч
при 500-600 °С под действием смеси из 40-50% HF и 35-60% кисло­
рода. При сплавлении образовавшихся оксидов с базальтом, Na2C03
и В 2 0 3 при 1200 °С образуются плотные силикатные соединения, стой­
кие к выщелачиванию [253, 254].
В лаборатории фирмы "Сандия" (США) изучается процесс превра­
щения циркалоевых оболочек в неорганический ионообменный мате­
риал, который в дальнейшем может быть использован для фиксации про­
дуктов деления и актиноидов, с последующим спеканием его в керами­
ческий материал, пригодный для надежного захоронения ВАО. Процесс
включает подготовку оболочек к процессу хлорирования (сушка, ва­
куумная дегазация, нагревание до 450 °С); хлорирование оболочек,
например, с помощью NH4C1, с последующей возгонкой летучих хлори­
дов; взаимодействие сконденсированных и охлажденных хлоридов
(в основном, циркония) с бензольным раствором изопропилового спир­
та в присутствии аммиака с образованием промежуточного соединения —
алкоксида; очистку алкоксида циркония трехкратной перекристалли­
зацией; взаимодействие алкоксида с метанольным раствором едкого
натра и гидролиз образовавшегося промежуточного соединения, сопро­
вождающийся выпадением в осадок цирконата натрия [255].
218

Специалисты лаборатории фирмы "Сандия" подсчитали, что, если цир­
коний из оболочек от 1 т твэлов даже с выходом 70% превратить в неор­
ганический обменник, его будет достаточно для отверждения всех жид­
ких ВАО, образующихся от переработки этого количества топлива. При
этом на каждую тонну топлива будет образовываться 0,071 м3 высоко­
активного керамического материала, чтсг меньше объема боросиликатно­
го стекла (0,085 м 3 ) , которое должно образоваться при переработке то­
го же количества топлива.
В ФРГ и Великобритании также разработаны испытанные в лаборатор­
ном масштабе методы превращения оболочек в оксид или гидроксид
циркония.
Источниками средне- и низкоактивных твердых отходов являются
отработанные фильтры, обтирочные материалы, спецодежда, обувь, бу­
мага, лабораторная посуда, перчатки и другие материалы, образующиеся
в результате нормальной эксплуатации завода. Кроме того, в случае ре­
монта, замены, реконструкции возникают дополнительные твердые от­
ходы: трубы, вентили, строительные материалы, загрязненные аппараты
и оборудование и тл. Перед переработкой эти отходы сортируют на
сжигаемые и несжигаемые, прессуемые, а затем подвергают контролю
на содержание плутония и других актиноидов.
Горючие отходы (бумага, дерево, пластикат, биологические отходы
и др.) сжигают в печах с электрообогревом или с применением органи­
ческого топлива. Образующуюся золу цементируют, битумируют или
отверждают другими методами и направляют на хранение. Выделяющи­
еся при сжигании газы подвергают очистке, как правило, в аппаратах с
орошением, в результате чего образуются дополнительные жидкие отхо­
ды, требующие переработки. Негорючие отходы измельчают или режут,
прессуют, после чего засыпают в бочки и цементируют.
Плутонийсодержащие отходы перерабатывают разными методами в
зависимости от уровня загрязнения. При невысоком содержании плуто­
ния горючие отходы сжигают, превращая в продукт, стойкий к выщела­
чиванию. При значительном содержании плутония в отходах их предпо­
лагают сжигать с образованием хорошо выщелачиваемого продукта, из
которого затем можно извлекать плутоний.
Помимо обычных печей для сжигания отходов разрабатывают кон­
струкции для сжигания в расплаве солей, мокрого сжигания в смеси
азотной и серной кислот, пиролиза горючих твердых плутоний-содержащих отходов.
9.7. ЗАХОРОНЕНИЕ ОТХОДОВ

Осуществление планов широкого промышленного использования
ядерной энергетики предполагает необходимость решения первоочеред­
ной задачи удаления радиоактивных отходов из сферы деятельности че219

ловека. По проведенной оценке возможной опасности для биосферы
Земли время полной изоляции ВАО, содержащих актиноиды, должно
приближаться к 106 лет [250]. В связи с этим понятно, что захоронение
отходов сопряжено не только с преодолением технических трудностей
долговременной изоляции ВАО в условиях непрерывного рассеивания
тепла, генерируемого радиоактивным распадом, с учетом возможных
климатических и геологических изменений, но и с долгосрочной социаль­
ной ответственностью перед будущими поколениями.
Для удаления радиоактивных отходов было предложено несколько
концепций [23, 205, 215]: захоронение в континентальные геологичес­
кие формации; захоронение под или на дно океана; захоронение в лед­
никовые зоны; удаление за пределы Земли; ядерное превращение
(трансмутация) актиноидной фракции ВАО в стабильные или короткоживущие изотопы. Последние два способа рассматриваются в теорети­
ческом плане и далеки от технического осуществления.
Захоронение отходов в ледниковые области, в чатности в Антаркти­
де, изучалось специалистами ряда стран. Такое захоронение вряд ли осу­
ществимо из-за нестабильности ледниковой структуры в геологические
периоды времени, ограниченного понимания геофизики льдов и отсут­
ствия методов долгосрочного определения климата на Земле.
Захоронение отходов в осадочные наслоения и скальные пласты под
дном океана осуществимо в двух вариантах: подводным бурением по­
лостей для размещения контейнеров на определенных расстояниях,
необходимых для рассеивания тепла, с последующим запечатыванием по­
верхности породы над скважиной или организацией свободного падения
контейнера обтекаемой формы от поверхности воды, когда развиваемая
скорость обеспечивает проникновение в дно на глубину до 50 м.
Более дешевым способом могло бы стать захоронение на дне океана,
которое может быть реализовано простым погружением герметичных
контейнеров с отверждеиными отходами, стойкими к выщелачиванию.
Однако океан является неотъемлемой частью биосферы Земли, и его
чистота должна охраняться не менее тщательно, чем другие объекты ок­
ружающей среды. В то же время современный уровень знаний о процес­
сах, происходящих в глубинах океана, столь низок, что заставляет при­
бегать к весьма упрощенным моделям в прогнозировании возможного
поведения отвержденных отходов при длительном нахождении их в кон­
такте с океаническими водами на большой глубине. Поэтому метод захо­
ронения на дне океана и под его дном требует крайне осторожного под­
хода, и на него в 80-е гг. по международной конвенции введен мора­
торий, в результате которого были остановлены все работы по пробным
захоронениям, проводимые, например, Японией и США в глубокие впа­
дины Тихого и Атлантического океанов.
В США и Великобритании планируют проведение исследований океа­
нических процессов по таким основным направлениям: улавливающая
роль осадочных пород, дисперсионные процессы в толщах океанических
220

вод и биологические процессы, определяющие возврат активности к
человеку.
В современных условиях наиболее перспективным способом захоро­
нения отходов является размещение их под землей в глубинных устой­
чивых геологических формациях, которые существуют достаточно ста­
бильно на протяжении миллионов лет. Многие страны имеют расширен­
ные национальные программы по изучению свойств разных типов пород,
их способности удерживать отходы на протяжении сотен тысяч лет, по
отысканию оптимальных способов и условий захоронения. Обмен соб­
ранной информацией, международная кооперация и сотрудничество мо­
гут значительно ускорить выработку долговременной политики и спо­
собствовать строительству в некоторых странах централизованных хра­
нилищ отходов [256] (табл. 9.14).
В Западной Европе при ЕЭС разработан и выполняется план обраще­
ния с радиоактивными отходами, согласно которому осуществляются
работы по нескольким объединенным проектам и программам. Напри­
мер, проект "Pagis" посвящен оценке методов обращения и удаления ра­
диоактивных отходов, проект "Mirage" предусматривает изучение миг­
рации радионуклидов в геосфере. В третью программу ЕЭС включены
проекты строительства подземных хранилищ-лабораторий и перечень за­
дач для этих лабораторий. При ЕЭС будут работать три лаборатории:
в ФРГ (в соляных шахтах Ассе, где такая лаборатория уже создана),
в Бельгии (в глинистых формациях) и во Франции (в гранитах) .
В результате предварительной оценки разных типов пород пригодны­
ми для более детального изучения и демонстрации осуществимости захо­
ронения признаны соляные формации (ГДР, Испания, Канада, Нидерлан­
ды, СССР, США, ФРГ, Швейцария) , ангидрит или безводный гипс (Испа­
ния, Швейцария), осадочные породы — сланцы и глины (Бельгия, Вели­
кобритания, Испания, Италия, США, Франция), кристаллические горные
породы типа гранитов (Австрия, Великобритания, Дания, Испания,
СССР, США, Франция, Чехословакия), вулканические породы (Индия,
Канада).
Первый этап проводимых работ предусматривает комплексное опре­
деление характеристик района захоронения в отношении геологии, гид­
рогеологии, во до содержания и изоляции от подземных циркулирующих
вод, определение пластичности, теплопроводности, сорбционнои способ­
ности и емкости к радионуклидам вмещающей породы, пределов сохра­
нения или изменения физико-химических ее свойств под действием теп­
ловых нагрузок и тл.
Полученные результаты служат теоретическим основанием для систе­
матизации лодходящих формаций, для выработки принципов и крите­
риев отбора площадок при организации опытно-промышленного захоро­
нения отходов и конкретных рекомендаций таких мест.
К важным критериям при выборе площадок захоронения относятся
помимо геологических, гидрологических и физико-химических свойств
221

Табаица 9.14. Состояние работ и планы по захоронению отходов
в геологические формации [196,205,209,215,221, 226,256]
Страна, место­
положение

Бельгия, Моль

Великобрита­
ния,
Харуэлл
Канада

Франция

ФРГ, шахта
Ассе

Рудник Кон­
рад
Горлебен
США, Ханфорд
Карлсбад,
Нью-Мексико
Невада
Невада или
Техас
СССР
Швеция

Установка, объект

Подземная исследовательская ла­
боратория (совместно с Францией)
Хранилище САО, НАО и «-отходов
Могильник САО
Приповерхностное хранилище В АО
Подземная исследовательская ла­
боратория
Могильник для кондиционирован­
ного ОЯТ или ВАО
Подземная исследовательская ла­
боратория
Могильник САО и НАО
Приповерхностное хранение ВАО
Хранилище НАО

Порода

Дата начала
захоронения
и срок хра­
нения

Глины

1984

Тоже

-1995

Граниты или
глины

-1992
50 лет

Граниты или
соль

90-е гг.
после 2010

Граниты

-1991

-1990
(30-50 лет)
Соляные фор­ 1967
мации
1974
Тоже
1977

Хранилище САО
Экспериментальное хранение 105
шаровых твэлов высокотемпера­
турного реактора
Экспериментальное хранение ВАО
1987
Хранилище НАО и твердых отходов
1988
ядерных установок
Хранилище-могильник
Соляные купо­• -1995
Хранилище отходов ядерного цент­
ра в Ханфорде
WIPP(Waste isolation pilot plant) опытные хранилище для а-отходов
военного происхождения, подзем­
ная лаборатория
Экспериментальный могильник ОЯТ
Могильник ВАО или ОЯТ
Приповерхностное хранение ВАО
Подземное хранилище для ОЯТ
Могильник кондиционированных
и капсулированных сборок и
твэлов топлива

ла
Базальт

80-е гг.

Соляные фор­ 1989
мации
Туф
Гранит

1998

Соляные фор­
мации
Скальные по­ С 1985
(40 лет)
роды
-2030
Тоже

также сейсмичность района, возможные трассы утечек активности к по­
верхности, климатические изменения, характер взаимодействия окружа­
ющей породы с материалом контейнера и отходами, возможность разра­
боток минеральных месторождений в отдаленном будущем. Безопасность
хранилища обеспечивается допустимой тепловой и радиационной нагруз­
кой- на породу.
Проектирование и строительство хранилищ на выбранной площадке
требуют получения дополнительной информации об оптимальной глуби­
не хранилища, порядке, частоте и геометрии размещения контейнеров с
отходами, расстояниях между скважинами или колодцами, поведении за­
полненных контейнерами с отходами и запечатанных скважин и др.
Многообразие необходимых сведений и знаний предопределило широ­
кий спектр проводимых научно-исследовательских работ и разнообра­
зие применяемых методов захоронения. Отходы низкой и средней ак­
тивности на небольших глубинах захоранивались в течение многих лет в
Великобритании, Канаде, США, Франции. Под контролем МАГАТЭ осу­
ществлялось захоронение партий контейнеров с НАО и САО в Атланти­
ческий океан.
В ФРГ с 1967 г. используют бывшую соляную шахту Ассе в качестве
экспериментального хранилища, куда захоранивали сначала твердые кон­
диционированные низкоактивные отходы, а с 1974 г. — упакованные в
бетонные и стальные емкости среднеактивные отходы. Обследуется не­
сколько соляных куполов для определения места хранилища ВАО в
районе Горлебена.
В США с 1966 г. в Ок-Ридже применяют метод гидравлического разры­
ва породы для захоронения смешанных с цементом и другими примеся­
ми жидких отходов средней активности в пласт глинистого сланца. Рас­
сматривают возможность использования метода инжекции жидкостей в
изолированное пористое отложение пород или искусственную трещиноватость в непроницаемых формациях. Изучают соляные формации, в
которых будут сооружены государственные хранилища твердых отхо­
дов или отработавших твэлов. Несолевые формации исследуют на испы­
тательных площадках в штатах Невада, Вашингтон и Нью-Мексико.
Для повышения надежности захоронения рассматриваются концеп­
ции много барьерной изоляции при захоронении. При этом предусматри­
вается, например, получение радионуклидов в твердой стойкой форме,
распределение их в прочной матрице (стеклообразной или керамичес­
кой) , заключение ее в контейнер из нержавеющей стали, размещение в
скважине, облицованной защитным материалом, окружение .окважины
специальными глинами типа бентонитов с высокой сорбционной емко­
стью и, наконец, барьер из основной геологической формации, в которой
устроено хранилище.
Таким образом обеспечивают высокую степень безопасности для че­
ловека и окружающей среды.
223

Глава 10
ПРОБЛЕМЫ ЗАМКНУТОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА
В РЕАКТОРАХ НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ
Основными товарными продуктами переработки ОЯТ являются уран
и плутоний. Ценность этих продуктов определяется возможностями их
повторного использования в ЯТЦ. Ядерно-физические свойства плуто­
ния обусловливают целесообразность его "сжигания" в реакторах на бы­
стрых нейтронах. Уран, выгоревший в РТН, также может быть использо­
ван как в активной зоне РБН (в виде матрицы смешанного уран-плуто­
ниевого топлива), так и в зоне воспроизводства с целью наработки до­
полнительного плутония. Основанные на этой концепции ядерно-энерге­
тические программы, разработанные в 60-х — начале 70-х годов в веду­
щих странах мира, предполагалось реализовать уже к 2000 г. Пуск про­
мышленных РБН планировался на 90-е годы. Однако намеченные сроки
оказались нереальными по ряду причин как экономического, так и тех­
нического характера, и осуществление широкого промышленного ис­
пользования реакторов отодвинулось по крайней мере на 2—3 десяти­
летия.
Открытия новых месторождений урана показали, что запасов богатых
урановых руд (так называемого "дешевого" урана) в природе значи­
тельно больше, чем считали в момент разработки программ. Кроме то­
го, инциденты и аварии на АЭС, ужесточение требований к системам за­
щиты реакторов и обеспечения надежности и безопасности их работы
привели к усложнению процедуры лицензирования АЭС, повышению
стоимости проектов, удлинению сроков строительства АЭС, к отказу в
некоторых случаях от выполнения уже готовых проектов и к сокраще­
нию заказов на новые АЭС. Все это обусловило замедление темпов раз­
вития ядерной энергетики.
Снижение темпов роста ядерной энергетики, в свою очередь, привело
к сокращению спроса на уран, превышению предложения урана над его
спросом, накоплению запасов урана, снижению его рыночной стоимости.
В то же время стоимость переработки отработавшего топлива в рассмат­
риваемый период была необычайно высока (до 800—1000 долл/кг)
из-за больших капитальных затрат на строительство полномасштабных
стендов для испытания процессов и оборудования, на строительство за­
водов, оснащенных автоматизированными системами управления. В свя­
зи с этим более предпочтительным стало строительство простых, надеж­
ных и менее дорогих реакторов на;тепловых нейтронах. Строительство
же промышленных РБН откладывалось на более поздний срок. В этой
ситуации замкнутый ЯТЦ в настоящее время может быть реализован
только на основе рецикла урана и плутония в РТН.
Вопрос целесообразности рецикла в РТН требует рассмотрения, по
крайней мере, четырех аспектов этой проблемы, причем каждый из них
224

имеет самостоятельное значение для принятия окончательного решения:
технические возможности рецикла плутония и урана;
экономические преимущества открытого или замкнутого ЯТЦ;
политика страны в отношении путей развития ядерной энергетики;
экологическая безопасность ядерной энергетики и, прежде всего, на­
дежность захоронения ВАО от переработки ОЯТ или непереработанного
топлива.
В этой главе основное внимание будет уделено рассмотрению двух
первых аспектов.
10.1. РЕЦИКЛ ПЛУТОНИЯ

Исследования технической возможности и экономической целесооб­
разности повторного использования плутония в топливном цикле РТН
ведутся в СССР, Франции, Великобритании, ФРГ, Японии и других
странах.
Рецикл плутония осуществляется на основе использования смешан­
ного уран-плутониевого оксидного топлива [МОХ-топлива], в котором
вместо делящегося 2 3 5 U используется эквивалентное количество плу­
тония. Матрицей для смешанного уран-плутониевого топлива может слу­
жить уран, обедненный по 2 3S U, природный или частично обогащенный.
Ядерно-физические свойства МОХ-топлива отличаются от свойств ура­
нового топлива, что влияет на физические параметры реактора. Поэтому,
как показали исследования, в РТН без изменения конструкции их актив­
ной зоны на МОХ-топливо можно заменять только до 30% ТВС активной
зоны реактора с урановым топливом.
С целью полной утилизации плутония разрабатываются и уже созда­
ются усовершенствованные легководные реакторы (APWR), активная
зона которых на 100% загружается МОХ-топливом. Усовершенствование
реакторов ведут по пути применения компактной конструкции активной
зоны с увеличением концентрации делящихся материалов до 7—8%,
замены половины легкой воды в теплоносителе на тяжелую, что ведет к
увеличению средней энергии нейтронов и др. Испытания такого варианта
проводятся в Японии на реакторе Fugen, строится реактор ATR-600.
Многократное использование плутония в реакторах ограничивается
изменением его изотопного состава в процессе облучения. Этот параметр
зависит от типа реактора, нейтронного потока, первоначального обога­
щения уранового топлива, глубины выгорания, сроков хранения плуто­
ния между рециклами и др. В табл. 10.1 приведены результаты расчета
изотопного состава плутония при его многократном рециклировании.
Из таблицы видно, что изменение изотопного состава плутония с каждым
циклом приводит к снижению его "ценности", которая определяется как
процентное выражение массы плутония, эквивалентной массе 2 3 5 U,
необходимой для обеспечения одинаковой длительности цикла и энерго­
выделения в реакторе.
225
15-6819

