РАДИОХИМИЧЕСКИЕ ТЕХНОЛОГИИ В ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ "БЫСТРЫХ" РЕАКТОРОВ

Доктор химических наук Андрей ШАДРИН, заместитель директора по науке Центра по обращению с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом Высокотехнологического научно-исследовательского института неорганических материалов им. А. А. Бочвара (Москва)

Достижение энергетического и экономического лидерства нашим государством лежит в создании экологически чистой, безопасной и дешевой атомной энергетики. Обеспечить эти параметры может переход на замкнутый топливный цикл, когда ядерные "отходы", точнее извлеченные из них уран, плутоний и нептуний, оказываются новым горючим, пригодным для использования в АЭС. Однако современные промышленные технологии переработки отработанного (облученного) ядерного топлива (ОЯТ) и фабрикации смешанного уран-плутониевого не позволяют в полной мере решить актуальные проблемы замыкания топливного цикла. Поэтому сегодня усилия металловедов, технологов, конструкторов должны быть направлены на их кардинальное совершенствование.

Принципиальная схема головных операций комбинированных технологий для переработки низковыдержанного облученного ядерного топлива.

ЭНЕРГЕТИКА НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ

Специалисты давно признали: получившая в 1970-х годах широкое распространение в нашей стране и мире технология, основанная на тепловых ядерных реакторах с водяным или графитовым замедлителем нейтронов, не может в долгосрочной перспективе обеспечить полномасштабное и безопасное функционирование отрасли. Это связано с низкой эффективностью использования в таких системах делящегося материала - изотопа ²³⁵U, составляющего лишь -0,7% в природном уране (остальная его часть уходит в "балласт"). Поэтому долговременная стратегия развития "большой" атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на "быстрых" ядерных реакторах. Они позволяют осуществлять воспроизводство топлива за счет конверсии идущего сейчас в отвалы урана -238 в плутоний-239 для последующего возврата их в энергетический цикл и тем самым обеспечивать безопасность атомной энергетики и ее практически бесконечную с исторической точки зрения ресурсную самодостаточность.

"Быстрые" реакторы давно разрабатывают во многих странах, но пока широкого внедрения они не получили. Сегодня в России действует единственный в мире промышленный аппарат данного типа БН-600 с натриевым теплоносителем электрической мощностью 600 МВт. Его ввели в эксплуатацию в 1980 г. на Белоярской АЭС в Свердловской области близ города Заречный. Там же строят новый энергоблок с реактором мощностью 880 МВт, запуск которого намечен на 2014 г. Но в полной мере реализовать накопленные в этой области знания смогут разработанные в Опытном конструкторском бюро машиностроения им. И. И. Африкантова (г. Нижний Новгород) и в Научно-исследовательском и конструкторском институте энерготехники им. Н. А. Доллежаля (Москва) реакторы на быстрых нейтронах мощностью 1200 МВт с натриевым (БН-1200) и свинцовым (БРЕСТ-1200) теплоносителем соответственно. Прототип промышленного реактора на быстрых нейтронах опытно-демонстрационный реактор БРЕСТ-300-ОД с пристанционным ядерным топливным циклом (заводом по переработке ОЯТ и производству нового ядерного топлива из регенерированных материалов) планируют ввести в эксплуатацию в 2020-х годах на территории Сибирского химического комбината в атомграде Северск Томской области.

Однако массовый переход к замкнутому топливному циклу на основе "быстрых" реакторов невозможен без решения ряда химико-технологических проблем. К ним, в частности, относятся: снижение длительности так называемого внешнего топливного цикла (фазы хранения и переработки делящегося материала вне реактора) и повышение его выгорания; уменьшение затрат на переработку и фабрикацию топлива за счет сокращения технологического процесса, а также объемов вторичных, нетехнологических отходов и увеличения срока службы оборудования; снижение затрат на обращение с радиоактивными отходами за счет трансмутации (превращения) долгоживущих актинидов, рецикла (возврата) конструкционных

Принципиальная схема комбинированной (пиро+гидро) технологии переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах.

материалов и использования разлагаемых в процессе переработки реагентов. Кроме того, переход к замкнутому циклу ставит дополнительные вопросы, связанные с высоким содержанием делящихся материалов в облученном и рефабрицированном (вновь изготовленном) топливе.

