L'energia nucleare è composta da un largo numero imprese per vari scopi. Le materie prime per questo settore vengono estratte dalle miniere di uranio. Successivamente, viene consegnato alle imprese manifatturiere di carburante.
Inoltre, il combustibile viene trasportato alle centrali nucleari, dove entra nel nocciolo del reattore. quando combustibile nucleare adempie il suo termine, è soggetto a sepoltura. Vale la pena notare che rifiuti pericolosi appaiono non solo dopo la lavorazione del combustibile, ma anche in qualsiasi fase, dall'estrazione dell'uranio al lavoro in un reattore.
Il carburante è di due tipi. Il primo è l'uranio estratto nelle miniere, rispettivamente, origine naturale. Contiene materie prime in grado di formare plutonio. Il secondo è un combustibile creato artificialmente (secondario).
Il combustibile nucleare è anche suddiviso in base alla sua composizione chimica: metallico, ossido, carburo, nitruro e misto.
Una quota importante della produzione di uranio è rappresentata da pochi paesi: Russia, Francia, Australia, Stati Uniti, Canada e Sud Africa.
L'uranio è l'elemento principale per il combustibile nelle centrali nucleari. Per entrare nel reattore, passa attraverso diverse fasi di elaborazione. Molto spesso, i depositi di uranio si trovano accanto all'oro e al rame, quindi la sua estrazione viene effettuata con l'estrazione di metalli preziosi.
Nell'attività mineraria, la salute delle persone è a grande rischio perché l'uranio è un materiale tossico e i gas che vengono rilasciati durante la sua estrazione causano varie forme di cancro. Sebbene il minerale stesso contenga una quantità molto piccola di uranio, dallo 0,1 all'1%. Anche la popolazione che vive vicino alle miniere di uranio è a grande rischio.
L'uranio arricchito è il combustibile principale per le centrali nucleari, ma dopo il suo utilizzo rimane un'enorme quantità di scorie radioattive. Nonostante tutto il suo pericolo, l'arricchimento dell'uranio è un processo integrale di creazione di combustibile nucleare.
A forma naturale l'uranio è quasi impossibile da usare ovunque. Per usarlo, deve essere arricchito. Per l'arricchimento si utilizzano centrifughe a gas.
L'uranio arricchito viene utilizzato non solo nell'energia nucleare, ma anche nella produzione di armi.
In ogni fase del ciclo del carburante c'è il trasporto. Viene eseguito da tutti modi accessibili R: via terra, via mare, via aerea. Questo è un grande rischio e un grande pericolo non solo per l'ambiente, ma anche per l'uomo.
Durante il trasporto del combustibile nucleare o dei suoi elementi si verificano molti incidenti, con conseguente rilascio di elementi radioattivi. Questo è uno dei tanti motivi per cui è considerato pericoloso.
Nessuno dei reattori è stato smantellato. Anche la famigerata Chernobyl Il fatto è che, secondo gli esperti, il costo dello smantellamento è pari, o addirittura supera, il prezzo della costruzione di un nuovo reattore. Ma nessuno può dire con certezza quanti soldi serviranno: il costo è stato calcolato sulla base dell'esperienza di smantellamento di piccole stazioni per la ricerca. Gli esperti offrono due opzioni:
Nei prossimi dieci anni, circa 350 reattori in tutto il mondo andranno fuori servizio e dovranno essere dismessi. Ma poiché non è stato inventato il metodo più adatto in termini di sicurezza e prezzo, questo problema è ancora in via di risoluzione.
Attualmente ci sono 436 reattori in funzione nel mondo. Naturalmente, questo è un grande contributo al sistema energetico, ma è molto pericoloso. Gli studi dimostrano che in 15-20 anni le centrali nucleari potranno essere sostituite da stazioni che funzionano con energia eolica e pannelli solari.
Un'enorme quantità di scorie nucleari viene generata a causa delle centrali nucleari. Anche il ritrattamento del combustibile nucleare lascia rifiuti pericolosi. Tuttavia, nessuno dei paesi ha trovato una soluzione al problema.
Oggi, le scorie nucleari sono conservate in strutture di stoccaggio temporaneo, in pozze d'acqua o sepolte sottoterra.
Più modo sicuro- questo è lo stoccaggio in strutture di stoccaggio speciali, ma qui è possibile anche la dispersione di radiazioni, come con altri metodi.
In effetti, le scorie nucleari hanno un certo valore, ma richiedono il rigoroso rispetto delle regole per il loro stoccaggio. E questo è il problema più urgente.
Un fattore importante è il tempo durante il quale i rifiuti sono pericolosi. Ognuno ha il suo tempo di decadimento, durante il quale è tossico.
Durante il funzionamento di qualsiasi centrale nucleare, i suoi rifiuti entrano nell'ambiente. Questa è l'acqua per le turbine di raffreddamento e i rifiuti gassosi.