Таблица 10.L Расчетный изотопный состав плутония
и ценность отдельных его нуклидов, % [257]
Номер
рецикла

Изотопный состав плутония
239

Ри

59,08
50,52
49,23
48,73
48,67

0
1
2
3
4

240

Ри

21,93
21,91
20,94
20,59
20,48

241

Ри

13,99
16,33
15,67
15,35
15,25

Ценность
242

Ри

— хшушния

4,5
11,25
14,17
15,29
15,61

82,4
73,4
69,6
68,1
67,6

Таблица 10.2. Относительное изменение массы изотопов
плутония после пяти рециклов [258]

Нуклид

236ри
238

Ри
239
Ри
240
Ри
241
Ри
242
Ри
Ри делящий­
ся
Ри, общий
выход

Г 1 / 2 ,лет

2,85
86,4
24 360
6300
13
3,73-10 5

Масса /-го
нуклида плу­
тония, экви­
валентная
lr235U

1,08
0,07
1,4
-0,48

Отношение содер­
жания /-го нукли­
да плутония в топ­
ливе пяти рецик­
лов к содержанию
его в первом цик­
ле
0,76
7,7
2,8
6,0
5,9
17,2
3,25
4,6

Вклад различных изотопов плутония в относительную ценность не
одинаков (табл. 10.2). Наиболее ценными являются делящиеся нукли­
ды 2 3 9 Р и и 2 4 1 Ри. Нуклиды 2 3 6 Рии 242 Ри являются нейтронными
поглотителями и имеют отрицательное значение ценности. В то же время
за пять рециклов количество 2 4 2 Ри увеличивается в 17 раз, а количество
делящихся изотопов — только в 3,25 раза.
Такое снижение качества плутония требует увеличения общего его
содержания в МОХ-топливе с плутонием более высоких генераций. На­
пример, если для компенсации 3—4% 2 3 5 U необходимо ввести 4,5-5%
"свежего" плутония, то при использовании в МОХ-топливе плутония
после пяти рециклов необходимо ввести уже 7,5% Ри. Однако такое из­
менение состава топлива осложняет управление реактором.
226

Таблица 10.3. Характеристики актиноидов в смешанном топливе после
пяти рециклов и семи лет хранения в сравнении с топливом первой
генерации [258]
Кратность изменения величины Ри 5 /Ри ь число раз
Нуклид

241

Ат
Ат
244
Ст
243

Накопление

6,75
19,5
35,5

Активность

Нейтронное
излучение

6,4
35

Количество
после перера­
ботки
2.7
6.5
11,3

Уменьшить отрицательный эффект изменения изотопного состава
возможно:
совместной переработкой МОХ-топлива нескольких рециклов с одно­
кратно облученным урановым топливом, взятых в определенных про­
порциях;
добавкой порций "свежего" плутония при изготовлении МОХ-топлива
из многократно рециклированного плутония;
использованием в качестве матрицы для изготовления МОХ-топлива
природного урана.
Еще одно неблагоприятное изменение качества плутония с увеличе­
нием числа рециклов связано с повышением его радиационного фона,
что создает проблемы при обработке и транспортировании как самого
плутония, так и МОХ-топлива.
Повышение радиационного фона обусловлено рядом причин.
Главной из них являются ядерные реакции, приводящие к образова­
нию актиноидов, из которых 2 Cm является ответственным за повы­
шение нейтронного излучения в 35 раз после пяти рециклов (табл. 103);
при этом общая активность возрастает в 6,4 раза. Кроме того, повышен­
ный радиационный фон создают и сами нуклиды плутония. Так, цепочка
распадов 2 3 6 Ри приводит к образованию жестких Y-H^y4*16116** изотопов 2 *2 РЬ, 2 1 2 Bi, 2 ° 8 Т1. Но основным источником высокоэнерге­
тического 7-излучения является 2 4* Am, который накапливается со вре­
менем как продукт 0-распада 2 4 1 Ри.
Накопление 2 4 J Am в выделенном плутонии имеет существенное зна­
чение при определении целесообразных сроков переработки облученно­
го топлива. В частности, переработку рекомендуется приблизить по вре­
мени к изготовлению нового МОХ-топлива из выделенного плутония.
Длительное хранение плутония приводит к необходимости его допол­
нительной очистки от накопившегося америция перед изготовлением но­
вого топлива или создания дистанционно управляемой технологии изго­
товления топлива. Оба способа требуют дополнительных затрат.
227

Таблица 10.4. Целесообразные предельные сроки
хранения плутония в разных формах [259,260]
Форма хранения
Порошок Pu02
Смешанные оксиды, РиОг - Ш 2
Твэлыиз Pu02 - U 0 2
ТВСс МОХ'Топливом

^H?™"*

СР К

° '

2
4
10-13
13-20

В табл. 10.4 приведены предельные сроки, позволяющие работать с
разными формами плутония без дополнительной защиты. Увеличение
сроков хранения связано с уменьшением дозы излучения при разбавле­
нии диоксида плутония ураном, а также с эффектом само экранирования
в матрице топлива, оболочках твэлов и кожухов ТВС.
Приведенные в таблице данные указывают на целесообразность полу­
чения в качестве конечного продукта переработки ОЯТ смешанных
диоксидов урана и плутония, а не чистого диоксида плутония. Однако
фирма Cogema заявила, что МОХ-топливо можно изготавливать из плу­
тония, выдержанного после его выделения из ОЯТ вплоть до 7 лет и со­
держащего до 30 000 частей америция на 106 частей плутония [261]. Та­
ким образом, сроки, приведенные в табл. 10.4, надо рассматривать лишь
как ориентировочные.
Начиная с 60-х годов ряд фирм Бельгии, Франции, ФРГ, США, Японии,
Италии занимается изготовлением смешанного оксидного топлива и изу­
чением технических условий его рецикла в легководных реакторах под
давлением (PWR) и кипящих (BWR), а также в тяжеловодных реакторах
(HWR) . Проектные мощности установок по изготовлению МОХ-топлива
приведены в табл. 10.5 [259, 263]. Наибольшего успеха в этой области
добились фирмы Belgonucleaire в Бельгии, Alkem и Kraftwerk Union
в ФРГ, EdF и Framatome во Франции, PNC в Японии. Всего до 1986 г.
более 420 тепловыделяющих сборок (~ 20 000 твэлов), содержащих
смешанное топливо, было установлено в 13 BWR, 13 PWRH 4 HWR ФРГ,
США, Франции, Италии, Нидерландах, Швеции, Бельгии, Японии [45].
В 80-е годы планы осуществления рецикла плутония в реакторах на теп­
ловых нейтронах имели Франция, ФРГ, Япония, Швейцария.
Наиболее широкая программа рецикла плутония в PWR принята во
Франции, которая является обладательницей самых больших запасов
энергетического плутония вследствие стабильной работы завода на
м. Аг. В течение 3—4 лет фирма EdF во Франции планирует использовать
для рецикла в PWR 32 т плутония. К 1993 г. МОХ-топливо будет загру­
жено в 10 реакторов мощностью 900 МВт (эл.) каждый [262]. Первые
16 т МОХ-топлива фирма EdF получила из Десселя в Бельгии, где распо­
ложен самый крупный к настоящему времени завод по изготовлению
смешанного уран-плутониевого оксидного топлива.
228

Таблица 10,5, Мощности по изготовлению смешанного
топлива [259,263,264]
Суммарные проектные мощности, т МОХ-топлива/год
для РТН

Страна
1985 г.
Бельгия
Великобритания
Индия
ФРГ
Франция
Япония
Канада
Италия

36
31
10-15
5-10
3-5
1

дляРБН

2000 г*
35
6
100
125
56

8
5-10
0,25
3
20-25
-10
5

*Проект.

Фирмы Cogema и Belgonucleaire организовали совместную фирму
Commox (60% Cogema и 40% Belgonucleaire) для производства смешан­
ного топлива. Производственная база этой фирмы будет находиться в
Кадараше и Десселе [45, 78]. Кроме того, фирма Cogema планирует
строительство завода Melox в Маркуле с производительностью 80—100 т
МОХ-топлива в год. Завод должен быть введен в эксплуатацию к 1995 г.
[262]. Изготовляемое МОХ-топливо для PWR будет содержать 4,5—5%
плутония. Это необходимо, чтобы глубина выгорания такого топлива
соответствовала глубине выгорания уранового топлива с обогащением
по 2 3 5 U 3-4% [260].
Таким образом, исследования и натурные испытания показали, что
технические проблемы, возникающие при осуществлении рецикла плуто­
ния в РТН, преодолимы и многократное рециклирование плутония в
РТН (до 5 раз) возможно с технической точки зрения.
10.2. РЕЦИКЛ УРАНА

Выгорание уранового топлива в ядерных реакторах приводит к обед­
нению его делящимся изотопом 2 3 5 U. Поэтому для повторного
использования регенерированного из ОЯТ урана необходимо восстано­
вить его реактивность дообогащением делящимися материалами. Это
можно осуществить тремя способами:
смешением обедненного урана с обогащенным, полученным из при­
родного урана;
229

Таблица 10.6. Изотопный состав урана в ОЯТ реакторов PWR и BWR [265]
Содержание изотопа, %

Содержание изотопа, %
Изотоп

Изотоп
PWR
232
и
234

и

10"7
0,017
0,9

BWR
9,5 .10" 8
0,017
0,79

236

и

238и

PWR

BWR

0,4
98,7

0,384
98,8

использованием обедненного урана в качестве матрицы в смешанном
оксидном топливе, в котором в качестве делящегося материала исполь­
зуется плутоний;
дообогащением регенерированного урана до необходимого содержа­
ния 2 3 5 U методом изотопного разделения.
В изотопном составе урана кроме выгорания 2 3 5 U происходят и дру­
гие изменения. В табл. 10.6 приведен изотопный состав урана в ОЯТ ре­
акторов PWR (начальное обогащение по 235 U3,25%) и BWR (начальное
обогащение по 2 3 5 U 3%) при глубине выгорания около 33 ГВт -сут/т
[264]. Из таблицы видно, что в ОЯТ появляются отсутствующие в при­
родном уране 2 3 2 U H 2 3 6 U , a количество 2 3 4 U возрастает в сравнении
с его природным содержанием примерно в 3 раза.
Содержание 2 3 2 U в регенерированном уране составляет 2 10"7 —
1 • 10" %, но при многократном использовании топлива может возрасти
в 10 - 100 раз.
Появление 2 3 2 U в реакторе обусловлено несколькими цепочками
ядерных превращений:
l. 238 U( W ,2/i) 237 U(j3") 237 Np(A2,2A2) 236 Np(|3",50%) 236 Pu(a) 232 U.
2. 235 U(«,7) 236 U(w,7) 237 U(j3") 237 Np(A2,2«) 236 Np(i3-,50%)
236

Pu(a) 2 3 2 U.

3. 234 U(a) 230 Th(w,7) 231 Th(j3") 231 Pa(«,7) 232 Pa(i3-) 232 U.
4. 235 U(a) 231 Th(j3") 231 Pa(A2,7) 232 Pa(j3") 232 U.
5.234и(и,3л)232и.
6. 2 3 6 U(«,7) 2 3 7 U(/3") 2 3 7 Np(«,2«) 2 3 6 Np(l3",50%) 2 3 6 Pu(a) 2 3 2 U.
7. 237 Np(«,2«) 236 Np(j3",50%) 236 Pu(a) 232 U.
8. 232 Th(«,2/2) 23, Th(/3") 231 Pa(«,7) 232 Pa(i3") 232 U.
9. 232 Th(«,7) 233 Th(/3") 233 Pa(/2,2Ai) 232 Pa(/3") 232 U.
10. 2 3 2 Th(«,7) 2 3 3 Th(j3") 2 3 3 Pa(|3-) 2 3 3 U(«,2«) 2 3 2 U.
230

ll. 2 3 0 Th(«,7) 2 3 1 Th(|3-) 2 3 1 Pa(«,7) 2 3 2 Pa(i3-) 2 3 2 U.
12. 2 3 1 Ра(лл) 2 3 2 Ра(/Г) 2 3 2 и.
Нуклиды 2 3 6 Рии 2 3 2 U являются родоначальниками длинной цепоч­
ки распадов, в которой дочерние продукты, 2 1 2 Bi и особенно 2 0 8 Т1,
имеют высокоэнергетическое у-излучение с энергией 2,2 и 2,6 МэВ соот­
ветственно.
В приведенной ниже цепочке радиоактивного распада 2 3 6 Рии 2 3 2 U
указаны периоды полураспада нуклидов и коэффициенты ветвления
[265, 266]:
236

Ри

2

> 85 года 232тт 72 года 2 2 8 T h 1,91 года ^

а

а

_ 2 2 4 R a 3,64 сут

220Rn

а
55£с

а

а

21бро

0Д45 с

а

J3 I 10,64 года
Ул»*ъ. 60,6 мин
64% Bi —•
>

2ПЯрг1
2 8

° Т1

а
60,6 мин
2i2p0 3,04-Ю-7 с

а

J3 3,10 мин
2'8

РЬ

В свежем регенерированном уране продукты распада 2 3 2 U еще не на­
копились, и его радиоактивность невелика. Это позволяет без принятия
специальных мер предосторожности провопить с таким ураном любые
необходимые операции. Однако при хранении в течение 10 лет количест­
во дочерних продуктов увеличивается в 2—2,5 раза. Активность продук­
тов распада 2 * 2 U достигает максимума через 10,3 года [265]. Поэтому
при работах с регенерированным ураном, в частности погрузочно-разгрузочных, на заводах получения гексафторидов урана, обогатительных и
заводах рефабрикации твэлов после определенного периода хранения
урана возникают трудности, связанные с повышением радиационного фо­
на (рис. 10.1).
В процессе фторирования регенерированного урана и в особенности
при обогащении его на разделительных заводах в определенных техно­
логических участках могут накапливаться радиационно опасные концент­
рации 2 32 U. Поэтому по утвержденной Министерством энергетики США
спецификации в уране, направляемом на обогащение, не должно быть
больше 1,1 • 10~7 частей 2 3 2 Uпо отношению к 2 3 5 U.
231

Р,10~6А/кг

Р,Р/ч Рис. 10.1. Зависимость мощности экспози­
ционной дозы источников из 2 3 6 Р и и 2 3 2 U
от времени

Поскольку на разделительном произ­
водстве регенерированный уран в боль­
шей мере обогащается более легким
5
10
15
нуклидом 2 32 U, чем 2 3S U, изготовле­
Время, годы
ние ядерного топлива также может
стать радиационно опасным.
232
U отрицательное воздействие на рецикл урана оказывает
Кроме
236
U, который снижает размножение нейтронов в уратакже нуклид
новом топливе, так как является хорошим их поглотителем (нейтрон­
ным ядом). 2 3 6 U образуется в результате радиационного захвата нейт­
ронов ядрами 2 3 5 U, вследствие чего около 15% 2 3 5 U исключается из
процесса деления. Поэтому в новом топливе обогащение регенерирован­
ного урана по 2 3 5 U должно быть выше, чтобы скомпенсировать влия­
ние 2 3 6 U. Величина этой компенсации зависит от типа реактора, спектра
нейтронов и ряда других факторов. В работе [265] предложены методы
расчета необходимого дополнительного обогащения.
Следует обратить внимание на то, что изотопный состав урана меня­
ется в сторону увеличения концентрации 2 3 6 U, 2 3 4 U H 2 3 2 U не только
при облучении регенерированного урана разных поколений в реакторе,
но и при дообогащении урана традиционными методами. Например, при
дообогащении регенерированного урана без добавок природного урана
до 3,55% по 2 3 5 U концентрация 2 3 6 U повышается в нем до 1,19%, а
234
U — до 0,1%. Если такое топливо отработает в реакторе, регенериро­
ванный уран второго поколения в своем составе будет иметь 1,19%
235
U и 1,54% 2 3 6 U. Последующее рециклирование приведет к увеличе­
нию содержания 2 3 6 U, и, соответственно, дообогащение необходимо
будет проводить до более высокого содержания 2 3 5 U [265].
Японские специалисты провели расчет изотопного состава уранового
топлива при многократном (до 5 раз) рециклировании для двух вариан­
тов организации топливного цикла: когда при дообогащении рециклируемый уран смешивается с природным ураном и когда при дообога­
щении используется только рециклируемый уран без добавок природ­
ного урана. Было показано, что содержание 2 3 4 U и 2 3 6 U постепенно
увеличивается от цикла к циклу, достигая состояния равновесия. Содер­
жание 2 3 2 U растет быстрее, чем содержание других нуклидов урана, и
232

7
1
изменяется
от
21СГ
до
4,1
ЛОГ
% для первого варианта и от 6,1 х
х 1(Г7 до 1,7 • Ю""6 для второго. Таким образом, в случае использования
только рециклированного урана рост концентрации всех нуклидов
(2 3 4 U, 2 36 U и 2 32 U) происходит значительно быстрее. В первом вариан­
те организации рецикла урана концент{)ация 2 3 6 U в топливе после пя­
того рецикла достигает максимальной величины 0,85%, тогда как во
втором варианте после пятого рецикла она становится очень высокой,
порядка 3,3%. Наконец, было установлено, что увеличение содержания
236
U ведет к росту концентрации 2 3 6 Ри.
Таким образом, содержание 2 3 2 U H 2 3 6 U B топливе можно снижать
разбавлением регенерированного урана природным ураном на стадии
обогащения. Расчеты показывают, что разбавление необходимо осуще­
ствлять в отношении 1:10/1:6. Это позволит сохранить содержание 2 3 2 U
и 2 3 6 U в обогащенном уране на том же уровне, что и в природном ура­
не. Ясно, однако, что такая стратегия не может быть долговременной
по мере стабилизации темпов роста ядерной энергетики и возрастания
доли регенерированного урана в топливном цикле.
Проблема вывода 2 3 2 U и 2 3 6 U из топливно-энергетического цикла
будет решена с освоением нового лазерного метода обогащения, кото­
рый позволит получать моноизотопный продукт. Есть и другая альтер­
натива: дожигание регенерированного урана легководных реакторов в
реакторах, работающих на уране с обогащением, близким к природно­
му (например, типа CANDU), в которых уран выгорает до "отвального"
содержания, и необходимость в рецикле такого топлива отпадает.