ВЫСОКОЕ ВЫГОРАНИЕ И НИЗКОЕ ВРЕМЯ ВЫДЕРЖКИ

На сегодняшний день среднее выгорание перерабатываемого уранового или смешанного оксидного ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах составляет -55 и 45 гВт-сут/т соответственно, в то время как для уран-плутониевого топлива "быстрых" реакторов ожидается 100 гВт-сут/т и более. Повышение этого показателя практически вдвое приведет к почти пропорциональному увеличению содержания в облученном топливе продуктов деления, многие из которых представляют серьезную проблему с точки зрения осадкообразования при переработке традиционными гидрометаллургическими методами, основанными на ПУРЕКС-процессе (от англ. Plutonium-Uranium Recovery by Extraction - регенерация урана и плутония посредством экстракции).

Кроме того, нарастание продуктов деления неизбежно спровоцирует появление осадков молибдена и циркония при низкой или стронция и бария при высокой кислотности растворов, а увеличенная концентрация плутония - его захват осадками и необходимость проведения специальных операций по их отмывке. Все это отрицательно скажется на экономической эффективности и без того далеко не дешевого процесса переработки ОЯТ.

Низкое время выдержки облученного топлива после выгрузки его из реактора позволит сократить объемы хранилищ и количество содержащихся в них ядерных материалов, но потребует операций с ОЯТ, обладающим высоким тепловыделением и температурой. Конечно, все перечисленные риски можно снизить за счет разведения растворов, но это существенно увеличит объем перерабатываемых высоко- и среднеактивных отходов. Такое решение вряд ли будет экономически эффективным, даже если использовать технологию окисления для предварительной отгонки трития, или кристаллизацию - для отказа от органического экстрагента (растворителя). То есть с ростом выгорания облученного топлива снижается привлекательность традиционных гидрометаллургических технологий.

Отметим, "сухие" (безводные пироэлектрохимическая и газофторидная) технологии переработки ОЯТ разрабатывают достаточно давно, в том числе

применительно к плотному (металлическому) топливу реакторов на быстрых нейтронах. Пироэлектрохимические процессы, протекающие в расплавах солей, позволяют выделять уран, плутоний и нептуний в виде металла. Их разрабатывают в основном для переработки ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах. К "сухим" относят и газофторидную технологию, преимущества которой очевидны при переработке ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах, в результате чего получают уран в виде гексафторида, пригодного для обогащения, и совсем не очевидны - в случае с реакторами на быстрых нейтронах, когда уран и плутоний в соответствии с принципами нераспространения ядерного оружия не отделяют друг от друга.

Снижению затрат на переработку высоковыгоревшего топлива с низким временем выдержки могут способствовать и различные комбинированные технологии, основанные на "сухих" методах, а также в сочетании с "водными" процессами. Каждая из них подразумевает операции, отделяющие актиниды (группу радиоактивных химических элементов с атомными номерами 90 - 103) от продуктов деления без привлечения водных растворов, что дает возможность работать с низковыдержанным топливом. Словом, низкое время выдержки и высокое выгорание вынуждает применять неводные процессы.

ВЫСОКОЕ СОДЕРЖАНИЕ ДЕЛЯЩЕГОСЯ МАТЕРИАЛА

Другая, но ведущая к похожим проблемам особенность переработки ОЯТ "быстрых" реакторов - высокое содержание в них делящихся материалов. На сегодня промышленный опыт обращения с подобным топливом имеют лишь Франция и Россия. Очевидно, проблемы, связанные с обеспечением ядерной безопасности, снова заставляют обратиться к "сухим" методам. Отметим только: гидрометаллургия также пригодна для работы с большими количествами делящихся материалов, но требует либо разбавления растворов, либо применения кольцевых аппаратов, что отрицательно влияет на экономику процесса переработки из-за увеличения объемов отходов и размеров аппаратов.

СОКРАЩЕНИЕ ЧИСЛА ОПЕРАЦИЙ И ОБЪЕМА ОТХОДОВ

Попытки достичь снижения затрат за счет сокращения числа операций предпринимают в основном разработчики гидрометаллургических технологий. Вероятно, это связано с накопленным ими опытом промышленной эксплуатации радиохимических производств. Кроме того, именно в рамках этих технологий с целью предотвращения образования больших количеств водных и органических отходов предлага-

ют переход к осадительным процессам и переориентацию на неорганические носители для сорбции (поглощения), а также применение прямой термической денитрации нитратов актинидов (разложения солей кислоты) для получения порошков урана и плутония. Для гидрометаллургических, комбинированных технологий исследуют и коррозионную активность сред с целью подбора более стойких конструкционных материалов, а также возможность использования разлагаемых реагентов в рамках хорошо известной в Европе CHON- концепции. Принятая во Франции, она предусматривает использование в качестве разбавителя и экстрагента полностью сжигаемые вещества, состоящие только из углерода (C), водорода (H), кислорода (O) и азота (N) - отсюда и название CHON. Перенос идеологии сокращения затрат (в том числе за счет совмещения разнородных процессов, увеличения срока службы оборудования, внедрения более стойких носителей для сорбции и адсорбции, т.е. внедрения принципа "экономии везде и во всем") на разработку "сухих" технологий - одна из основных задач исследователей, технологов и конструкторов.

