Профессиональные справочные системы для специалистов
02.11.2024
Российские ученые предложили новый метод переработки ядерного топлива

     Ученые предложили принципиально новый подход - ионно-плазменную технологию - для дезактивации облученного реакторного графита и переработки отработанного ядерного топлива. Эта технология позволяет извлечь радиоактивный углерод из графитовых блоков, при этом сохранить их целостность, существенно сократить объемы вторичных радиоактивных отходов и снизить класс радиационной опасности графита, что на порядок уменьшает затраты на его захоронение. Также новый подход будет в десятки раз дешевле для переработки отработанного ядерного топлива, чем использующиеся сегодня радиохимические методы. При этом он позволит с 99% эффективностью разделить входящие в топливо компоненты, что даст возможность повторно использовать часть из них. Результаты исследования, поддержанного грантом Российского научного фонда (РНФ) (https://rscf.ru/project/24-29-00321/), опубликованы в журнале "Ядерная физика и инжиниринг" в двух статьях:
     
     - "Теплофизические параметры ионно-плазменной камерной технологии дезактивации блоков облученного графита РБМК" (https://rscf.ru/project/24-29-00321/http://dx.doi.org/10.56304/S2079562924060265);
     
     - "Атомизация и транспорт радионуклидов в плазме инертных газов для ионно-плазменной технологии дезактивации оборудования ЯЭУ и переработки ОЯТ" (https://rscf.ru/project/24-29-00321/http://dx.doi.org/10.56304/S2079562924060265http://dx.doi.org/10.56304/S2079562924060277).
     
     Объемы облученного реакторного графита, образовавшегося в процессе эксплуатации уран-графитовых реакторов, в которых графитовая кладка служит замедлителем нейтронов, достигают около 260 тысяч тонн в мире и порядка 60 тысяч тонн в России, при этом оптимальной технологии его дезактивации пока нет. Наибольшую опасность в облученном графите представляет углерод-14 с периодом полураспада 5700 лет, поэтому ученые ищут способ отделить его от других элементов и извлечь из графитовых блоков для безопасного захоронения. В реакторах углерод-14 образуется из-за нейтронного облучения азота-14 из азотно-гелиевой смеси и осаждается на поверхности графитовых блоков.
     
     Исследователи из Общества с ограниченной ответственностью "ИнноПлазмаТех" (Санкт-Петербург) предложили поместить облученный графитовый блок в камеру, заполненную аргоновой плазмой, и удалить углерод-14 за счет распыления ионами аргона с поверхности графита. Одновременный прогрев графитового блока плазмой до температуры порядка 1700°С приведет к тому, что другие радионуклиды переместятся из графита на поверхность, с которой они также будут удалены распылением. Преимущество такой технологии состоит в том, что при ее использовании не образуются вторичные радиоактивные отходы и не нарушается целостность графитовых блоков.
     
     Авторы подчеркивают, что принципы ионно-плазменной технологии также применимы для переработки отработанного ядерного топлива. Ежегодно из реакторов российских АЭС выгружается около 650 тонн отработанного ядерного топлива, при этом перерабатывается не более 15%, а остальное - захоранивается. Это объясняется тем, что сегодня переработка отработанного ядерного топлива требует большого количества химических процессов, в ходе которых выделяется до 40 химических элементов - продуктов деления. Кроме того, химические методы неизбежно приводят к добавлению в отработанное топливо "чистых" реагентов и образованию значительных объемов вторичных радиоактивных отходов.
     

     Согласно ионно-плазменной технологии, таблетки отработанного ядерного топлива помещают в разделительную трубу, оснащенную съемными цилиндрическими вкладышами. Через трубу пропускают инертный газ аргон и с его помощью проводят плазменное разделение отработанной топливной таблетки. Температура вдоль трубы постепенно меняется от 2600°С в месте, где располагается топливная таблетка, до комнатной на конце. Благодаря градиенту температур и различиям в давлении насыщенных паров, разные химические элементы "осаждаются" на разных участках разделительной трубы (съемных вкладышах), поэтому их удается разделить с точностью не ниже 99%. Это позволит, извлекая вкладыши, получить разделенные поэлементно компоненты отработанного ядерного топлива. Некоторые из них, например уран и плутоний, могут использоваться повторно, другие - применяться в иных отраслях промышленности (например, стронций для "долгоиграющих" бета-вольтаических батарей), а остальные - компактно захораниваться, поскольку вторичные радиоактивные отходы при этом не образуются.
     
     "Предложенный подход позволит на порядок сократить расходы на вывод из эксплуатации уран-графитовых реакторов и в десятки раз удешевить переработку отработанного ядерного топлива, а также сделать ее более экологичной. Следующим этапом развития ионно-плазменной технологии станет решение ряда научных и конструкторских задач: разработка и создание прототипа устройства и проведение работ в условиях, приближенных к реальным, на объектах ядерной энергетики. Технологию ионно-плазменной дезактивации мы запатентовали совместно с ГК "Росатом" и АО "Концерн Росэнергоатом", также начато международное патентование", - рассказывает руководитель проекта, поддержанного грантом РНФ, Анна Петровская, кандидат физико-математических наук, генеральный директор ООО "ИнноПлазмаТех".
     
     
     Источник:
     https://rscf.ru/project/24-29-00321/http://dx.doi.org/10.56304/S2079562924060265http://dx.doi.org/10.56304/S2079562924060277www.atomic-energy.ru