10.3. ЭКОНОМИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ РЕГЕНЕРАЦИИ
ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА

Регенерация отработавшего топлива на начальном этапе развития ядер­
ной энергетики представлялась как необходимая и экономически целе­
сообразная часть топливного цикла, позволяющая повторно использо­
вать невыгоревший уран и наработанный плутоний.
С учетом особенностей методов разделения и очистки, а также тен­
денций развития аппаратурного оформления основных технологических
процессов регенерации отработавшего топлива в 60-х — начале 70-х
годов были рассчитаны капитальные затраты на строительство радиохи­
мических заводов и затраты на переработку отработавшего топлива.
Они в зависимости от мощности завода составили 50—100 долл./кг пе­
рерабатываемого топлива. Развитие радиохимической промышленности
переработки ОЯТ АЭС показало, что эти оценки были ошибочными.
В связи с размещением заводов регенерации в общедоступных насе­
ленных районах потребовались дополнительные мероприятия по лока­
лизации радиоактивных жидких и газообразных отходов, а также по за­
щите заводов от стихийных бедствий (наводнений, ураганов, падения
233

Таблица 10,7. Капитальные затраты на строительство
радиохимических заводов [45,78 ]
Стлана
^трана
ФРГ
Великобритания, THORP
Япония, INFS
Франция, UP-2 800,UP-3

Производственная
мощность, т/год
350
1000
1000
1600

Капитальные затраты, млрд.долл.
2,5 - 3,1
2-2,4
2
4-6

самолетов и т.п.). В итоге реализации всех требований, предъявляемых
к радиохимическим заводам, и вследствие постоянной инфляции стои­
мость заводов резко возросла. В табл. 10.7 приведены капитальные зат­
раты на строительство новых радиохимических заводов.
Стоимость услуг по переработке облученного топлива также возросла.
В середине 70-х годов эта стоимость составляла 140-300 долл./кг U.
В период опытной эксплуатации завода в Токай-Мура в 1980-1981 гг.
она возросла до 390 долл./кг. В 1981-1983 гг. по договоренности
японских энергетических фирм с правительственной корпорацией
PNC стоимость переработки на заводе в Токай-Мура определена в
660 долл./кг [267-269].
Франция, заключая контракты с другими странами на переработку
ОЯТ на заводе UP-3, который должен быть введен в эксплуатацию к
концу 80-х годов, оценивает стоимость услуг в 800 долл./кг. При этом
в сумму входят также стоимость хранения облученного топлива, расхо­
ды на кондиционирование отходов и прибыль в размере 15-30 %.
С учетом дальнейшего ужесточения требований к охране окружа­
ющей среды, открытия новых месторождений урана, замедления темпов
развития ядерной энергетики, отказа от строительства в ближайшие го­
ды АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, в которых предполагалось
использование получаемого плутония, экономическая целесообразность
регенерации отработавшего топлива подверглась сомнению как спе­
циалистами, так и административно-хозяйственными работниками.
Потребовались новые технико-экономические исследования и срав­
нения вариантов развития ядерной энергетики с открытым и замкну­
тым топливным циклом, а также исследования вопросов экономики
рециклов урана и плутония.
Для оценки экономической целесообразности рецикла урана и плуто­
ния обычно используют следующие критерии:
возможность экономии природного урана;
стоимость изготовления топлива из природного (или обогащенного)
урана и из смешанных оксидов урана и плутония;
стоимость всех стадий подготовки к захоронению непереработанного
ОЯТ в сравнении со стоимостью хранения выделенного плутония и за­
хоронения В АО;
234

стоимость всех стадий открытого и разных вариантов замкнутого
ЯТЦ;
влияние открытого и замкнутого ЯТЦ на стоимость вырабатываемой
на АЭС электроэнергии.
Сопоставление всех аргументов за и против может помочь оценить
необходимость, целесообразность и своевременность рецикла делящихся
материалов. Результаты оценки экономичности рецикла в значительной
степени зависят от методов расчета, а также от многочисленных исход­
ных данных, среди которых масштабы развития ядерной энергетики,
цена на природный уран, стоимость всех операций открытого ЯТЦ, глу­
бина выгорания ОЯТ и процент 2 3 5 U в "хвостах" обогатительных заво­
дов, технология изотопного обогащения, способ хранения и захоронения
отходов или ОЯТ, стоимость переработки ОЯТ и изготовления МОХ-топлива, сроки хранения выделенного плутония, урана, а также ОЯТ и т.п.
При расчетах экономики рецикла учесть все факторы затруднитель­
но хотя бы потому, что на некоторые операции еще нет надежных расце­
нок, а известные в настоящее время стоимости отдельных операций
ЯТЦ изменяются во времени не только под воздействием успехов науч­
но-технического прогресса (открытие месторождений, освоение новых
'технологий хранения, обогащения, кондиционирования), но и под влия­
нием экономики страны и политических актов (сдерживание роста цен
или, наоборот, нагнетания их в результате закрытия предприятий, руд­
ников, введения маротория и т.п.).
Расчеты показывают, что стоимость 1 кВт • ч электроэнергии, выра­
батываемой в процессах с замкнутым или открытым ЯТЦ, находится
в интервале примерно одинаковых величин: (6.5— 8,9) • 10"3 долл. для
открытого и (6.5—8,4). 10"3 долл. для замкнутого ЯТЦ. В зависимости
от соотношения стоимостей отдельных этапов ЯТЦ в конкретных усло­
виях экономичнее может оказаться один из двух вариантов ЯТЦ. При­
мер расчета приведен в табл. 10.8.
Таблица 10.8. Структура стоимости топливной составляющей 1 кВт • ч
электроэнергии, мил л (10~ долл.) [269]
Операция ЯТЦ
U3O8 + конверсия
Обогащение
Изготовление топлива
Хранение ОЯТ
Переработка
Захоронение ОЯТ
Захоронение BAO
Ценность рециклированных материалов
Всего:

Открытый ЯТЦ
2,0813
2,5899
0,8960
0,7363

Замкнутый ЯТЦ
с рециклом в РТН
2,0813
2,5899
0,8960
—

—

1,8204

1,2766

—

—

0,8869
0,8177

7,5801

7,4568

235

Таблица 10.9. Нормированная стоимость операций ЯТЦ к 2000 г.
(на 1 кг делящихся материалов и полную продолжительность работы
предприятия ЯТЦ) [270]
Стоимость, долл/кг
Операция
Открытый ЯТЦ Замкнутый ЯТЦ
Транспортирование ОЯТ
Кондиционирование ОЯТ перед захороне­
нием
Переработка ОЯТ
Транспортирование кондиционированного
топлива
Транспортирование остеклованных ВАО
Транспортирование вторичных отходов
Хранилище ОЯТ
Кредит на уран
Кредит на плутоний
Всего:

18
241

18
732

29
—

0,4
195

483

7,4
3
205
-2
-253
710

Один из определяющих показателей — соотношение цен на природ­
ный уран и его обогащение и цен на переработку ОЯТ и изготовление но­
вого топлива на основе регенерированных урана и плутония. При совре­
менных низких ценах на природный уран (около 100 долл./кг) и высо­
ких ценах на переработку (~800 долл./кгU) стоимость замкнутого
ЯТЦ оценивается на 10-30% дороже стоимости открытого (табл. 10.9)
[270].
Усовершенствование технологии обогащения, создание дешевых ла­
зерных методов изотопного обогащения, снижение содержания 2 3 5 U
в "хвостах" обогатительных заводов продлят время относительной эко­
номичности легководных реакторов с открытым циклом по сравнению
с замкнутым ЯТЦ.
Однако низкие цены на природный уран — временное явление, свя­
занное с открытием новых урановых месторождений и падением спроса
на уран в последние 10 лет из-за замедленных темпов ввода новых АЭС.
Основной же тенденцией экономики является повышение цен на уран
и снижение стоимости переработки ОЯТ. Вопрос о том, при какой цене
природного U 3 0 8 стоимости замкнутого и открытого ЯТЦ уравняются,
обсуждается во многих публикациях. В табл. 10.10 приведена так назы­
ваемая безубыточная цена на U 3 0 8 при различных стоимостях опера­
ций ЯТЦ, т.е. такая цена, при которой стоимость замкнутого ЯТЦ с ре­
циклом и открытого становятся равными. Если составить суммар­
ный базовый вариант, т.е. принять стоимость переработки равной
600 долл./кг, стоимость обогащения - 140 долл./кг ЕРР*, степень обо*ЕРР - единица разделительных работ.

236

Таблица 10,10. Сопоставление экономических показателей
вариантов ЯТЦ [270]
Безубыточная
цена U 3 0 8 ,
долл./кг

Вариант
оценки

Значение

Стоимость переработки, долл./кг Высокая
Базовая
Низкая

900
600
300

312
190
70

Стоимость обогащения, долл./кг Высокая
ЕРР, при содержании 2 " U B
Базовая
"хвостах" 0,2%
Низкая

200
140
50

160
190
236

Содержание 2 3 5 U , % по массе,
в "хвостах" при стоимости
обогащения 50 долл./кг ЕРР

0,3
0,2

208
236
253

Параметр

Обогащение, % по массе (глубина выгорания, ГВт • сут/т)

Высокая
Базовая
Низкая
Высокая
Базовая
Низкая

Число загрузок

Высокая
Базовая

од
4,0
(40,50)
3,5
(33,75)
3,0
(27,00)
5
3

158
190
236
220
190

гащения — 3,5%, глубину выгорания 33 ГВт сут/т, то безубыточная
цена будет равной 189 долл./кг U 3 0 8 [270].
Как показали экономические исследования, проведенные в Японии,
переработка и рецикл будут экономически оправданными и выгодными,
если цена на уран будет подниматься на 4—5 % в год к 2000 г. или на
1-2% в год к 2025 г.
Снижение цен на переработку ОЯТ ожидается уже к концу столетия
с вводом новых заводов и повышением их производительности.
Стоимость изготовления МОХ в настоящее время оценивается в
3—5 раз выше стоимости изготовления топлива из свежего урана. Одна­
ко стоимость ТВС со смешанным топливом оказьшается дешевле, чем
с урановым, вследствие отсутствия дорогого процесса обогащения урана
(табл. 10.11). Некоторого увеличения стоимости МОХ-топлива можно
ожидать в связи с понижением ценности рециклируемого плутония в ре­
зультате ухудшения его свойств (см. разд. 10.1). Однако с вводом но­
вых мощностей по производству МОХ-топлива (табл. 10.5) стоимость
его будет падать.
В зависимости от масштабов рецикла уже на современном этапе ре­
цикл с РТН может дать экономию природного урана от 10 до 35%
[265, 272].
237

Таблица 10.11. Структура стоимости сборки топлива
для PWR мощностью 900 МВт (эл.) [271]
Стоимость

Урановое топливо ,долл ./кг

Природный уран (по 75 долл./кг U 3 Os)
Конверсия, долл./кг U
Обогащение (105 долл./ЕРР)
Изготовление топлива, долл./кг

474,3
35,8
510,3
158,9

75,7
5,8

Всего:

1200

875-560

МОХ, до лл ./кг

794-476*

*В зависимости от производительности завода.

По данным Франции, использование смешанного топлива вместо ура­
нового экономит 9—12% стоимости операций ЯТЦ реакторов на тепло­
вых нейтронах при условии, что переработка отработавшего уранового
и смешанного топлива осуществляется вместе на одном заводе и, сле­
довательно, по одной цене [271]. Если фирма EdF будет использовать
смешанное топливо, содержащее 5 % плутония, то это обеспечит ей эко­
номию в 4—5 млрд. франков на протяжении 20 лет.
Рецикл плутония целесообразно приблизить ко времени его извлече­
ния из ОЯТ (см. разд. 10.1). По данным США 1984 г. [260], для реак­
тора 1000 МВТ (эл.) экономия от рецикла плутония по сравнению сего
хранением в течение 15 лет составит 3—6 млн. долл./год. Хранение плуто­
ния в течение 4 лет после выделения из ОЯТ сводит к нулю все преиму­
щества его рециклирования [259]. По мнению фирмы EdF, возможно
более раннее использование плутония позволит уменьшить на 15% рас­
ходы на обогащение урана и на хранение ОЯТ [262].
Из приведенного материала видно, что, несмотря на временные
конъюнктурные колебания, тенденция развития ядерной энергетики
свидетельствует о целесообразности осуществления замкнутого ЯТЦ.

10.4. ВАРИАНТЫ РЕАЛИЗАЦИИ ЗАМКНУТОГО
ЯДЕРНОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

В настоящее время сложилось несколько концепций ЯТЦ:
открытый ЯТЦ
РТН -> хранение ОЯТ -> захоронение TBC;
238

замкнутый ЯТЦ
Лу переработка ОЯТ -> хранение Ри до
S
ввода в РБН
\,^
РТН
РБН(Ри + иобедНенный)
^ \ хранение ОЯТ до -* переработка ОЯТ
ввода в РБН
V^PTH(Pu +
РТН -> переработка ОЯТ

^ргн(Ри

+

23S

U)

иобедненный)

Открытый ЯТЦ принят в Швеции и Канаде.
В США принят промежуточный вариант с хранением ОЯТ до созда­
ния промышленных РБН. Великобритания, Бельгия, СССР, Франция,
ФРГ, Япония придерживаются стратегии замкнутого ЯТЦ, который дол­
жен осуществляться уже на современном этапе. При этом в отсутствие
промышленных РБН ведутся работы по подготовке к промышленному
рециклу урана и плутония в РТН.
Разработано несколько возможных вариантов осуществления рецик­
ла [267,273,274].
Для плутония:
1. Изготовление смешанного оксидного топлива для действующих
РТН с частичной заменой 2 35 U плутонием:
РТН -* 2 35 U - Ри -• РТН.
2. Изготовление МОХ-топлива для усовершенствованных РТН или на
основе частичной замены 2 3 5 U плутонием:
РТН - * 2 3 5 U - P u -+ APWR,
или на основе обедненного урана
РТН - Р и - и о б е д н е н н ы й -APWR.
Для урана:
1. Регенерированный уран с целью повторного использования в дей­
ствующих РТН направляют на дообогащение смешиванием с высокообогащенным ураном или изотопным разделением на обогатительном заво­
де, в том числе смешиванием с природным ураном:
РТН - > 2 3 5 и -*РТН.
2. Регенерированный уран без дообогащения используют для изготов­
ления нового топлива для РТН другого типа, например для РБМК после
выгорания в ВВЭР, или в тяжеловодном реакторе после выгорания в
PWR:
239

ВВЭР
PWR

•+ "слабо обогащенный "*

РШК

>

•* "слабо обогащенный "» ™ -

Возможны варианты, когда после регенерации первично выгоревше­
го топлива для рецикла используют лишь один из продуктов: или уран,
или плутоний. Например, в Великобритании уран направляют на дообогащение и рецикл, а плутоний оставляют на хранение.
Все перечисленные варианты ЯТЦ сравниваются с открытым ЯТЦ
РТН, между собой, с топливным циклом РТН -» Ри -* РБН. Например,
специалисты Швейцарского федерального института реакторных иссле­
дований, сравнивая топливный цикл APWR - * 2 3 5 U - P U H APWR ->
"^обедненный Pu> сделали вывод о том, что с помощью смешанного
235
U — Ри топлива можно гораздо быстрее произвести большее коли­
чество электроэнергии, хотя в этом варианте расходуется больше урана,
чем в ЯТЦ APWR с обедненным ураном. Эти специалисты считают, что в
условиях задержки внедрения РБН вариант с усовершенствованным
РТН, РТН -> Pu - 2 35 U -> APWR, имеет очевидные преимущества. В этом
реакторе предполагается использовать топливо 3,84% 2 3 5 U + 4,05% Pu.
Коэффициент использования урана в этом случае в 2,7 раза выше, чем
в открытом ЯТЦ PWR. Кроме того, в 1,7 раза сокращается объем работ
по обогащению урана [273]. Соответствующие показатели для рецикла
урана и плутония в современных РТН равны 1,4 для утилизации урана и
1,3 для сокращения работ по обогащению. В табл. 10.12 приведены по­
казатели различных вариантов ЯТЦ, рассчитанные на ближайшие 50 лет
[273].
Примерно через 150 лет, т.е. ко времени предполагаемого истоще­
ния урановых ресурсов, в варианте РТН -» 2 3 5 U - Pu -* APWR уран мог
Таблица 10,12. Сравнение альтернативных двухкомпонентных
вариантов ЯТЦ с открытым ЯТЦ LWR

Вариант ЯТЦ

Выработ­
ка элек­
троэнер­
гии,
ГВт-год

Коэффициент
ураРасход U 3 0 8 ' утилизации
на по отноше­
6
10 т
нию к открыто­
му ЯТЦ

5,6

0,95

1

10,3

1,25

1,4

РТН + U, Ри РТН

5,6

0,67

1,4

Р Т Н + Р и - и о б е д н е н н ы Й APWR

7,3

0,95

1,3

( 2 3 S U - P u APWR)

4,7

0,3

2,7

Открытый ЯТЦ LWR
РТН + 2 3 5 U - P u APWR

240

бы использоваться в 2 раза эффективнее, чем в открытом цикле; одно­
временно примерно половину плутония, наработанного в РТН, можно
будет использовать в РБН. Если рецикл урана и плутония осуществляет­
ся в саморегулирующемся ЯТЦ обычных РТН, т.е. без добавок свежего
урана, то возрастания запасов плутония jae будет. В цикле с обедненным
ураном Ри — Обедненный APWR степень использования урана увеличи­
вается, но растет и расход плутония, а значит, и его запасы существенно
снижаются.
Помимо технико-экономических оценок вариантов ЯТЦ, существен­
ное значение имеет оценка возможных радиоактивных загрязнений био­
сферы при осуществлении каждого из вариантов ЯТЦ. Ориентировочные
оценки экологической безопасности ядерной энергетики и предприятий
ЯТЦ, в том числе сопоставление радиологических последствий захороне­
ния высокоактивных отходов замкнутого ЯТЦ и ОЯТ открытого ЯТЦ,
показьюают, что замкнутый ЯТЦ надежнее открытого.
Высокоактивные отходы от переработки ОЯТ в замкнутом ЯТЦ слу­
жат, кроме того, источником, иногда единственным, весьма ценных
радионуклидов, необходимых для использования в некоторых областях
науки и техники. Выделение из ВАО урана, плутония, других актиноид­
ных элементов, а также многих продуктов деления позволяет с макси­
мальной эффективностью использовать ценные материалы, содержащи­
еся в ОЯТ, и снижает опасность радиологических последствий захо­
ронения ВАО.
В заключение этой главы следует отметить, что в настоящее время на­
учно-технические разработки в области осуществления замкнутого ядер­
ного топливного цикла с рециклом урана и плутония отстают от запро­
сов практики, которая уже вплотную подошла к необходимости решать
задачи, не имеющие еще надежных теоретических обоснований. Поэтому
в настоящее время ведутся активные работы по изучению ядерно-физи­
ческих характеристик смешанного уран-плутониевого топлива, поиски
оптимального состава такого топлива и способов его получения, конст­
рукций ТВС, оптимальной конфигурации активной зоны РТН со смешан­
ным уран-плутониевым топливом, режимов эксплуатации таких реакто­
ров, условий хранения и переработки отработавшего смешанного топли­
ва и т.п.
ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Успешное развитие ядерной энергетики и осуществление националь­
ных энергетических программ возможны лишь при гармоничном разви­
тии всех стадий замкнутого ядерного топливного цикла, в том числе
его завершающей стадии - переработки отработавшего топлива АЭС.
. Стадия регенерации отработавшего топлива АЭС на современном
этапе играет существенную роль в определении путей развития ядерной
241
16-6819