ОБРАЩЕНИЕ С МАЛЫМИ АКТИНИДАМИ

То, что это ключевой вопрос не только переработки ОЯТ "быстрых" реакторов, но и всего замкнутого топливного цикла, у специалистов не вызывает сомнений. Дожигание в реакторах на быстрых нейтронах - наиболее перспективный метод обращения с малыми актинидами. Однако вопрос о том, должен ли данный процесс быть гомогенным (малые актиниды вводятся непосредственно в состав регенерированного ядерного топлива) или гетерогенным (малые актиниды дожигаются в специальных мишенях), пока не имеет однозначного ответа, впрочем, как и проблема окончательной судьбы трансуранового элемента кюрия. Между тем их решение влияет не только на структуру топливного цикла, но и на выбор технологий переработки ОЯТ, а также требований к операциям по отверждению и захоронению радиоактивных отходов.

В настоящее время масштабные исследования в области фракционирования для гидрометаллургических и пироэлектрохимических технологий ведут в Европе. К сожалению, далеко не все разрабатываемые процессы проверены на реальных продуктах, да и испытания не всегда были успешными. Тем не менее, к наиболее перспективным относят EXAM и SETFICS-процессы, связанные с извлечением трансурановых элементов. Однако даже их нельзя считать готовыми к промышленному использованию. Поэтому разработка операций фракционирования и их внедрение в промышленность остаются одной из важнейших задач современной радиохимии.

КОМБИНИРОВАННАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ

Подчеркнем: разрабатываемые в настоящее время "сухие" технологии (пироэлектрохимическая, газофторидная) принципиально пригодны для переработки топлива "быстрых" реакторов с выдержкой менее года, но до сих пор ни одна из них не гарантирует получение конечного уран-плутониевого продукта,

пригодного для производства таблеток нитрида или карбида, и возврат в топливный цикл 99,9% актинидов. Пока это возможно только при использовании комбинированной технологии (пиро + гидро), основанной на сочетании пироэлектрохимического выделения фракции уран-плутоний-нептуний и ее гидрометаллургического аффинажа - очищения от загрязняющих примесей. Она применима к оксидному, нитридному, карбонитридному и металлическому облученному топливу "быстрых" реакторов и предполагает использование пироэлектрохимических операций, способных перерабатывать ОЯТ с малым временем охлаждения (до полугода) и отделять основную часть (до 99%) высокоактивных продуктов деления от урана, плутония и нептуния, выделяемых для рефабрикации топлива. Гидрометаллургические процессы предназначены также для аффинажа рециклируемых компонентов, выделения и разделения радиоактивных элементов америция и кюрия и доизвлечения актинидов из отходов.

Комбинация двух методов (пиро + гидро) дает положительный синергетный (совместный) эффект и позволяет перерабатывать ОЯТ с высоким выгоранием и низким временем выдержки, что, в конечном итоге, ведет к сокращению объема хранимого облученного топлива и количества плутония в замкнутом цикле. Подчеркнем: комбинированная технология позволяет перерабатывать любой тип ОЯТ "быстрых" реакторов, получать уран-плутоний-нептуниевый продукт высокой степени очистки и использовать таблеточную технологию для рефабрикации топлива.

Очевидно, для сокращения длительности внешнего топливного цикла следует применять неводные технологии, позволяющие работать с высоковыгоревшим и низковыдержанным топливом "быстрых" реакторов. И это тоже одна из задач современной радиохимии. Но без снижения издержек на обращение с ОЯТ и радиоактивными отходами достичь экономически эффективного топливного цикла, скорее всего, не удастся.

Однако следует признать, специалисты пока не нашли глобального решения всех перечисленных проблем. Более того, существуют различные тренды и по частным задачам. Но ясно одно: для промышленного внедрения замкнутого цикла с реакторами на быстрых нейтронах необходимо освоить как минимум технологии снятия оболочек отработанного ядерного топлива, обращения с летучими продуктами деления (⁴C, Kr, Xe и т.д.), извлечения трансплутониевых элементов и разделения америция и кюрия, отверждения радиоактивных отходов в формы, пригодные для окончательной изоляции, обращения с конструкционными материалами и регенерация среды.