10.2. Пироэлектрохимическая переработка смешанного уран-плутониевого топлива в нииар

Разработка этого метода переработки ОЯТ была начата в Научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР) в г.Димитровграде, Россия в середине 60-х годов. Создание технологии пирохимической грануляции ядерного топлива, а также виброупаковки гранулированного топлива значительно способствовали разработке концепции короткого замкнутого ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах.

В качестве наиболее перспективного был выбран вариант ЯТЦ, предполагающий рецикл только плутония. Такой выбор оправдывается двумя основными обстоятельствами:

1. соотношением между стоимостью и “энергетической ценностью” плутония и обедненного урана, используемых в качестве компонентов топлива для реакторов на БН. При переработке ОЯТ нерационально выделять уран для его последующего рециклирования в реакторе, ибо это только увеличивает стоимость переработки, но не оправдывается энергетической ценностью обедненного урана;

2. использованием эффективных методов производства гранулированного UO₂ из UF₆, гранулированного PuO₂ и способа виброупаковки механической смеси гранулированных оксидов урана и плутония.

Технологическая схема разработанного ЯТЦ предполагает, что топливо, выгруженное из активной зоны реактора, подвергают механической или термической расчехловке, после чего перерабатывают в солевом расплаве. В результате переработки получают кристаллический PuO₂, пригодный для виброупаковки. Диоксид урана удаляют из цикла вместе с основной массой ПД и направляют на долговременное хранение. UO₂ из бланкета вместе с наработанным плутонием перерабатывают без извлечения плутония. После этого к нему может быть дополнительно примешан кристаллический PuO₂ с последующей виброупаковкой в топливные стержни. Новые бланкетные подсборки изготавливают из свежего диоксида урана, полученного из UF₆.

Процесс пирохимической переработки топлива, изображенный на рис.1, начинается с его термической или механической расчехловки. На этой стадии из топлива удаляют летучие ПД и часть цезия, но при этом топливо загрязняется элементами из материала оболочки (Fe, Cr, Ni). Их концентрация в топливе может достигать 0,5-1%.

Следующие этапы обработки:

• хлорирование топлива в эквимолярном расплаве NaCl-KCl, что приводит к полному растворению компонентов топлива

U₃O₈ + 3Cl₂ = 3UO₂Cl₂ + O₂,

UO₂ + Cl₂ = UO₂Cl₂,

PuO₂ + 2Cl₂ = PuCl₄ + O₂;

• частичный электролиз - электролитическое осаждение UO₂ без плутония (катодный потенциал до –1,0 В).

UO + 2e → UO₂

При этой операции большую часть урана и некоторую часть ПД (Zr, Nb, Ru, Rh, Pd, Ag) переводят из расплава в катодный осадок. Цирконий и ниобий полностью переходят в катодный осадок за счет обменных реакций:

ZrCl₄+UO₂ = UCl₄+ZrO₂

4NbCl₅+5UO₂ = 5UCl₄+2Nb₂O₅

Хлориды рутения, родия, палладия и, частично, серебра восстанавливаются до металлов при более положительных потенциалах, чем происходит разложение UO₂Cl₂. Другие ПД не принимают участия в электродных реакциях. На этом этапе коэффициент разделения урана и плутония, , лежит в диапазоне 120-140. Такое разделение позволяет повторить операции загрузки топлива в расплав, хлорирования и частичного электролиза 3-4 раза без замены солевого расплава, доведя содержание плутония в расплаве до 15-20 %. При этом в лабораторных экспериментах установлено, что переход плутония в катодный осадок во всех случаях был меньше 1 %;

• осадительная кристаллизация из расплава PuO₂, очищенного от ПД, обработкой газовой смесью, содержащей хлор и кислород.

PuCl₄ + O₂ = PuO₂ + 2Cl₂.

При этом 99,5-99,9 % плутония из солевого расплава переходит в донный осадок;

• дополнительное электроосаждение оксида урана (катодный потенциал до –1,98 В при обработке расплава кислородсодержащей газовой смесью. Вместе с диоксидом урана в катодный осадок из расплава переходят большая часть ПД и примесей;

• очистка солевого расплава. Эта операция осуществляется введением в расплав фосфата натрия. В результате примеси, находившиеся в солевом расплаве, осаждаются в виде фосфатов, которые практически нерастворимы в расплавленных хлоридах. В расплаве остается только цезий, рубидий и, частично, стронций.

Для оценки технологических показателей схемы были проведены комплексные лабораторные испытания на модельном топливе с 10 %-ным выгоранием. Переход плутония в конечный продукт PuO₂, составлял около 99 %. На хранение вместе с UO₂ уходило не более 1 % плутония.

Очистка PuO₂ от массы основных ПД может считаться удовлетворительной, табл. 1. Очистка от некоторых редкоземельных элементов не превышает 10-50. Однако общий коэффициент очистки превышает 100. Распределение продуктов деления по технологическим продуктам приведено в табл. 2.

Проведены горячие испытания технологии пироэлектрохимической переработки облученного уран-плутониевого топлива. Эксперименты проводили с топливом массой 4,1 кг, облученном в реакторе БН-350 до выгорания 4,5 %. Полученные результаты горячих испытаний коррелируют с результатами лабораторных исследований на модельном топливе. Испытания в режиме рециклирования технологических продуктов в этой серии экспериментов не проводили. Дальнейшие испытания были проведены на 5 кг ОЯТ реактора БОР-60 с выгоранием 16 % и выдержкой около 2-х лет.

• Получено МОКС-топливо с содержанием плутония более 30% масс. в количестве, достаточном для производства ТВС реактора БОР-60. Качество топлива полностью удовлетворяет требованиям для установки в реактор БОР-60.

• Извлечение МА во фракцию МА – РЗЭ более 95%.

• Повышен выход по току на всех стадиях процесса. На стадии основного МОКС-электролиза выход по току составил 31,5% (против 19,8% в экспериментах 2000 г.), на стадии доизвлечения – 29,3% (против 1,5% в 2000г.)

• Показана очистка электролита с осаждением ПД и продуктов коррозии оборудования в керамическую матрицу, пригодную для захоронения после простой обработки.

• Существенно сокращены технологические времена для всех стадий переработки по сравнению с экспериментом 2000г. Доизвлечение делящихся материалов из электролита в 2000г. длилось 13 суток, а в 2005 г. – 32 часа.

Полученные результаты позволяют утверждать, что пироэлектрохимическая переработка облученного топлива позволяет извлекать из него плутоний в виде гранулированного PuO₂. При этом очистка плутония вполне достаточна для изготовления из него нового топлива. Выход плутония в конечный продукт составил 87,6 % без учета плутония в материалах, подлежащих рециклированию. Коэффициенты очистки плутония, полученные в горячих экспериментах, приведены в табл.1.

Отходы пироэлектрохимической технологии, ПД и загрязнения при реализации этой технологии заключаются в матрицу UO₂ и в фосфаты, соответственно, что делает их пригодными для долговременного хранения в контролируемых условиях.

При необходимости могут быть использованы специальные методы сокращения объемов ВАО, образующихся при пироэлектрохимической переработке ОЯТ. Солевую систему NaCl-KCl удобно очищать от примесей ПД методом зонной плавки и кристаллизации, что позволяет концентрировать щелочные и щелочноземельные ПД в малом объеме.