энергетики. Это обусловлено тем, что целесообразность и необходимость
переработки ОЯТ определяются не только возможностью экономии
ядерного топлива, но и требованиями безопасности обращения с ОЯТ, а
также потребностями науки и техники в извлекаемых побочных продук­
т а х - 9 ^ ! , 1 3 7 Cs, 2 3 7 Np( 2 3 8 Pu) , 2 4 1 Am, "Тс,РЗЭ и т.п. Появление ре­
генерированных урана и плутония, естественно, ставит задачу их рацио­
нального использования. В гл. 10 было показано, что существенное за­
медление темпов ввода РБН привело к тому, что в настоящее время
проблемы обращения с регенерированным ураном и плутонием решают­
ся возвращением их в ЯТЦ реакторов на тепловых нейтронах. Рецикл
урана и плутония сокращает потребность в уране для легководных реак­
торов на 20—30%, а по данным канадских специалистов, возврат плуто­
ния тяжеловодных реакторов мог бы сократить потребность в уране на
50—60%. При этом сокращаются потребности в добыче урана и его обога­
щении нуклидом 2 3 5 U.
Темпы развития радиохимической промышленности пока отстают
от темпов развитая ядерной энергетики. В то время как более 25 стран
мира уже используют энергию АЭС, радиохимическая промышленность,
перерабатывающая топливо энергетических реакторов, по существу,
еще только создается (см. приложения 2, 3).
По оценкам экспертов МАГАТЭ, ожидаемое количество накопленно­
го отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов (без учета его
переработки) в капиталистических и развивающихся странах составит
примерно 90 тыс. т в 1990 г. и 200 тыс. т к 2000 г. В то же время плани­
руется, что годовая мощность перерабатывающих заводов к 2000 г.
возрастет лишь до 9600 т.
В настоящее время кроме опытно-промышленных заводов и устано­
вок СССР, ФРГ, Японии и других стран только во Франции есть дей­
ствующий завод, перерабатывающий оксидное топливо. В некоторых
странах есть планы строительства новых заводов (Великобритания,
СССР, Франция, ФРГ, Япония) или пуска старых (Бельгия). Проявляют
заинтересованность в овладении технологией переработки топлива Ар­
гентина, Бразилия, Италия, Испания, Пакистан, Южная Корея. Тем не
менее в течение ближайших десятилетий в мире будет наблюдаться де­
фицит перерабатывающих мощностей. Ограниченная вместимость храни­
лищ может вызвать необходимость остановки энергетических реакторов
в связи с невозможностью произвести замену топлива. Поэтому уже те­
перь принимают меры к срочному строительству новых и расширению
имеющихся хранилищ или к уплотнению расстановки сборок твэлов,
что возможно, например, при использовании пеналов из борсодержащей
стали. Одновременно решают вопрос о возможности обеспечения перера­
ботки отработавшего топлива, т.е. создания крупномасштабной радио­
химической промышленности.
Своеобразие развития этой отрасли промышленности связано с тем,
что дискуссия о целесообразности регенерации отработавшего топлива
242

имеет не только научно-технический и экономический, но и политичес­
кий характер, так как развертывание строительства заводов регенерации
представляет потенциальную опасность распространения ядерного ору­
жия. Поэтому среди важнейших факторов, определяющих масштабы
радиохимического производства, а также характер технологических
процессов, следует назвать такие, как:
международное сотрудничество в области ядерной энергетики и соз­
дание правовых норм и эффективных мер международного контроля в
этой области и физической защиты ядерных материалов;
уровень развития технологии переработки отработавшего топлива,
включая разработки оборудования и средств контроля радиохимичес­
ких производств, а также уровень научно-исследовательских работ, на­
правленных на совершенствование технологии;
решение проблемы обезвреживания радиоактивных отходов;
экономика ЯТЦ, в том числе ее топливная составляющая, включая
обращение с отработавшим топливом.
Одна из важнейших проблем развития радиохимической промыш­
ленности — обеспечение полной безопасности производства, т.е. гарантии
контролируемого использования плутония и экологической безопасно­
сти производства.
Строительство заводов регенерации в неядерных странах, вызванное
стремлением этих стран к созданию национального замкнутого ЯТЦ,
повышает опасность распространения ядерного оружия и вызьшает необ­
ходимость совершенствования системы гарантий. Большинство стран
мира подписало Договор о нераспространении ядерного оружия или сог­
лашение с МАГАТЭ о гарантиях. В связи с этим в настоящее время соз­
даются эффективные системы контроля технологического процесса хи­
мической переработки ядерного топлива, позволяющие надежно опреде­
лять количество делящихся материалов на любой стадии процесса.
Обеспечению системы гарантий служат также разработки так назы­
ваемых альтернативных технологических процессов, например CIVEXпроцесса, в котором плутоний ни на одной из стадий технологии не от­
деляется полностью от урана и продуктов деления. Это значительно
затрудняет возможность его использования во взрывных устройствах.
Использование CIVEX-процесса требует решения некоторых техничес­
ких вопросов, связанных с высоким уровнем активности технологичес­
ких продуктов на всех этапах работы с плутонием. Реального воплоще­
ния альтернативные варианты технологии пока не имеют.
Во всех странах на заводах регенерации закладываются сходная тех­
нология и в основном одинаковые решения, которые рекомендованы
в ходе Международной оценки ядерного топливного цикла (МОЯТЦ)
[40] для типового завода регенерации (см. приложение 4).
Большое значение для успешного решения проблемы регенерации
отработавшего топлива и развития ядерной энергетики в целом имеет
отработка технологии обращения с радиоактивными отходами. Методы
243

переработки отходов низкой и средней активности уже широко исполь­
зуются на практике. Имеется положительный опыт хранения и захороне­
ния продуктов их переработки. Что касается отверждения высокоактив­
ных жидких отходов, то в настоящее время в промышленном масштабе
производится только остекловывание отходов, образующихся при пере­
работке топлива с низкой Шубиной выгорания. В опытном масштабе в
разных странах была продемонстрирована технология остекловьшания
отходов, полученных от переработки топлива с большой глубиной выго­
рания. Исследования различных методов отверждения продолжаются.
Вопросы вечной изоляции радиоактивных отходов от среды обитания
человека еще не нашли своего окончательного решения. Наиболее пер­
спективным способом изоляции в настоящее время представляется захо­
ронение отходов, фиксированных в стабильных матрицах, в глубинные
геологические формации, сейсмически устойчивые и стабильные в отно­
шении воздействия на них излучения и выделяемого отходами тепла.
Однако на этом пути предстоит еще провести большой объем геологи­
ческих, геохимических, гидрологических и других исследований в реаль­
ных условиях и экстраполировать полученные результаты на геологичес­
ки значимые отрезки времени.
В стадии изучения и разработки находится технология извлечения
из газообразных отходов таких биологически опасных радионуклидов,
как 1 2 9 1 , 85 Кг, 14 С, не решен еще также вопрос об оптимальных спо­
собах локализации и фиксации трития.
Комплексная переработка радиоактивных отходов предусматривает
выделение из них радионуклидов (Am, Cm, Cs, Sr, Тс, Pm и т.п.), кото­
рые находят применение в разных областях науки и техники, в частности
в радиоизотопной энергетике, для изготовления источников ионизиру­
ющих излучений и т.п.
Один из важнейших факторов, влияющих на развитие радиохимичес­
кой промышленности, фактор экономики, в настоящее время не впол­
не определен. Неопределенность в экономические расчеты вносят, в част­
ности, капитальная составляющая затрат и недостаточная степень решен­
ное™ некоторых технических и технологических задач, особенно связан­
ных с переработкой отходов.
Расчет стоимости переработки отработавшего топлива по типовой тех­
нологии при 80%-ной загрузке предприятия позволяет сделать следу­
ющие оценки:
Производительность
завода, т/год
300
750
1500
3000
244

Стоимость,
долл./кг
314-763
224-555
168-424
129-340

Стоимость производства смешанного уран-плутониевого топлива
равна 420—720 долл./кг (при производительности завода 200 т/год).
Затраты на химическую переработку ядерного топлива и на обработ­
ку и удаление радиоактивных отходов непосредственно влияют на стои­
мость вырабатываемой на АЭС электроэнергии. Затраты на топливо
АЭС складываются из стоимости загружённого в реактор свежего топли­
ва и затрат на его регенерацию — выгрузку отработавшего топлива из
реактора, выдержку в хранилище при АЭС, транспортирование к перера­
батывающему заводу, хранение на заводе, химическую переработку топ­
лива и удаление отходов. Доля топливной составляющей в структуре
издержек производства электроэнергии в ядерной энергетике оценива­
ется равной 15—20%.
Современные требования к увеличению масштабов производства, по­
вышению радиационной безопасности и охране окружающей среды,
обеспечению гарантий нераспространения ядерного оружия обусловли­
вают необходимость дальнейшего совершенствования радиохимической
технологии.
К наиболее характерным тенденциям развития радиохимической тех­
нологии следует отнести:
создание эффективной технологии, обеспеченной соответствующим
высокопроизводительным оборудованием;
совершенствование отдельных технологических операций, таких, как
модернизация подготовительных операций в целях- совмещения их с
частичной очисткой от летучих продуктов деления, повышение селектив­
ности экстракционного разделения, использование одного экстрагента
на протяжении всего процесса, использование безреагентных методов
проведения различных операций и сокращение количества отходов всех
категорий на всех технологических операциях;
замкнутый технологический цикл. по основным реагентам (вода,
азотная кислота, ТБФ);
модернизация систем контроля созданием автоматизированных сис­
тем дистанционного контроля на линии в близком к реальному масшта­
бе времени, создание систем автоматизированного пробоотбора, созда­
ние автоматизированных рабочих мест для лабораторных анализов;
создание автоматизированных систем управления технологическим
процессом (АСУТП) на основе контроля в реальном масштабе времени
и математических моделей управления процессами;
создание эффективных систем контроля за движением делящихся
материалов по всей технологической цепочке, в том числе разработка
прецизионных методов анализа делящихся нуклидов;
комплексная переработка отходов с выделением всех ценных ком­
понентов, включая продукты деления и актиноидные элементы;
переработка топлива с высокими уровнями активности, в том числе
с большой глубиной выгорания, а также смешанного уран-плутониевого
топлива;
245
17-6819

разработка новых методов получения смешанных оксидов урана и
плутония.
Для компоновки современных радиохимических заводов характерно
размещение оборудования в замкнутых модулях, соединенных между
собой гибкими шлангами и шинами. Это дает возможность дистанцион­
ной замены целых модулей. Для обслуживания, ремонта и замены тако­
го оборудования разрабатываются дистанционно управляемые тяжелые
манипуляторы и роботы, которые предполагается испытывать на спе­
циально создаваемых стендах.
Развитие методов аналитического контроля позволяет не только
внедрять их на новых заводах, но и модернизировать контроль старых
производств. Поэтому реконструкция действующих заводов всегда свя­
зана с совершенствованием систем и методов контроля как непосред­
ственно в технологической линии, так и в лабораториях. Завод в Саванна-Ривере представляет собой типичный пример старого радиохимичес­
кого производства, на котором осуществлена реконструкция с заменой
оборудования и введением современных методов контроля.
Одновременно с этими работами ведутся обширные исследования в
области биологии, медицины, экологии для установления научно обо­
снованных норм сбросов радиохимических производств.
В настоящее время наиболее эффективны водные методы переработ­
ки, которые не только применяют на всех действующих заводах и круп­
ных опытно-промышленных установках, но и закладывают в технологию
проектируемых заводов. Переработка топлива с большой глубиной вы­
горания реакторов на быстрых нейтронах также ориентирована пока на
водные методы даже при сокращении времени внешнего топливного
цикла до одного года и менее. Поскольку от начала создания проекта
завода до ввода его в эксплуатацию проходит 7—8 лет (чаще 10—12 лет),
а сроки службы завода составляют 15—20 лет, совершенно очевидно,
что водные методы переработки сохранят ведущее положение по мень­
шей мере в течение ближайших 20—25 лет. В то же время продолжают­
ся разработки неводных методов, которые, возможно, окажутся пер­
спективными для переработки топлива с большой глубиной выгорания,
особенно топлива реакторов на быстрых нейтронах при сокращенном
времени выдержки его перед переработкой.
Короткая история становления промышленной переработки ОЯТ
показывает, что она связана с преодолением разного вида трудностей —
технического, экономического и политического характера. Однако логи­
ка развития техники, требования энергообеспечения человечества и на­
учно-технического прогресса приводят к тому, что осуществляются
наиболее прогрессивные и, в конечном счете, наиболее экономичные тех­
нические решения, связанные с рециклом плутония и урана.
Тридцать лет развития ядерной энергетики СССР показали ее техни­
ческую доступность и возможность экономически приемлемой в нашей
246

стране замены органического топлива ядерным при производстве элек­
троэнергии и отопительного тепла. Намечена обширная программа раз­
вития ядерной энергетики. В 1987 г. в Советском Союзе действовало
42 энергоблока АЭС, в стадии строительства находились 11 АЭС, 2 атом­
ные станции теплоснабжения и 2 энергоблока с реакторами на быстрых
нейтронах.
Предполагается, что объем производства электроэнергии и отопитель­
ного тепла в ядерной энергетике СССР в 1990 г. по сравнению с 1985 г.
увеличится в два раза, в 1995 г. — более чем в три раза и в 2000 г. — в
пять раз [9].
Подавляющее большинство АЭС и ACT до 2000 г. будут базироваться
на реакторах на тепловых нейтронах. В эти же годы эксплуатация демон­
страционных РБН позволит заложить основы перехода к осуществлению
генеральной стратегии ядерной энергетики с реакторами на быстрых ней­
тронах, сырьем для которых служит плутоний. Если потребности в элек­
троэнергии возрастут в мире за ближайшие 50 лет в 3—4 раза, а доля
ядерной энергетики составит 20—25% общей величины, только реакторы
на быстрых нейтронах смогут в течение длительного срока обеспечить
такой объем производства, а именно ~5—10 ТВт(эл.). Это означает,
что через 50 лет первоначально намеченный путь развития ядерной энер­
гетики на основе концепции РТН -* Ри -* РБН окажется предпочтитель­
ным. Развитие радиохимической промышленности, воспроизводство
и рециклирование ядерного топлива, а также сокращение времени пре­
бывания его во внешнем топливном цикле будут способствовать гармо­
ническому развитию и быстрейшему становлению крупномасштабной
ядерной энергетики.
Альтернативой этому пути развития энергообеспечения может быть
только техническое осуществление получения энергии из таких источни­
ков, которые не вызывали бы опасности загрязнения внешней среды,
но и не уступали бы по мощности ядерной энергетике.

ПРИЛОЖЕНИЕ L Методы разделения урана и плутония при переработке облученного ядерного топлива
Условное наиме­
нование метода

Тип топлива

Принцип выделения Масштаб
Место разработили очистки
реализации ки или использопроцесса
вания

Примечание

Водные процессы
Висмут-фосфат­
ный

Уран металличес­
кий

Тригли

Уран металличес­
кий, диоксид урана

Редокс

Уран металличес­
кий, диоксид урана

Бутекс

Диоксид урана

Хелатация

Диоксид урана

Многостадийное осаждение плу­
тония с фосфатом висмута, а
затем с фторидом лантана
Экстракция дихлоПолупро­ Канада и Вели­
Использовали последовательно
мышлен­
ридом триэтиленкобритания
три экстрагента: триэтиленглиный
гликоля
кольдихлорид, метил изо бутилкетон и теноилтрифторацетон
(ТТА). Процесс применяли
с 1949 по 1954 г. в Чок-Ривере
(Канада)
Экстракция метил- Промыш­ Ок-Риджская На­ Процесс использовали с 1951
изо бутил кетоно м
циональная лабо­ по 1961 г. в Ханфорде (США)
ленный
ратория (ORNL)
США
"Юнион Карбайд С 1952 г. применяли на первом
Экстракция дибуто- То же
ксидиэтил эфиро м
Нюклеар" (США) заводе в Великобритании. Из-за
недостаточной очистки от руте­
ния этот экстрагент применяли
на I цикле, а на последующих
циклах использовали ТБФ
Экстракция ТТА
Лаборатор­ "Юнион Карбайд Разработан для извлечения и
ный
Нюклеар" (США) очистки плутония из растворов
и отходов редо кс-процесса

Осаждение

Промыш­
ленный

Ханфорд (США)

Пурекс

Уран металлический, диоксид урана

Галекс

Уран металлический

Схема с ТБФ в че- Уран металлический,
тыреххлористом
диоксид урана
углероде
Схема с дибутило- Уран металлический
вым эфиром

То реке

Диоксид тория, карбид тория

Процесс с использованием аминов

Уран металлический,
сплавы урана

Экстракция ТБФ
Промыш­
в легком углеводо­ ленный
родном разбавителе

ORNL (США) и
СССР

Заменил практически все другие
процессы, используется более
30 лет, позволяет получать высо­
кие степени очистки урана и плу­
тония
Экстракция ТБФ в Лаборатор­ Аргоннская на­
В качестве разбавителя исполь­
тяжелом разбавителе ный
циональная лабо­ зуют CCI4
ратория (ANL)
(США); Ханфорд (США)
Экстракция ТБФ в Полупро­ СССР
Разработан в начале 60-х годов.
СС14
Возможны выделение и очистка
мышлен­
урана, плутония и нептуния
ный
Экстракция дибути- Лаборатор­ СССР
Предложена схема с примене­
ловым эфиром
нием в качестве экстрагента
ный
смеси 85% дибутилового эфи­
ра на 15%СС14
Экстракция ТБФ
Полупро­ ORNL (США)
Позволяет получить высокие
коэффициенты очистки
мышлен­
ный
Экстракция третич- Тоже
Ханфорд (США), В начале 50-х тт. были разрабо­
ными аминами или
таны технологические схемы в
Франция
четвертичными ам­
США, Франции, Италии. Во
мониевыми основа­
Франции амины использовали
ниями
на стадии аффинажа плутония.
В 1970 г. в Италии опробована
технологическая схема с трикаприламином на I цикле
экстракции, а также двух цик­
личная схема с ТКА

К)
ел

Р

Продолжение прилож. 1
Условное наиме­
нование метода

Тип топлива

Принцип выделения
или очистки

Масштаб
Место разработ­
реализации ки или использо­
процесса
вания

Уран металлический Экстракция аламином-336

Лаборатор- Канада
ный

Ионный обмен

Уран металлический, Сорбция-десорбция
диоксид урана

Возможен ORNL (США)
в промыш­
ленном
масштабе

Аква-фтор

Диоксид урана

Промыш- "Дженерал
ленный мае- электрик"
штабреали- (США)
зации не
достигнут

Сочетание процессов экстракции ТБФ,
сорбции-десорбции
и летучести фторида
урана

Примечание

Опробована одноцикличная
схема выделения плутония
из топлива CANDU при помо­
щи экстракции аламином-336
в диэтилбензоле
Разработан в 1942-1944 гг. в
Ханфорде для производства
плутония. В 1956 г. предложен
для переработки топлива гомо­
генных реакторов. Использует­
ся для очистки и концентриро­
вания урана, тория и плутония
Построенный в США по этой
технологии завод не прошел
стадию горячих испытаний по
техническим причинам (завод
в Моррисе, Среднезападный)

Неводные процессы
Айрокс

Диоксид урана

Фракционная дистилляция
Летучесть продуктов Лаборатор- "Атомик интер­
деления
ный
нейшнл" (США)

Последовательное трехкратное
окисление кислородом и вос­
становление водородом отрез­
ков твэлов. Достигается низкая
степень очистки от летучих про-

Возгонка фтори­
дов

Уран металлический, Летучесть фторидов Тоже
сплавы и диоксид
урана и плутония
урана, ториевое
топливо

ANL (США)

Возгонка фтори­
дов из расплавов
соли

Уран металлический, Летучесть, сорбсплавы и диоксид
ция-десорбция
урана

ORNL (США)

Низкотемператур- Оксидное топливо,
ный способ возгон- содержащее диоксид
ки фторида плуто- плутония
ния

Летучесть гексафторида плутония при
низких температуpax

Лос-Аламосская
Национальная ла­
боратория (США)

Нитро-фтор

Сплавы урана с цир­ Летучесть
конием, алюминием

Лаборатор­ Брукхейвенская
ный
Национальная ла­
боратория (США)

Кар бокс

Карбид урана

Тоже

Выделение летучих
продуктов деления

"Атомик интернейшнл" (США)

дуктов деления. Дает возмож*
ность быстрого рециклирования
урана
Процесс изучают в СССР, а так­
же во Франции, Японии, Бель­
гии (по программе ФРГ—Бени­
люкс) более активно, чем в
США в последние годы
Разработан для выделения и
очистки урана из уран-алюми­
ниевого сплава в алюминиевой
оболочке
Используется новый окисли­
тель Ог F 2 , который при низ­
ких отрицательных температу­
рах превращает плутоний в
гексафторид с эффективностью
выше 85%
В качестве газообразного
агента использовали смесь HF
с оксидами азота N2O4, N2O3
или NOF. Разделение летучих
фторидов урана и плутония с
последующей очисткой испы­
тано на килограммовых ко­
личествах топлива
Метод заключается в последо­
вательном окислении и карботермическом восстановлении.
Степень очистки недостаточна

й

Продолжение прилож, 1

Условное найменование метода

Тип топлива

Принцип выделения
или очистки

Масштаб
реализации
процесса

Место разработ­
ки или использо­
вания

Примечание

Фракционная кристаллизация
Вымораживание

Диоксид урана

Кристаллизация
Лаборатор- ФРГ, Карлсруэ
нитратов при пони- ный
женной температуре

Из реэкстрактов I цикла выде­
ляют уран и плутоний вымора­
живанием кристаллов гексанитратов

Экстракция расплавами
Буферный метод

Экстракция расп­
лавленными со­
лями
Экстракция рас­
плавом металла

Процесс переноса
солей

Уран металлический Экстракция расплавами

Лаборатор- Брукхейвенская Создан для вьщеления урана и
ный
Национальная ла­ других элементов. Возможно
боратория
изменение метода в целях при­
способления его для вьщеле­
ния плутония
Уран металлический, Экстракция расплаЛос-Аламосская Технология может быть дове­
сплавы
вами хлоридов
Национальная ла­ дена до промышленного мас­
боратория
штаба. Ожидается высокая
степень очистки
Сплавы и уран метал- Экстракция распла"Амес", Айова
Метод дает низкую степень
лический
вом магния, каль­
(США)
очистки плутония
ция, кадмия
"Атомик интер- Расплавом магния экстра­
нейшнл" (США) гируют плутоний, степень
очистки - низкая
Диоксид урана
Экстракция распла- Лаборатор- ANL (США)
Разработан для топлива РБН.
вами хлоридов из
ный
Дает высокую очистку, воз­
расплавов металлов
можна модификация метода
применительно к другим ти-

пам топлива. Подбором соста­
вов хлоридов и металлов воз­
можно разделение урана, плу­
тония, актиноидов, продуктов
деления
DAP

-твердое тело
Разделение в системе расплав
Уран металлический, Экстракция жидЛаборатор- "Дау кемикл'
плутоний, сплавы
кость - твердое
ный
(США)
тело

Нитрид олова

Уран металлический Экстракция жид­
кость - твердое
тело

Тоже

Станфордский
университет
(США)

Плав ка-рафини­
рование

Уран металлический Летучесть и селек­
тивное окисление
продуктов деления

Полупро­
мышлен­
ный

ANL (США)

Электрорафинирование

Плутониевое то пли- Электрохимический Тоже
во, сплавы, урановое
топливо

ANL (США)

Уран растворяется в расплаве
алюминия и осаждается в фор­
ме UA13. Для извлечения плу­
тония требуется отдельная
стадия. Низкая степень очист­
ки плутония. Сомнительна
применимость метода к оксид­
ному и карбидному топливу
Выделяют уран-плутониевую
смесь. Пригоден для перера­
ботки топлива на реакторной
площадке
г
Уран и плутоний не разделяют,
очистка от продуктов деления
производится в результате
улетучивания одних и шлако­
вания других. Метод применя­
ли в течение 6,5 лет в Айдахо
Уран и плутоний отделяют от
продуктов деления благодаря
распределению между двумя
несмешивающимися фазами:
жидким кадмием (анод) и рас­
плавом хлоридов (электролит),
Более 20 лет используется в
ANL на специальной установке
по электрорафинированию
(с 1963 г.)

К Продолжение прилож
Принцип выделения Масштаб
Место разработ- Примечание
реализации ки или использоили очистки
процесса
вания

Условное наиме­
нование метода

Тип топлива

Выделение из
расплава сульфа­
тов

Оксидное или кар- Термическое разло- Лаборатор- Agip NucJeare
бидное топливо РБН жение, злектроосаж- ный
(Италия)
дение

Экстракция рас­
плавом висмута

Топливо РБН на
расплавленных со­
лях

Экстракция продук­ То же
тов деления, радия
и тория из расплава
фторидов в расплав
висмута

Университет
Киото (Япония)

Электро рафини­
рование-шлако­
вание

Циркониевые спла­
вы урана и плутония,
топливо активной
зоны и зоны воспро­
изводства РБН типа
IFR (Integral Fast
Reactor)

Осаждение на катоде "
из расплава с после­
дующей доочисткой
от солей ошлаковыванием

ANL (США)

Смешанное оксидное топливо
растворяется в расплаве суль­
фатов, сульфат плутония тер­
мически разлагается с образо­
ванием осадка оксида, диоксид
урана выделяется на катоде
при электролизе расплава
сульфатов
Рекомендованы температурные
режимы и состав фторидов (в
частности, концентрация фторид*
лития) в топливе реактора для
повышения очистки топлива эк­
стракцией примесей жидким
висмутом
На первой стадии топливо раст­
воряется в жидком кадмии при
450 °С, затем уран и плутоний,
окисляясь, переходят в электро­
лит из расплавленных солей и
осаждаются на катоде. На вто­
рой стадии катодный осадок
при 1250 °С разделяют на
уран, плутоний или их смесь и
примеси солей, соли возвраща­
ют на стадию электроочистки.

Электролиз рас­
Карбид урана
плава солей
Процесс с солевым Смешанное оксид­
ное топливо
циклом
Вьщеление нитри­
дов из расплава
металла

Сплавы урана, плу
тония

Электролиз

Уран из зоны воспроизводства
очищают электрорафинирова­
нием и шлакованием при
1300 °С. Метод дает хорошую
очистку урана и удовлетвори­
тельную смеси урана и плуто­
ния
Разработан для карбидного
топлива
Проведены испытания в укруп­
ненном масштабе

Лаборатор- "Атомик интерный
нейшнл" (США)
Тоже
Полупро- Институт
мышленный им. Бэттелла
(США)
Выделение твердых Лаборатор- Министерство
Топливо растворяют в расплав­
энергетики (США) ленном металле, затем подают
нитридов из раство­ ный
ра топлива в рас­
неокисляющий азотсодержа­
плавленном металле
щий газ, расплав с продуктами
деления удаляют под давлением,
а твердые нитриды актиноидов
остаются

ПРИЛОЖЕНИЕ 2. Краткая характеристика технологических схем переработки отработавшего ядерного топлива
Страна, ус­
ловное на­
именование
завода

Тип топлива

Уран метал­
лический

Подготовительные
операции

Механический или хи­
мический способ удале­
ния оболочки, раство­
рение, осветление
США, Саван- Уран метал­ Механический и хими­
ческий способ удаления
на-Ривер
лический
оболочки, растворение,
осветление фильтрацией
с флокуляцией или без
нее
Высокообо- Совместное растворе­
гащенное
ние топлива и оболочки
урановое
(в том числе и электро­
химическое
растворе­
топливо
ние)
США, Айдахо Высокообо- Резка топлива, различ­
ные способы растворе­
гащенное
топливо раз­ ния, осветление центри­
личных видов фугированием
США, БарДиоксид ура- Резка сборки, выщела­
чивание, осветление
нуэлл
на
центрифугированием
США, завод
Пурекс в
Хан форде

I цикл экстракции
Экстрагент,
разбавитель

Восстанови­
тель для плу­
тония

Число циклов дополнительной Некоторые
очистки, аффинаж
дополнитель­
ные операции
плутония
урана

30%-*ый ТБФ Сульфамат же­ 1 цикл экст­
в смеси «-па­ леза (II)
ракции, аниорафинов
нообменная
очистка
30%-ный ТБФ Сульфамат же­ 1 цикл экст­
в «-тридекане леза (II) сгид- ракции, катиороксил амином нообменная
(после
очистка
1978 г.)

2 цикла экст­
ракции

Межцикловое
упаривание

1 цикл экст­
ракции, СИЛИт
кагелевая
очистка

Межцикловое
упаривание,
двустадийная
промывка эк­
стракта I цик­
ла

7,5 %-ный ТБФ Сульфамат же- 1 цикл экств керосине
леза (II)
ракции, .катионообменная
очистка

1 цикл экст­
ракции, силикагелевая
очистка

5 %-ный ТБФ Плутоний не
в керосине или выделяют
в Amcko
125-90W
30%-ный ТБФ Электролитив и-додекане ческое или хи­
мическое вос­
становление
ураном (IV)

2 цикла экст­
ракции метилизобутилкетоном
1 цикл экст­
ракции, силикагелевая
очистка

Плутоний не
выделяют

2 цикла экст­
ракции

Межцикловое
упаривание

Межцикловое
упаривание

Великобри­
тания, Селлафилд

Уран метал­
лический

Диоксид урана
Великобри­ Диоксид уратания, Селла- на
филд,
THORP
Великобри­ Смешанный
тания, Дун- диоксид урарей
на и плутония из РБН
Франция,
Маркуль

Уран метал­
лический

М. Аг, завод Диоксид
UP-2
урана

М. Аг, завод Диоксид
UP-3
урана

Механическое удаление 20%-ный ТБФ Сульфамат жеоболочек, растворение, в керосине
леза (II) во
осветление центрифу­
втором цикле
гированием

2 цикла экстракции после
двух совместных циклов

1 цикл экстракции после
двух совмест­
ных циклов

Резка-выщелачивание,
осветление
Резка-выщелачивание,
осветление центрифуги­
рованием

20%-ный ТБФ
в керосине
30%-ный ТБФ
в керосине

2 цикла экстракции
2 цикла экстракции

2 цикла экст­
ракции
2 цикла экст­
ракции

Лазерная расчехловка
сборок, механическая
резка твэлов, выщелачивание, осветление
центрифугированием

20%-ный ТБФ Реэкстракция 2 цикла экств керосине
смесью серной ракции
и азотной кис­
лот

Механическое удаление 30%-ный ТБФ
оболочек, растворение в тетрамере
гидрированно­
го пропилена
Резка-выщелачивание, 30%-ный ТБФ
осветление центрифуги- в тетрамере
рованием
гидрированного пропилена

Сульфамат железа (II)
Уран (IV) с
гидразином

Уран (IV) с
гидразином

Уран поступа­ На I цикле
ет в потоки
отделяют по­
САО и НАО
ловину урана,
на II разделя­
ют уран и
плутоний
2 цикла экст­ 2 цикла экст­ Межцикловое
упаривание
ракции
ракции

Уран (IV) с
1 цикл экст­
ракции после
гидразином
(на 2-м цикле) двух совместных циклов

Резка-выщелачивание, 30%-ный ТБФ Уран (IV) с
осветление центрифуги- в углеводород- гидразином
рованием
ном разбавите­
ле

Для плутония упаривание, оксалатное осаж­
дение; для ура­
на - упарива­
ние, денитрация

2 цикла экст­
ракции

1 цикл экст­
ракции после
двух совместных циклов
2 цикла экст­
ракции

Межцикловое
упаривание,
для Ри - оксалатное осажде­
ние
Для урана упаривание

К

Продолжение прилож. 2

00

I цикл экстпакпии

S"y

Страна, ус­
ловное на­
именование
завода

Франция,
Маркуль,
TOR, SAPTOP
ФРГ, WAK

ФРГ, WAW
Япония, Токаи-Мура

СССР

Число циклов дополнительной
очистки, аффинаж

i

Тип топ­
лива

Смешанный
диоксид ура­
на и плуто­
ния из РБН

Подготовительные
операции

Экстрагент,
разбавитель

Восстанови­
тель для плу­
тония

Механическая расчех30%-ный ТБФ
ловка, резка твэлов, вы - в тетрапропищелачивание, осветле­ лене
ние фильтрованием или
центрифугированием

Электрохими­
ческое и хими­
ческое с гидроксиламином
восстановле­
ние
Диоксид ура­ Резка отдельных твэ­
30%-ный ТБФ Уран (IV),
лов, выщелачивание,
на
в н -додекане электрохими­
осветление фильтра­
ческое восста­
цией
новление
Диоксид ура­ Резка-выщелачивание, 30%-ный ТБФ Электрохими­
осветление центрифуги­ в додекане
ческое восста­
на
новление
рованием
Диоксид ура­ Резка сборки твэлов,
30%-ный ТБФ Уран (IV) с
на
выщелачивание, освет­ в додекане
гидразином во
втором совме­
ление фильтрацией
стном цикле

Диоксид ура­ Резка сборки твэ­
на
лов, выщелачивание,
осветление фильтра­
цией

30%-ный ТБФ Уран (IV) с
в легком угле- гидразином
водородном
разбавителе

плутония

1 цикл экст­
ракции после
двух совместных циклов

урана

1 цикл экст­
ракции после
двух совмест­
ных циклов

Некоторые
дополнитель­
ные операции

Для плуто­
ния — оксалатное осаж­
дение; для
урана упаривание

1 цикл экст­
2 цикла экст­
ракции, анио- ракции
нообменная
очистка
2 цикла экст­ 2 цикла экст­
ракции
ракции
1 цикл экст­
ракции после
двух совмест­
ных циклов

1 цикл экст­
ракции после
двух совмест­
ных циклов,
силикагелевая
очистка

1 цикл экст­
ракции

1 цикл экст­
ракции

Для плуто­
ния - оксалатное
осаждение

Химический способ уда- 30%-ный ТБФ Сульфамат же- 1 цикл экстления оболочки, раств керосине
леза (II)
ракции, анио­
ворение
нообменная
очистка после
двух совмест­
ных циклов
Диоксид ура- Резка-выщелачивание 30%-ный ТБФ Уран (IV) с
1 цикл экстна
в керосине
гидразином
ракции после
двух совмест­
ных циклов

Индия, Тром- Уран металбей
лический

1 цикл экст­
ракции после
двух совмест­
ных циклов

Дня плуто­
ния - оксалатное осаж­
дение

Индия, Тарапур

1 цикл экст­
ракции после
двух совмест­
ных циклов,
силикагелевая
очистка
2 цикла экст­
ракции

Оксид плуто­
ния получают
при непрерыв­
ной кальцина­
ции оксалата

Рекоменда- Диоксид ура- Резка-выщелачивание, 30%-ный ТБФ Уран (IV) с
ции МОЯТЦ на
осветление
в н-парафине гидразином
для типового
завода

2 цикла экст­
ракции

£J ПРИЛОЖЕНИЕ 3. Основные зарубежные радиохимические заводы и установки
Страна, принадлежность, ме­
стоположение

Условное наиме­
нование завода

США, Министерство энергетики, Висмут-фосфатХанфорд, шт.
ный
Вашингтон
Редокс
Пурекс

Год пус­
Производительность, т/сут
ка (или
Состояние на 1989 г.
год про- по метал- по оксид- по другим видам
екта
лическому ному топ- топлива
пуска) урану
ливу
1944

1

1951
1956

5 -6
8
13
~ 1000 т/
год
3

1984
США, Министерство энергетики, 221F
шт. Южная Каролина, СаваннаРивер

Закрыт в 1952 г., демон­
тирован
Закрыт в 1957 г.
Работает
Был остановлен
с 1972 по 1982 г.

1954
с 1959
после ре
конст­
рукции До 15

Работает

221Н

0,05
360 т/год по

235

США, Министерство энергетики, ICRP (Айдахо)
шт. Айдахо, Айдахо-Фоллс
Вест-Вэлли
США, фирма NFS,
шт. Нью-Йорк
США, фирма AGNS, Барнуэлл, Барнуэлл
шт. Южная Каролина
Средне-западный
США, фирма GE, Моррис,
шт. Иллинойс
США, фирма GA, Сан-Диего,
Сан-Диего
шт. Калифорния

1953

0,035 по

1966

300

(1976)

1500

(19 74)

300

1978

и

235

Работает

U

Работает
Остановлен в 1972 г.

Дата пуска завода не
определена
Завод не был пущен
в эксплуатацию
Опытная установ­ Работает
ка для испытания
технологии пере­
работки топлива
HTGR

США, Министерство энергетиSETE
ки, шт. Теннесси, Ок-Риджская
Национальная лаборатория
США, Министерство энергетиIET
ки, шт. Теннесси, Ок-Риджская
Национальная лаборатория
Великобритания, фирма BNEL, В-204
Селлафилд (ранее Уиндскейл)

1982

0,5 т/сут

1952

1000 т/год

1964
1969

2100 т/год

В-205 Head-End
Plont (на месте
В-204)
THORP
DFR,flyHpeft
PFR

1992
1960
1978

Франция, фирма COGEMA,
Маркуль

UP-1

195 8

~ 800 т/год

Франция, фирма COGEMA,
м. Аг

UP-2

1966

800

UP-2 НАО
UP-2 800
UP-3
SAP-TOP

1976
1991
1989
1975

Великобритания,
Управление атомной энергии,
Шотландия, Дунрей

/

Франция, фирма COGEMA,
Маркуль

TOR
/
Франция, фирма COGEMA,
АТ-1
м. Аг
ФРГ, фирма DWK, Карлсруэ
WAK
ФРГ фирма DWK, Вакерсдорф, WAW
Бавария

150
600

0,6 т/год РБН
6 т/год по МОХто пливу РБН

Строится
Закрыт в 1977 г.
Работает
Работает и расширяет­
ся, достроен цех
MAR-400 .
Работает и расширяет­
ся

400
800
800

1986
1969
1971
(1995)

2 - 4 кг/сут по
Испытываются схемы
урану или плуто­ и оборудование для пе­
реработки топлива с
нию
большой глубиной вы­
горания
Испытывается полно­
масштабное оборудо­
вание
Закрыт в 1964 г., де­
монтирован
Работает
Закрыт в 1972 г.

35 т/год
350

Строится
Тоже
Работает

10-36 кг/сут по
МОХ-топливу
5 т/год
Работает
1 кг/сут по топли- Закрыта в 1979 г.
вуРБН
Работает
Строится

о^ Продолжение прилож. 3

Страна, принадлежность, местоположение

Бельгия, фирма Belgonucleaire,
Моль

Год пусУсловное найме- к а ( и л и
нование завода ^ д п р о .
екта
пуска)

Производительность, т/сут
состояние на л^оу г.
по метал- по оксид- -по другим видам
лическому ному топ- топлива
урану
ливу

Бывший Евроке- 1966
мик
(после
1990)

0,35

Закрыто 1973 г.

60-120 т/год

Токай-Мура

1977

210

После реконструк­
ции
Работает

JNFS

1995

800

Проектируется

CPF

1982

FRTF

(1995)

Индия, Тромбей

Тромбей

Индия, Тарапур
Индия, Калпаккам
Италия, фирма ENEL,
Салудж
Италия, Ротонделл а
Аргентина, Езейза

Тарапур
Калпаккам
Еигех

1964,
30 т/год
повтор­
но
1983
1978
(1990)
1970

Itrec
Езейза

1969
(1987)

Япония, фирма PNC,
Токаи-Мура
Япония, фирма J NFS, о. Хонсю ,
Рокасомура
Япония, фирма PNC,
Токаи-Мура
Япония, фирма PNC

12 кг/сут по
МОХ-то пливу
120 кг/сут по
МОХ-топливу

Работает
Проектируется
Работает (с 1978
по 1983 г. рекон­
струировался)

100
100
15 кг/сут
5 т/год

100 т/год
10-20 т/год

Работает
Строится
Опытная установка
Строится

ПРИЛОЖЕНИЕ 4. Сравнение параметров новых заводов по переработке оксидного
топлива*. На всех заводах используются рубка-выщелачивание, осветление,
жидкостная экстракция ТБФ в трех циклах
Параметр

THORP,
UP-3*,
WAW,
Великобри- UP-2W800, ФРГ
тания
Франция

Производительность, т/сут 3 x 1 , 7
т/год 600 в пер­
вые 10 лет
250
Рабочие дни в году
До
40
Глубина выгорания топли­
ва, ГВт • су т/т
Выдержка топлива, год
Режим работы
Вместимость хранилищ:
4000
отработавшего топли­
ва АЭС, т
уранилнитрата, м
100
(концентрация, г/дм )
нитрата плутония, м
(концентрация, г/дм )
концентрата ВАО, м
концентрата САО, м
органических отходов,
м*
Твердые отходы:
оболочки, м 3 /т
ионообменная смола,
м 3 /т
фильтры системы газо­
очистки, м /год
плутонийсодержащие
материалы, м /т
Расход:
воды, м /год
пара, т/год
электричества,
кВт • ч/год
Оборудование:
на подготовительных
операциях

на I цикле

(300)
2
(300)
1600
10 000

1
11,5

2
350

0,5
100

4
800

250-300
До 40

300
До 40

20

200-300
До 40

>4
До 7
0,5
>1
Круглосуточно для всех заводов
8000

1500

100

3000

200

Зх 50

Хранят в
виде ок­
сида

100

(450)

(450)
2
(250)
До 2000
200-300

0,6-1
—

500
1

1

5,9 • 10 6
5 . 105
5 • 107 -

JNFS,
Япония

2 х4
2х 800

~1600
50009600
500

250

Индия

1000
2000

(450)
2
(250)
3600
10 000

До 100

200

350

0,5
100

0,6-0,8
1

0,5
1,5

1000

100

500

1,3

—

1,5

1,5 • 10 6
270 м 7 г

8 . 10 4
5.10
10 7

4 . 10*
6,6. 10°
9,5 • 10 7

То же

Аппарат для рубки сборки твэлов
Раствори- НепреРаствори­
тель перио- рывнодей- тель перио­
дического ствующий дического
действия
аппарат
действия
Пульсационные колонны на всех заводах
263

Продолжение прилож. 4

Параметр

на II и III циклах ура­
новой ветви

THORP,
Великобри­
тания

UP-3*,
WAW,
UP-2 800, ФРГ
Франция

Смесители-отстойники

на II и III циклах плу­
тониевой ветви
Два завода по 800 т/год.

Индия

JNFS,
Япония

Пульсащь Смесителионные ко- отстойники
лонны
Пульсационные колонны на всех заводах

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Очерки и речи академика В.И. Вернадского. М.: Научное химико-техническое
изд-во, 1922. Вып. 2. С. 1-124.
2. Вернадский В.И. Избранные сочинения. М.: Изд-во АН СССР, 1954. Т. 1.
3. Академик В.Г. Хлопин. Очерки и воспоминания современников. Л.: Наука,
1987.
4. Петросьянц А.М. Ядерная энергетика. - 2-е изд., перераб. и доп. М.: Наука,
1981.
5. Атомная наука и техника в СССР. М.: Энергоатомиздат, 1987.
6. Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики. Основы технологии и экономики
производства ядерного топлива. Экономика АЭС: Учебное пособие для вузов. 3-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1987.
7. Бабаев Н.С., Демин В.Ф., Ильин Л А . и др. Ядерная энергетика, человек и ок­
ружающая среда. - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1984.
8. Kempken М. Verzeichnis der Kernkraftwerke der Welt//Atomwirtschaft. 1986.
Bd 31, N I L S . 562-569.
9. Луконин Н.Ф. Атомная энергетика СССР. Текущие проблемы и перспективы
показателей АЭС//Атомная энергия. 1987. Т. 63, вып. 5. С. 291-294.
10. Meilenstein in der Kernenergie//Atom und Strom. 1985. Jg 31, H. 2.S.76.
11. Скворцов С А., Сидоренко В А . Об атомном теплоснабжении//Атомная энер­
гия. 1980. Т. 48, вып. 4. С. 224-228.
12. Александров АЛ., Легасов ВА., Сидоренко В.А. и др. Структура атомной
энергетики с учетом производства энергии помимо электричества//Атомная энер­
гия. 1977. Т. 43, вып. 6. С. 427.
13. Батуров Б .Б., Мелентьев ЛА., Булки н Ю.М. Использование ядерных реак­
торов для централизованного теплоснабжения и теплофикации//Атомная энергия.
1977. Т. 43, вып. 6. С. 438-445.
14. Александров АЛ. Атомная и термоядерная энергетика//Вестн. АН СССР.
1975. Т. 31, № 2. С. 24-31.
15.Nucl. Engng Intern. 1981. Vol. 26, N 315. P. 4.
16. Царенко А.Ф. Проблемы регенерации топлива быстрых реакторов//Атомная
энергия. 1976. Т. 41, вып. 6. С. 438-440.
17. Status of Liquid Metal Cooled Fast Breeder Reactors. Techn. Rep. Ser. N 246.
Vienna: IAEA, 1985. P. 527-575.
18. Бабаев H.C., Семенов Б А., Нерсесян А Л .
Международное агентство по
атомной энергии. М.: Энергоатомиздат, 1987.
19. Региональные центры топливного цикла Т. 1: Резюме отчета 1974 г. об ис­
следовательском проекте МАГАТЭ. Вена: МАГАТЭ, 1977.
20. Lennemann L., Parker Н.Е., West PJ. Regional fuel reprocessing and waste mana­
gement centres//IAEA Bull. 1975. Vol. 17, N 14. P. 10-13.
21. Комплексная программа научно-технического прогресса стран—членов
СЭВ до 2000 гУ/Правда, 1985, 19 декабря.
22. Мирный атом в странах социализма. Сотрудничество стран-членов СЭВ.
М.: Атомиздат, 1979. С. 278.
265
18-6819

23. Pioc. of the Intern. Conf. Nuclear Power and its Fuel Cycle, Salzburg, 2 - 3 May
1977. Vol. 1-3. IAEA<:N/36.
24. Дубровский B.M., Захаркин Б.С, Землянухин В.И. и др. Принципиальные
решения по обращению с отработавшим топливом реакторов на тепловых и быст­
рых нейтронах в СССР//Атомная энергия. 1987. Т. 63,вып. 5. С. 316-319.
25. Дубровский В.М., Землянухин В.И., Кондратьев А Л . и др. Опыт обращения
с отработавшим топливом АЭС в СССР, включая хранение и транспортирование//
Атомная энергия. 1983. Т, 54, вып. 4. С. 293-297.
26. Никифоров А.С., Алой А.С., Долгов В.В. и др. Обращение с высокоактив­
ными отходами, образующимися в процессе регенерации ядерного топлива//Атом­
ная энергия. 1987. Т. 63, вып. 5. С. 319-323.
27. Коэн Б. Захоронение радиоактивных отходов ядерных реакторов//Успехи
физ. наук. 1978.Т. 126, вып. 1.С. 101-121.
28. Круглое AJC., Рудик А.П. Искусственные изотопы и методика расчета их
образования в ядерных реакциях. М.: Атомиздат, 1977.
29. Chemie der nuclearen Entsorgung. Red. F. Baumgartner. Miinchen: Verlag Karl
Thiemig. 1978. Bd 1-2.
30. Nucleare Entsorgung. Neclear Fuel Cycle. Ed. by F. Baumgartner, K. Ebert e.a.
Basel: Verlag Chemie. 1981. Bd 1.1983. Bd 2.
31. Круглое A.K. Атомная наука и техника - народному хозяйству СССР//
Атомная энергия. 1976. Т. 40, вып. 2. С. 103-116.
32. Кондратьев А.Н., Косарев ЮЛ., Юликов Е.И. Проблемы транспортировки от­
работавшего ядерного топлива//Атомная энергия. 1978. Т. 44, вып. 2. С. 150.
33. Ильин BJI., Кондратьев АЛ., Лебеденко С.Г. Основные принципы обеспе­
чения ядерной безопасности в проектах транспортных упаковочных комплектов//
Атомная энергия. 1980. Т. 49, вып. 4. С. 216.
34. Доклад технического координационного комитета на заключительной пле­
нарной конференции МОЯТЦ. Вена: МАГАТЭ, 1980.
35. Исследования в области переработки облученного топлива и обезврежива­
ния отходов. Пятый симпозиум СЭВ, ЧССР. Марианске Лазне. Апрель 1981.
36. Основные правила безопасности и физической защиты при перевозке ядер­
ных материалов ОПБЗ-83. М.: ЦНИИатоминформ, 1984.
37. Ершов В.Н., Казанов K)JB., Кондратьев А.Н. и др. Организация безопасного
транспортирования отработавшего ядерного топлива в СССР. Intern. Symp. on the
Back-End of the Nuclear Fuel Cycle - Strategies and Options, 11-15 May 1987.
IAEA-SM-294/89.
38. Emballages de Transport de Matieres Radioactives. Paris: Transnucleaire. 1984.
Vol. 2. P. 28.
39. Onodera A., Nishikawa A., Ino H. e.a. Operational experience with NZ-75T spent
fuel shipping cask//7 PATRAN-1983. P. 1495.
40. INFCE summary volume. Vienna: IAEA, 1980.
41. Salander C. Wiederaufarbeitung und Zwischenlagerung//Atomwirtschaft. 1986.
Bd. 31, N10. S. 503-513.
42. Bennett B. Thermal oxide repcocessing at Sellafield//Chem. Engng. 1985.
N415. P. 35-38.
43. Plumb G.B. Review of developments in U.K. commercial reprocessing//Progress
in Nucl. Energy. 1984. Vol. 13, N 1. P. 3-18.
44. Kazuhiko Otsuka, Kaname Ikeda. The significance and prospects for fuel recycle
in Japan//Trans. Amer. Nucl. Soc. 1985. Vol. 49, Suppl. N 1. P. 212-217.
45. Back -end of the nuclear fuel cycle: Strategies and Options//Proc.of Symp. Vien­
na, 11-15 May 1987. Vienna: IAEA. 1987.
46. Шведов BJI., Седов B.M., Рыбальченко И.Я., Власов МЛ. Ядерная техноло­
гия. М.: Атомиздат, 1979.
47. Reactor Handbook. Vol. 2. Fuel Reprocessing. Ed. by S.M. Stoller, R.B. Richards.
N.Y.. - London: Interscience publishers. 1961.
266

48. Mecham W.J.
J . Jonke A.A. Research and development on aqueous processine//Reacprocessing//Reac
tor Fuel Processing.;. 1965. Vol. 8, N 2. P. 78-87.
49. Paige D.M. Preparation of Fuel Processing. Reactor Fuel Processing 19fiS Vni
я
OD yoi
N 1 . P. 8-13.
*'
' -°>
50. Baumgartner F. Entwicklungsstand und Aufgaben der Chemie und Verfahrenstechnik in der Kernbrennstoffaufarbeitung//Chem. Ing. Techn. 1977 Bd 49 N 10
S. 795-806.
51. Proc. of the Second United Nations Intern. Conf. on the Peaceful Uses of Ato­
mic Energy, Geneva: 1958. Genevf: United Nations, 1958. Vol. 17.
52. Goode J.H., Baillie M.G., Ullmann J.W. Hot cell demonstration of the zirflex and
sulfex decladding process and modified purex process at high-irradiation levels//Trans
Amer. Nucl. Soc. 1963. Vol. 6, N 1. P. 165-166.
53. La cellule ATTILA experimentation a Fontenay-aux-Roses d'un procede de traitement par voie seche sur combustibles hautement irradies. Note CEA. 1969. N 5
P. 6-8.'
54. Маркрафт M. Деструктивное окисление нержавеющей оболочки топлива.
Материалы Второго симпозиума СЭВ. Исследования в области переработки облу­
ченного топлива. Прага: ЧКАЭ, 1973. Т. 1. С. 322-330.
55. Guon J., Bodive J. Low-decontamination reprocessing studies on uranium dioxide
reactor fuels//Trans. Amer. Nucl. Soc. 1963. Vol. 6, N 1. P. 166-167.
56. Исследования в области переработки облученного топлива. Третий сим­
позиум СЭВ, ЧССР, Марианске Лазне; март 1974, Прага: ЧКАЭ, 1975. Т. 1-2.
57. Новоселов ГА., Агеенков А.Т., Савельев В.Ф. и др. Термическое вскрытие
окисленных твзлов с отделением стали от ядерного горючего фильтрацией//Атом­
ная энергия. 1974. Т. 36, вып. 1.С. 70-72.
58. Маркульский ядерный промышленный центр: Пер, с франц. М.: Атомиздат, 1975. С. 2.7-28.
59. Агеенков А.Т., Савельев В.Ф., Валуев ЕМ. Подготовка облученного ядер­
ного горючего к химической переработке (реферативный обзор) . М.: ЦНИИатоминформ, 1975, АИНФ-286.
60. Miquel P. Presentation generate du retraitement. Le retraitement (textes des con­
ferences). Saclay. 13-17 oct. 1986, CEN-INSTN.
61. Патент ФРГ 1934684.
62. Горбунова M.C. Радиохимический завод в Уэст-Валли (США). М.:
ЦНИИатоминформ, АИНФ-282,1975.
63. Никипелов А.С., Землянухин В.И., Шмидт B.C. Вопросы регенерации отра­
ботавшего топлива АЭС//Атомная энергия. 1981. Т. 50,вып. 2.С. 122-128.
64. Патент США 3679378.
65. Патент Великобритании 1558595.
66. Trinlzi С Ritrattamento dei combustibili irraddiati e gestione dei refiuti radiactive//Energia Nucl. 1979. Vol. 26, N 1. P. 27-37.
67. Handling of tritium-bearing wastes: Techn. Rep. Ser. N 203. Vienna: IAEA,
1981.
68. Патент Франции 2358728.
69. Вдовенко BJM. Современная радиохимия. М.: Атомиздат, 1969.
70. Патент ЕПВ 0129848А1.
71. Akiniko Inone. Dissolution rates of U3Oe powders in nitric acid//Ind. Eng.
Chem. Process Des. Dev. 1984. Vol. 23. P. 122 -125.
72. Bourges J., MadicC., Lecomte M. Dissolution du bioxyde de plutonium en
milieu nitrique par largen (II) electrogenere//J. Less-Common Metals. 1986. Vol. 122.
P. 303-311.
73. Патент ЕПВ 0089185.
74. Патент ФРГ 3038807.
75. Koch G. New concepts of fast breeder reprocessing//Radiochim. Acta. 1984.
Vol. 37, N 4 . P. 205-212.
267

76. Vollath D., Wedemeyer H., Elbel H. On the dissolution of (U, Pu) 0 2 solid solutions with different plutonium contents in boiling nitric acid//Nucl. Technol. 1985.
Vol. 71, N 1 . P. 240-245.
77. Thiele D., Merz E. Vereinfachtes Head-End Verfahren fur LEU - Brennstoff//
Atomwirtschaft. 1986. Bd 31, N 2. S. 87-89.
78. Intern. Conf. on Nuclear Fuel Reprocessing and Waste Management "Record 87",
Paris, 23-27 aug. 1987. Paris, SFEN, 1987.
79. Патент Великобритании 1068104.
80. Fletcher R.D., Jacobson M.E. Effect of Alloying Constituents on Aluminium
Dissolution Rates (Phillips Petroleum Co., Atomic Energy Div., Idaho Falls, Idaho).
Apr. IS, 1963,IDO-14606.
81. Rodrigues G.C. Reprocessing RERTR fuels//DP-MS-83-76.1983.
82. Davis J.L. Reprocessing Plants Rev-Up//Chem. Engng. 1971. Vol. 78, N 19.
P. 34-36.
83. Стобровский AJi. Электрохимическое растворение твэлов в азотной кис­
лоте// Атомная техника за рубежом. 1970. № 12. С. 35-40.
84. Кондратьев АЛ», Ходос МЛ., Хоникевич АЛ. Выбор специального обору­
дования для переработки твэлов типа ВВЭР по экстракционной технологии. Мате­
риалы симпозиума СЭВ. Исследования в области переработки облученного топлива.
Марианске Лазне. 1971.Т. 1.С. 172-184.
85. Патент ФРГ 3347008А1.
86. Расширенные аннотации по работам, проведенным в странах-членах СЭВ
в рамках проблемы 1-6 "Переработка облученного топлива АЭС". Прага: ГКАЭ,
ЧКАЭ, 1977.
87. Gonda К., Ока К., Hayashi К. Nonsoluble fission product residues, crud, and
fine chips of zircaloy cladding in head-end process of nuclear fuel reprocessing//Nucl.
Technol. 1984. Vol. 65, N 4. P. 102-108.
88. Патент ФРГ 3143348.
89. Proa Intern. Solvent Extraction Conf. ISEC'83, Denver, USA, Aug. 26 - Sept.
2. 1983.
90. Petrich G., Galla U., Goldacker H., Schmieder H. Electro-reduction pulsed co­
lumn for the purex-process operational and theoretical results//Chem. Engng Sci. 1986.
Vol. 41, N 4 . P. 981-988.
91. Галкин Б Л., Лазарев Л Л . , Любцев Р.И. и др. Разработка и исследование
лабораторных и опытных образцов колонных экстракторов с вибрирующими та­
релками применительно к водным методам переработки облученного ядерного
топлива. Материалы VI Симпозиума СЭВ, Пиештены, Чехословакия, 22-25 апре­
ля 1985. Прага: ЧКАЭ, 1985. Т. III. С. 71-82.
92. Карпачева СМ., Рагинский Л.С., Муратов В.М. Авт. свидетельство
№ 212229//Бюл. изобрет. 1970. № 27.
93. Рагинский Л.С., Муратов В.М., Иванов В.Д. Авт. свидетельство
№ 293139//Бюл. изобрет. 1971.№ 5.
94. Карпачева СМ., Муратов В31., Завьялов СК. и др. Авт свидетельство
№ 963145//Бюл.изобр. 1983. № 36.
95. Парфанович Б Л;, Левищев АЛ., Нудел ь AJM., и др. Авт. свидетельство
№ 950416//Бюл. изобр. 1982.№ .3.
96. Ргос. of the Intern. Solvent Extraction Conference, Lion. 8-14 Sept. 1974.
Vol. 3.
97. Schulz W.W., Navratil J.D. Science and Technology of Tributyl Phosphate. Flo­
rida: CRC, 1984.
98. Егоров Г.Ф. Радиационная химия экстракционных систем М.: Энергоатомиздат, 1986.
99. Stieglitz L., Becher R. Chemische und radiolytische Solventversetzung im PurexProzej3//Atomkernenergie-Kerntechnik. 1985. Bd 46, N 2. S. 76-86.
268

100. Bellido A.V., Rubenich M.N. Influence of the diluent on the radiolysis of TBP
in TBP, 30%(v/v) - Diluent - HN0 3 - Systems//Radiochim. Acta 1984 Vol 36.
P. 61-64.
101. Tallent O.K., Maflen J.C., Dodson K.E. Purex diluent chemical degradation//
5
Nucl. Technol. 1985. Vol. 71, N 2. P. 417-425.
102. Musikas C. New extractants for nuclear fuels. CEA-CONF-8006. 1985.
103. Якшин B.B., Филиппов ЕЛ., Белов B.A. и др. "Короны" в процессах экст­
ракции урана и актиноидов из азотнокислых растворов//Докл АН СССР 1978
Т. 241,№ 1.С. 159-162.
104. Исследования в области переработки облученного топлива. Четвертый
симпозиум СЭВ, ЧССР, Карловы Вары, 1977, ЧКАЭ. Прага: 1977. Т. 1-2.
105. Ласкорин Б Л., Скороваров Д.И., Филлипов ЕЛ., Якшин В .В. Экстрак­
ционная химия плутония и нептуния//Радиохимия. 1985. Т. 27, вып. 2. С. 156-170.
106. Розен АЛ!., Зельвенский МЛ. Достижения химии экстракции плутония
и нептуния//Радиохимия. 1984.Т. 26. С. 346-361.
107. Розен А.М., Николотова ЗЛ., Карташева МЛ. Диокисидифосфины как
экстрагенты для извлечения актиноидов//Радиохимия. 1986. Т. 28 вып. 3.
С. 407-422.
108. Розен А.М., Зельвенский МЛ., Шилин И.В. Математическое моделирование
процессов экстракционной переработки ядерного горючего. Ч. 3//Атомная энер­
гия. 1975. Т. 38,вып. 6. С. 367-371.
109. Бугаевский АЛ., Холин ЮЗ. Моделирование равновесий комплексообразования и экстракции по данным о распределении радиоактивного элемента между
фазами//Радиохимия. 1987. Т. 24, вып. 1.С. 29-32.
ПО. Марченко В.И., Рубисов В.Н., Ревякин В.В., Шмидт С.С. Математическое
моделирование процесса восстановительной реэкстракции плутония четырехвалент­
ным ураном в аппаратах дискретного типа//Атомная энергия. 1987. Т. 62, вып. 2.
С. 88-95.
111. Розен А.М., Андруцкий Л.Г., Власов B.C. Усовершенствование математи­
ческой модели экстракции актиноидов 30%-ными растворами три-н-бутилфосфата в разбавителе//Атомная энергия. 1987. Т. 62, вып. 4. С. 227-243.
112. Рубисов В.Н., Соловкин А.С. Математическое моделирование пурекс-процесса с учетом влияния на экстракционное равновесие ди-«-бутилфосфорной
кислоты (слабокислотная реэкстракция актиноидов) //Атомная энергия. 1987.
Т.63,вып.1.С.23-26.
113. Розен A.M., Захаркин Б.С, Бахрушин AJ0., Власов B.C. Математическая
модель экстракции микроколичеств Тс (VII) трибутилфосфатом//Атомная энер­
гия. 1987. Т. 63,вып. 3. С. 175-178.
114. Baumgartner P. Das Purex-Verfahren zur Wiederaufarbeitung von plutoniumreichen Kernbrennstoffen mit hohem Abbrand//Kerntechnik. 1976. Bd 18, N 6. S. 245-256.
115. Переработка топлива энергетических реакторов/Под ред. В.Б. Шевченко.
М.: Атомиздат, 1972.
116. Bibler Е. Radio lytic instability of ferrous sulfamate in nuclear process solutions//
Nucl. Technol. 1977. Vol. 34. P. 412-415.
117. McKibben J.M. Chemistry of the Purex Process//Radiochim. Acta. 1985. Vol. 36,
N 1 . P. 3-15.
118. Koch G. Chemical aspects in the design of large-scale LWR reprocessing plant//
Kerntechnik. 1976. Bd 18, N 6. S. 253-257.
119. Патент США 3770612.
120. Патент ФРГ 2559337.
121. Schmieder Н., Goldacker Н. The use of electrochemical processes in technology//
Atomkernenergie-Kerntechnik. 1979. Bd 33. Lfg. 4. S. 255-259.
122. Schmieder H., Bleyl H.-J., Galla U. e.a. Ergebnisse und Ziele von Entwicklungsarbeiten zum Purex-Prozej3//Atomkernenergie-Kerntechnik. 1985. Bd 46, N 2.
S. 67-75.
269

123. Proc. of the American Nuclear Society. Topical Meeting Back-End of the LWR
Fuel Cycle. Savannah, Georgia, 1978. CONF-780304.
124. Goldstein M., Barkert J J., Gangwer T. Photochemistry in nuclear fuel reprocessing//Nucl. Engng Intern. 1977. Vol. 22, N 264. P. 69-73.
125. Goldacker H„ Schmieder H„ Steinbrunn F. A newly developed solvent wash
process in nuclear fuel reprocessing decreasing the waste volume//Kerntechnik. 1976.
Bdl8,N10.S.426-430.
126 Патент ФРГ 2449589.
127. Патент Франции 2132756.
128. Патент Франции 2252631.
129. Патент Франции 2259834.
130. Патент Франции 2359486.
131. Патент Франции 2288377.
132. Патент США 4394269.
133. Патент США 4358426.
134. Патент США 3943204.
135. Патент США 4595529.
136. Tallent О.К. Solvent cleanup using base-treated silica gel solid adsorbent.
ORNL-TM-8948,1984.
137. Lawrence МЛ., Johnson E.R. Post reactor nuclear fuel cycle experience status
in the United States//Proc. of an Intern. Conf. Nuclear Power Experience, Vienna, 13-17
Sept., 1982. Vienna: IAEA, 1983.
138. Ochsenfeld Y., Schon D., Smits D. ел. Extraktionsdaten von Uran, Plutonium,
Americium, Zirkon und Ruthen im System HNO3 - Levextrel - TBP//Kerntechnik.
1976. Jg. 18, N 6 . S. 258-261.
139. Майоров АЛ., Браверман И.Б. Технология получения порошков керами­
ческой двуокиси урана. М.: Энерго атомиздат, 1985.
140. Henrich Е., Bauder Н., Marquardt R. A new concept for product refining in the
Purex-process//Atomkernenergie-Kerntechnik.l986. Bd 48, N 4. S. 241-245.
141. Давыдов В Л., Гамрекели МЛ., Добрынин П.Г. Термические процессы и
аппараты для получения окислов редких и радиоактивных металлов. М.: Атомиздат, 1977.
142. СУдариков Б.Н., Раков Э.Г. Процессы и аппараты урановых производств.
М.: Машиностроение, 1969.
143. Sassaki Minoru, PNCT-N-831-83-01, 1983
144. Delange M. The need for flexibility in fuel reprocessing plant - improvements
and transformations to the La Hague plant in France between 1966 and 1979//Trans.
Amer. Nucl. Soc. 1981. Vol. 36. P. 57-62.
145. Huppert N.L.j Schulze K.P., Wiese H. The reprocessing of irradiated nuclear
fuels on a semi-industrial scale//Kerntechnik. 1976. Bd 18, N 6. S. 262-267.
146. Baumgartner F. Fliej3schemavergleich von Wiederaufarbeitungsanlagen//Atomkernenergie-Kerntechnik. 1980. Bd 35, N 2. S. 81-91.
147. Шмидт B.C. Экстракция аминами. - 2-е изд. M.: Атомиздат, 1980.
148. Reprocessing plutonium handling, recycle. Report of INFCE Working Group 4.
Vienna: IAEA, 1980.
149. Ласкорин Б.Н., Стрел ко BJJ., Стражеско Д.Н. и др. Сорбенты на основе
силикагеля в радиохимии/Под ред. Б .Н. Ласкорина. М.: Атомиздат, 1977.
150. Ионообменные материалы для процессов гидрометаллургии, очистки
сточных вод и во до подготовки: Справочник, - 3-е изд./Под ред. Б.Н. Ласкорина.
М.: ГКАЭ ВНИИХТ, 1983.
151. Завод по переработке облученного горючего в Мидуэсте//Атомная техни­
ка за рубежом. 1972. № 11. С. 25.
152. Анисимов В Л., Козлов А.Г., Ланин В.П. и др. Анионообменный аффинаж
плутония и нептуния, выделенных при экстракционной переработке твэлов ВВЭР//
Атомная энергия. 1977. Т.42, вып. 3. С. 191-195.
270

153. Парамонова В.И. Разделение и выделение плутония и нептуния
ным методом из различных сред//Радиохимия. 1975. Т. 17, № 6 С ^ J A Q 0 " "
154. Hedger HJ. Fast reactor fuels//J.Inst. Nucl. Engrs. 1976. Vol 17 м"2 P to A '
155. Doto P.C. ARY-SH-213, CONF-7506607-25//Proc. of the Amer w/ i „
WucL Soc
1975. Vol. 21. P. 246.
156. Самойлов AX., Каштанов АЛ., Волков B.C. Дисперсионные тепловыделя­
ющие элементы ядерных реакторов//М.: Атомиздат, 1969.
157. Lerch R.E., Norman R.E. Nuclear fuel conversion and fabrication chemistry//
Radiochim. Acta. 1984. Vol. 36. P. 75-98.
158. Koizumi Masumichi, Ohtsuka Katsuyuku, Hiroto Isagawa e.a. Development
of a process for the co-conversion of Pu-U nitrate mixed solutions to mixed-oxide
powder using a microwave heating method//Nucl. Technol. 1983. Vol. 61. P. 55-70.
159. Nuclear Fuel. 1986. Vol. 11, N 17. P. 2 - 3 .
160. Филиппов ЕЛ., Карелин АЛ., Панков А.Г. и др. Состояние и тенденция
развития физико-химических методов получения микросферических частиц ядер­
ного топлива//Радиохимия. 1984. Т. 26, вып. 2. С. 225-246.
161. Levitz N., Lawronski N., Petkus N. A fluid-bed process for the conversion of
uranium-plutonium nitrates to oxides//Trans. Amer. Nucl. Soc. 1972. Vol. 15, N 2.
P. 667-668.
162. Патент ФРГ 3332954, 1985.
163. Shulz W.W. DBBP Solvent Extraction Recovery of Neptunium and Plutonium
from Purex 1 WW Solutions, USAEC Report BNWL-702, Pacific Northwest Lab., 1969,
Febr.
164. Shulz W.W. D"EHPA extraction recovery of neptunium and plutonium from
purex acid sludge solutions, USAEC Report BNWL-583, Pacific NoTthwest Lab. March
1968. Цитируется по кн.: Производство и извлечение нептуния-237. М.: Атомииздат, 1975.С 8.
165. Stevenson С.Е., Paige D.M. Research and Development on Aqueous Processing//
Power Reactor Technol. Reactor Fuel Process. 1967. Vol. 10(2). P. 156.
166. Рос W.L., Joycl A.W., Martens RJ. 2 3 7 N p and 2 3 8 Pu Separation of the Savan­
nah River Plant//Ind.Eng. Chem., Process Design Develop. 1964. Vol. 3. P. 314.
167. Siting the first demonstration plant for Europe's fast breeders//Nucl. Eng. In­
tern. 1986. Vol. 31, N 379. P. 24-28.
168. Pugh O. Fuel Cycle Operations at Dounreay//Nucl. Engineer. 1985. Vol.26, N 4.
P. 106-119.
169. Ренард Э.В., Кузнецов Г.И., Сметании Э.Я. и др. Проверка технологии
экстракционной регенерации облученного уран-плутониевого топлива реакторов
на быстрых нейтронах на укрупненной лабораторной установке с использованием
центробежных экстракторов. Докл. на советско-французском семинаре "Вопро­
сы экстракционной переработки твэлов реакторов на быстрых нейтронах; физи­
ко-химические основы". Москва, 15-22 мая 1987 г.
170. Selvaduray G., Goldstein MJC., Anderson R.N. Separation technologies reviewed//Nucl. Engng Intern. 1978. Vol. 23, N 275. P. 35-40.
171. Кикоин И.К., Цыканов В А., Демьянович МЛ. и др. Опытная регенерация
облученного уранового топлива реактора БОР-60 фторидным способом. Препринт
НИИАР П-18 (284). Димитровград: НИИАР, 1978.
172. Von P. Groll. Inline-Instrumente und Laborautomaten fur die Prozej3-Kontrolle des Purex-Prozesses//Atomkernenergie-Kerntechnik. 1985. Bd 46, N 2. S. 94-96.
173. Ильенко Е.И., Царицына Л.Г., Липатова A.B. Аналитический контроль тех­
нологического процесса на заводе в Барнуэлле США) : Обзор. М.: ЦНИИатоминформ. 1985. Вып. 2(12) .
174. McKibben J.M., Pickett С.Е., Dickert И.О. Process control measurements in the
SRP fuel separations plants. DPSPU-81-30-20.1982.
175. Горбунова M.C. Во до-водяные реакторы и их топливный цикл за рубе­
жом. Вып. 9. Приборы непрерывного автоматического контроля технологичес271

кого процесса на заводах по переработке облученного топлива во Франции. АИНФ
548. М.: ЦНИИатоминформ, 1981.
176. Hakkfla Е.А., Diets RJ., Shipley J J*. Role of near-real-time accounting in inter­
national safeguards for reprocessing plant. LA-UR-79-1802.1979.
177. Karlsruhe International Conference on Analytical Chemistry in Nuclear Tech­
nology, Karlsruhe, June 3-6,1985.
178. Ottmar H., Eberle H., Matussek P. e.a. How to simplify the analytics for inputoutput accountability measurements in a reprocessing plant. KfK 4012,1986.
179. Taylor B.L., Russen L. Installation of an in-line К-edge densitometer in the
D.N.E. fast reactor fuel reprocessing plant//Proc. Symp. Nuclear Safeguards Technology
10-14 nov. 1986, Vienna. Vienna, 1986. IAEA-SM-293/25.
180. TASTEX: Techn. Rep. Ser. N 213, Vienna: IAEA. 1982.
181. X-ray unit tracks heavy metals//Nucl. Engng Intern. 1983. Vol. 28, N 337.
P. 50-51.
182. Hofstetter К J., Huff J A . Application of on-line Pu isotopic concentration motinors at a NFRP. AGNS-1040-CONF-68. Feb. 1979.
183. Rebagay T.V., Huff J.A., Hofstetter К J. Automated monitoring of in-process
Plutonium concentration//Analyt. Chem. Jan. 1982. Vol. 54, N 1. P. 8-12.
184. International training course on implementation of state systems of accounting
for and control of nuclear materials. LA-9609-C, 1982.
185. Eberle H., Ottmar H., Matussek P. Plutonium isotopic assay of reprocessing
product solutions in the KfF K-edge densitometer. JOPAG/04.85-PRG-113.
186. Hyder MX., Perkins W.C., Thompson M.C. e.a. Processing of irradiated, enriched
uranium fiels at the SRP. DP-1500,1979.
187. Radioelement analysis. Progress and problems. Ed. by W.S. Lyon. Michigan:
Ann Arbor Science, 1982. P. 327-333.
188. Baker M.P. An integrated nondestructive assay system for a new plutonium
scrap recovery facility//Trans. Amer. Nucl. Soc. 1985. Vol. 48. P: 167-171.
189. Alberti A., Reh W., Voir A. EDV-Einsatz zur Verbesserung der Prozej3kontrolle
in einer Wiederaufarbeitungsanlage//Atomwirtschaft. 1985. Bd 30. S. 249-250.
190. Рыжинский MJJ«, Липовский АЛ., Степанов A3, и др. Изготовление и
аттестация стандартных образцов урана//Третья Всесоюзная конференция по хи­
мии урана, Москва, 12-14 ноября 1985. Тезисы докл. М.: Наука, 1985. С. 104.
191. Burkett SJX, Dyches G.M., Spencer W.A. Wet chemical analysis with a labora­
tory robotic system. DP-MS-83-82. 1984.
192. Brocke G., Bradda W. Summarizing documentation of the laboratory automation
system RADAR for the analytical services of a nuclear fuel reprocessing facility. Juel.
1749.1983.
193. Bartholet T. Odetics makes great strides//Nucl. Engng. Intern. 1986. Vol. 31,
N381. P. 43-44.
194. Malstrom R.A., Hirschfeld T. On-line uranium determination using remote fi­
ber fluorimetry. DP-S-83-40,1983.
195. Ottmar H. An advanced nondestructive assay system for reliable and timely
nuclear materials accountancy in reprocessing. ESARDA Bulletin, 1986. P. 19-20.
196. Radioactive Waste Management. A Status Report. Vienna: IAEA, 1985.
197. Леннеманн В Л . Обращение с высокоактивными отходами//Бюл. МАГАТЭ.
1979. Кн. 21,№4.С. 2-19.
198. Standartization of Radiactive Waste Categories, Techn. Rep. Ser. N 101. Vienna:
IAEA, 1970.
199. Bericht iiber das in der Bundesrepublik Deutschland geplante Entsorgungszentrum flir ausgediente Brennelemente aus Kernkraftwerken. DGWK Hannover, 1977. S. 308.
200. Bohm H. R&D for the Nuclear Waste Management Concept of the FRG//Atomwirtschaft. 1977. Bd 22, April. S. 209-214.
201. Alfredson P.G., Levins DM. Radioactive waste management//Atomic Energy.
1976,July.P.18-29.
272

202. Допустимые выбросы радиоактивных и химических веществ в атмосфе­
ру/^.М.Теверовский, М.Е. Артемова, АЛ. Бондарев и дрУПод ред. ЕМ Теверовского и ИЛ. Терновского. - 2-е изд. М.: Энергоатомиздат 1985
203. Нормы радиационной безопасности НРБ-76 и основные санитарные пра­
вила работы с радиоактивными веществами и другими источниками ионизиру­
ющих излучений ОСП-72/80. - 3-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1988.
204. Treatment of Low -and Intermediate-level Liquid Radioactive Wastes Techn Rep
Ser. N 236. Vienna: IAEA. 1984.
205. Рихтер Д.К. Национальная и международная деятельность в области под­
земного захоронения радиоактивных отходов//Бюл. МАГАТЭ 7978 Кн 20 № 4
С. 34-50.
'
'
206. Witzig W.F., Foster М.Е. Nuclear wastes as heat source//Nucl. Engng Intern
1981. Vol. 26, N315. P. 4.
207. Mc Kay МЛ.С. The separation and recycling of actinides. A Review of the
state of the art. Rep. EUR 5801,1977.
208. Tondinelli L. Heterogeneous all actinide recycling in LWR-all actinide cycle
closure concept. CNEN-RT/FT(79)25.
209. Disposing of spent fuel underground//Nucl. Engng Intern. 1985. Vol. 30,
N377. P. 31-32, 37.
210. Techniques for the solidification of.high-level wastes. Techn. Rep. Ser. N 176.
Vienna: IAEA, 1977.
211. Witt D.C., Bradley R.F. Liquid waste handling of spent fuel reprocessing complex//
Nucl. Tchnol. 1979. Vol. 43, N 3/4. P. 244-258.
212. Proc. of the Intern. Symposium Ceramics in Nuclear Waste Management, Cin­
cinnati, Ohio, USA, April 3 0 - 2 May, 1979. CONF-790420.
213. Proc. of the Intern. Symposium on the Management of the Radioactive Wastes
from Nuclear Fuel Cycle. Vienna: March 1976, IAEA-SM-207. Vienna: IAEA, 1976.
214. Ильенко EM~, Царицына Л.Г., Котова КШ. Методы отверждения высокоак­
тивных отходов в зарубежных ядерных центрах. М.: ЦНИИатоминформ, АИНФЧ67,
1978.
215. Proc. of Intern. Symp. of Radiactive Waste. Helsinki, July 1979, IAEA-SM-243.
216. Bebbington W.P. The Reprocessing of nucl. fuels//Scientific American. 1976.
Vol. 235, N6. P. 30-41.
217. Daglish J. High-level waste management research//Atom. 1979. N 269. P. 58-62.
218. High-level waste-form-product performance evaluation, DP-MS-81-114, 1982.
219. Chemical durability and related properties of solidified high-level waste forms.
Techn. Rep. Ser. N 257. Vienna: IAEA, 1985.
220. Никифоров A.C., Куличенко B.B., Жихарев МЛ. Обезвреживание жидких
радиоактивных отходов. М.: Энергоатомиздат, 1985.
221. Crandall J.L., Krause Н., Sombert С , Uematsu К. High-level waste processing
and disposal//Trans. Amer. Nucl. Soc. 1985. Vol. 48. P. 106-117.
222. Громов BJB. Введение в химическую технологию урана. М.: Атомиздат,
1978.
223. Nuclear News. 1985. Vol. 28, N 14. P. 122.
224. Scheuten G.H. Die deutsche Wiederaufarbeitungsanlage//Atomwirtchaft. 1985.
Bd30,N7. S. 363.
225. Nucl. Engng Intern. 1985. Vol. 30, N 371. P. 23-24.
226. Costello J.M. Current state of the art in highlevel radioactive waste disposal//
Ftomic Energy in Australia. 1984. Vol. 27, N 1-4. P. 17-47.
227. Uetake Naohito, Ozawa Yoshiniro. High-level radioactive waste glass synthesis
at low temperatures//Nucl. Technol. 1984. Vol. 67, N 2. P. 221-227.
228. Sunder Rajan N.S., Meckoni V.N. Management of highly radioactive wastes an overview of the current technology and cost impact. IAEA-CN-42/92//Proc. Intern.
Conf. Nuckear Power.Experience. Vienna, 13-17 Sept. 1982. Vienna: IAEA, 1983.
273

229. Nucl. News. 1985. Vol. 28, N 14. P. 114.
230. Reeve K. Solid progress at Synrocdemo plant//Nucl. Engng Intern. 1985. Vol. 30.
N374. P. 17-18.
231. Characteristics of solidified high-level waste products. Techn. Rep. Ser. N 187.
Vienna: IAEA, 1979.
232. McDuffie H.F. Recovery of nonradioactive Pd and Rh from high-level radioac­
tive wastes. ORNL-TM-6654, 1979.
233. Parish T.A., Davidson I.W. Reduction in the toxicity of fission product wastes
through transmutation with D-T fusion neutrons//Nucl. Technol. 1980. Vol. 47, N 2.
P. 324-342.
234. Waste management research abstracts. IAEA/HSM, 1978, N 12.
235. Krause H. Experiences in the treatment of radioactive waste//Kerntechnik. 1977.
Bd 19, N 4, S. 171-179.
236. Bituminization of radioactive Waste//Techn. Rep. Ser. N 116. Vienna: IAEA,
1970.
237. Bahr W., Finsterwalder L., Hausberger H. Die Entwicklung eines коntinuierlichen
Werfahrens zur Behandlung organisches flussiger Abfalle ausWicderaufarbeitungsanlagen.
AED-CONF-77-013-115. Reactortagung, Mannheim, 1977. S. 459-464.
238. Removal storage and disposal of gaseous radionuclides from airborne effluents.
Vienna: IAEA-209,1978.
239. Source and effects of ionizing radiation. A report of UN SCEAR, XXXII Ses­
sion, Supplement N 40 (A/32/40). N.Y.: United Nations, 1977.
240. Radioiodine removal in nuclear facilities. Methods and techniques for normal
and emergency situations//Techn. Rep. Ser. N 201. Vienna: IAEA, 1980.
241. Treatment, conditioning and disposal of iodine-129. Techn. Rep. Ser. N 276.
Vienna: IAEA, 1987.
242. Gallon B.Y., Isupow V.K., Lasarev L.N. e.a. The problem of tritium accumu­
lation in WWER fuel and its distribution on the reprocessing scheme//Techn. Rep. Ser.
N 203, Vienna: IAEA, 1981. P. 103-110.
243.FeuchtP. PUSTA, KfK-3835,1985.
244. Безмельницын Б Л., Легасов В А., Маринин А.С. Газовые выбросы ядер­
но-технических установок и спосо'бы их очистки от изотопов благородных газов.
ПрепринтИАЭ,№ 2854. М., 1977.
245. Gilliam Т.М., Fowler V.L. Removal of krypton-85 from HNGR reprocessing
plant off-gas streams//Trans. Nucl.Amer. Soc. 1977. Vol. 27. P. 480-481.
246. Kernenergie 1986: Erneutum Spannungsfeld der Politik//Atomwirtschaft. 1986.
Bd 31, N 8-9. S. 448-458.
247. Fiirst W., Heusinger H. Radiolyse von Freon F-12 und seinen Gemischen mit
Methan und Sauerstoff//Atomkernenergie-Kerntechnik. 1985. Bd 47, N 2. S. 119-125.
248. Monson P.R. Krypton retention on solid adsorbents, DP-1615, 1982.
249. Yamamoto Т., Isukui K., Ootsuka N. e.a. Storage of krypton-85 by adsorption
method//J. Nucl. Sci. and Technol. 1984. Vol. 21, N 5. P. 372-380.
250. The Community's R&D Programme on radioactive waste management and
storage, 1978, EUR 6128. P. 215.
251. Brown R.A. Management of tritium and carbon-14//Proc. Intern. Symp. on the
Management of Wastes from the LWR Fuel Cycle, Denver,Colorado, 1976, P. 364-381.
252. Furrer J., Linek A. Abscheidung von Tropfen- und Feststoff-Aerosolen in einem
Tiefbett-Glasfaserpaket-Abscheider, EUR 9105, KEG, 1984.
253. Management of cladding hules and fuel hardware//Techn. Rep. Ser. N 258.
Vienna: IAEA, 1985.
254. Atkinson A., Kearsey H.A., Knibbs R.H. e.a. Conversion of zircaloy to a massive
chemically inert form//UKAEA, AERE, Harwell, EUR 9363EN, 1985.
255. Levine H.S., Nowak EX. Conversion of waste zircaloy hulls to zirconate ion
exchange materials for waste stabilization//Nucl. Technol. 1977. Vol. 36, N 1.
P. 106-120.
274

256. Handling and storage of conditioned high-level wastes//Techn. Rep. Ser. N 229.
Vienna: IAEA, 1983.
257. Nasir Majid Mirza, Ansar Parvez. The effect of successive recycling on the value
of plutonium//Trans. Amer. Nucl. Soc. 1985. Vol. 49. P. 84-85.
258. Fischer V.U. Mehrfache Ruckfuhrung von Plutonium in thermischen Reaktoren//Atomwirtschaft, 1986. Bd 31, N 11. S. 548-553.
259. Cayron R., Geary N.R., Koizumi T. e.a. Thermal reactor fuel reprocessing//
Trans. Amer. Nucl. Soc. and Eur. Nucl. Soc. 1985. Vol. 48. P. 100-105.
260. Baudot H. Laying the foundations for plutonium recycle in light water reactors//
Nucl. Engng Intern. 1984. Vol. 29, N 350. P. 27-33.
261. COGEMA's de wissocq: US should worry about domestic U production drop//
Nuclear Fuel. 1985. Vol. 10, N 12. P. 5.
262. Berthet A., Vergnes J., Darrouzet M. e.a. Actions et experimentations menees
en France pour L'introduction du plutonium dans les reacteursa esu pressurisee (REP)//
International Symposium on the Back-End of the Nuclear Fuel Cycle. Vienna, May 1987,
IAEA-SM-294/75. Vienna: IAEA. P. 505-527.
263. World Nuclear Industry Handbook, NEI, 1987.
264. Hackstein K.G., Zastrow E. Brennelement-Fabrikation-Stand und Weiterentwicklung//Atomwirtschaft. 1986. Bd 31. N 6. S. 297-300.
265. Kazuki Hida, Sadac Kusuno. Simultaneous evaluation of the effects of 2 3 2 U
and 2 3 6 Pu on uranium recycling in boiling water reactors//Nucl. Technol. 1986. Vol. 75,
N 2 . P. 148-159.
266. Матвеев Л.В., Центер Э.М. Проблема накопления
Uи
Pu в ядерном
топливе//Атомная техника за рубежом. 1980. № 4. С. 10-17.
267. Papp R., Colss K.D. Aleternative fuel cycle evaluation in the federal republic
of Germany//Nucl. Technol. 1986. Vol. 72, N 3. P. 312-320.
268. German study finds reprocessing costly but still desirable//Nucl. Fuel. 1985.
Vol. 10, N7. P. 10-11.
269. Poong-Eil Juhn. Economic analysis of fuel recycle//Trans. Amer. Nucl. Soc.
1985. Vol. 49, Suppl. N 1. P. 218-220.
270. Malik M.A. A long-term perspective on the light water reactor fuel cycle//Nucl.
Technol. 1986. Vol. 75, N 1. P. 66-72.
271. MOX makes sense//Nucl. Engng Intern. 1985. Vol. 30, N 373. O. 20-21.
272. As will use of reprocessed uranium//Nucl. Fuel. 1985. Vol. 10, N 18. P. 13.
273. Chawla R., SeifritzW. The possible role of 2 3 5 U - P u fueled advanced pres­
surized water reactors//Nucl. Technol. 1985.Vol.71. P. 228-234.
274. Klumpp P. Analysis of the macro- and microeconomic aspects of advanced pres­
surized water reactors//Nucl. Technol. 1985. Vol. 71, N 1. P. 258-271.

ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие ко второму изданию
3
Введение
5
Глава 1. Характеристики отработавшего ядерного топлива и задачи радиохи­
мической технологии
„
13
1.1. Ядерный топливный цикл
13
1.2. Основные характеристики отработавшего ядерного топлива
15
1.3. Особенности и основные процессы переработки отработавшего
ядерного топлива АЭС
20
Глава 2. Транспортирование и хранение отработавшего ядерного топлива
АЭС
23
2.1. Транспортирование отработавшего топлива
23
2.2. Хранение отработавшего топлива
35
Глава 3. Подготовка отработавшего ядерного топлива к экстракции
41
3.1. Вскрытие отработавших твэлов
41
3.2. Дополнительные операции подготовки топлива к растворению
51
Глава 4. Растворение отработавшего ядерного топлива
53
4.1. Растворение топливных материалов без оболочек
54
4.2. Совместное растворение топливных материалов и оболочек твэлов
58
4.3. Оборудование для растворения ядерного топлива
62
4.4. Обеспечение ядерной безопасности в процессе растворения
68
Глава 5. Подготовка раствора ОЯТ к экстракции
68
5.1. Осветление
69
5.2. Корректировка состава исходного раствора
74
Глава 6. Выделение и очистка урана, плутония и нептуния
76
6.1. Экстракционная аппаратура
77
6.2. Трибутилфосфат как экстрагент
85
6.3. I цикл экстракции
90
6.4. Регенерация экстрагента
доо
6.5. Урановая ветвь
104
6.6. Плутониевая ветвь
,
ПО
6.7. Выделение и очистка нептуния
124
Глава 7. Переработка топлива реакторов-размножителей на быстрых нейтро­
нах
127
7.1. Экстракционная технология
127
7.2. Фторидно-газовая технология
135
Глава 8. Контроль технологического процесса радиохимических заводов и
автоматизированные системы управления
145
8.1. Дистанционный контроль на технологической линии
149
8.2. Автоматизированные системы контроля и управления технологи­
ческим процессом
153
8.3. Лабораторный контроль
157
8.4. Развитие методов технологического контроля
161

276

Глава 9. Обращение с радиоактивными отходами
9.1. Общая характеристика отходов радиохимического* пр'оизвопстаа i L
9.2. Основные пути решения проблемы обращения с радиоактивными
отходами
9.3. Жидкие высокоактивные отходы
* ]
J-'
9.4. Жидкие отходы среднего и низкого уровня активности .
}об
9.5. Газообразные отходы
" "
-ru
9.6. Твердые отходы
.\..
216
9.7. Захоронение отходов
. ...
219
Глава 10. Проблемы замкнутого ядерного топливного цикла в реакторах на
тепловых нейтронах
224
10.1. Рецикл плутония
! ! ! ! ! ! * ] 225
10.2. Рецикл урана
229
10.3. Экономические аспекты регенерации отработавшего топлива 233
10.4. Варианты реализации замкнутого ядерного топливного цикла 238
Заключение
241
Приложение 1. Методы разделения урана и плутония при переработке облу­
ченного ядерного топлива
248
Приложение 2. Краткая характеристика технологических схем переработки
отработавшего ядерного топлива
256
Приложение 3. Основные зарубежные радиохимические заводы и установки 260
Приложение 4. Сравнение параметров новых заводов по переработке оксид­
ного топлива
263
Список литературы
265

Научное издание
Землянухин Виктор Иванович
Ильенко Елена Ивановна
Кондратьев Александр Николаевич
Лазарев Леонард Николаевич
Царенко Анатолий Федорович
Царицына Людмила Геннадьевна
РАДИОХИМИЧЕСКАЯ ПЕРЕРАБОТКА ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АЭС
Редактор С.Л. Кабакчи
Редактор издательства Е.А. Путилова
Художественный редактор Б. И. Тумин
Технический редактор НЖ Брудная
Корректор #.#. Курдюкова
ИБ№2314
Набор выполнен в издательстве. Подписано в печать с оригинала-макета 23.08.89.
Т-15835. Формат 60 х 88 1/16. Бумага офсетная №2. Печать офсетная. Усл.
печ.л. 17,15. Усл.кр.-отт. 17,63. Уч.-изд.л. 19,57. Тираж 1360 экз. Заказ 6819.
Цена 4р. 30 к.
Энергоатомиздат, 113114, Москва, М-114, Шлюзовая наб., 10.
Отпечатано в ордена Октябрьской Революции и ордена Трудового Красного Зна­
мени МПО "Первая Образцовая типография" Государственного комитета СССР
по делам издательств, полиграфии и книжной торговли. 113054, Москва, М-54,
ул. Валовая, 28.

СКАН И ОБРАБОТКУ ВЫПОЛНИЛ OLEG-1955