I rifiuti nucleari si dividono in tre categorie:
Sviluppo energia nucleare ha comportato così tante catastrofi e vittime umane che ancora non possiamo valutare le prospettive di sviluppo dell'industria nucleare, mettendo il suo evidente vantaggio economico da una parte della scala, e non meno evidente pericolo dall'altra. Anche se gli esperti, convinti che non ci sia alternativa al nucleare, stanno cercando di fare di tutto per ridurre al minimo questo pericolo. Oggi ci sono 440 unità operanti nelle centrali nucleari nel mondo e la maggior parte dei paesi non ridurrà i propri programmi nucleari. Tuttavia, non bisogna dimenticare che oltre all'elettricità tanto necessaria per l'umanità, le centrali nucleari producono anche scorie nucleari radioattive. Il loro trattamento e smaltimento è uno dei principali problemi che interessano non solo i rappresentanti dell'industria nucleare, ma anche gli ambientalisti, politici, e in generale e ciascuno di noi. E per capire almeno in parte questo problema, ci siamo rivolti a due opinioni autorevoli, ma piuttosto polari. Il primo appartiene al presidente del Centro scientifico russo "Kurchatov Institute", l'accademico Evgeny Pavlovich Velikhov, e il secondo appartiene al membro corrispondente dell'Accademia delle scienze russa, vicepresidente dell'Unione geografica internazionale
Nikita Fedorovich Glazovsky e dottore in geografia, ricercatore leader presso l'Istituto di geografia dell'Accademia delle scienze russa Nikolai Nikolaevich Klyuev.
In breve, questo è uranio che ha funzionato in un reattore nucleare e contiene prodotti di fissione radioattivi. Pertanto, è anche chiamato combustibile nucleare irradiato o bruciato. Nel senso generalmente accettato, il combustibile è ciò che brucia, cioè legna da ardere, carbone, petrolio, gas. La combustione è una reazione chimica della combinazione di una sostanza con un agente ossidante (negli esempi dati composti di idrocarburi con ossigeno), procedendo con un intenso rilascio di calore. È la combustione che viene utilizzata nella tecnologia per produrre calore in forni, forni e camere di combustione dei motori. La civiltà moderna si basa fondamentalmente su questa energia del "fuoco". Il combustibile nucleare "brucia" in modo molto diverso. L'uranio rilascia calore come risultato non di una fissione di reazione chimica, ma fisica, per il corso della quale non è richiesto né ossigeno né altri agenti ossidanti. Con ogni atto di fissione di un nucleo pesante di uranio-235, iniziato dall'assorbimento di un neutrone lento, si formano 2 e talvolta 3 nuclei più leggeri e diversi neutroni veloci. Essendo carichi positivamente, questi nuclei si disperdono a grandi velocità lati diversi e, scontrandosi con gli atomi circostanti, trasferiscono loro la loro energia cinetica, cioè riscaldano la sostanza. Esistono due tipi di combustibile nucleare esaurito (SNF). Il primo è una miscela naturale di isotopi di uranio, che è stata irradiata a lungo in un reattore industriale per accumulare plutonio per armi. Il secondo sono gli assiemi di combustibile di reattori di potenza contenenti barre di combustibile (elementi di combustibile) fatte di uranio arricchito, la cui combustione ha raggiunto il limite tecnologico a causa dell'accumulo di prodotti di fissione.
SNF contiene sempre tre componenti:
. Uranio incombusto
. Prodotti di fissione dell'uranio
. Elementi transuranici
Il combustibile nucleare esaurito o irradiato è comunemente chiamato uranio che è stato in un reattore nucleare e ha subito una reazione di fissione. In realtà, il combustibile nucleare esaurito contiene una varietà di prodotti di fissione, oltre a una quantità significativa di uranio incombusto. Uno dei problemi principali della gestione del SNF è che si tratta di una miscela di diverse sostanze, alcune delle quali possono ancora essere utili e altre non più adatte all'uso. Qui sorge un campo di discussione abbastanza ampio: gli SNF possono essere considerati rifiuti radioattivi (RW) o no?
"Fresco" si riferisce al combustibile nucleare prima di caricarlo nel reattore, esaurire lo stesso combustibile, ma dopo l'irradiazione. La principale differenza tra SNF e combustibile "fresco" è l'enorme radioattività dovuta ai prodotti di fissione accumulati. La radioattività molto bassa è caratteristica del combustibile nucleare "fresco". Così debole che nella produzione di blocchi di uranio naturale fuso non è necessario utilizzare una protezione dalle radiazioni per il personale. Qui all'Istituto Kurchatov, i turisti che visitano il primo reattore sperimentale F-1 in Europa e in Asia (che, tra l'altro, funziona con successo dal 1946), possono persino tenere in mano uno di questi blocchi senza timore di qualsiasi esposizione alle radiazioni. È vero, avvertono: "Attenzione!" Ma dietro questo avvertimento, invece della parola "radiazioni!" dovrebbe essere "non cadere!" Con una densità di circa 18 g/cm 3 , un blocchetto che sta comodamente nel palmo della mano è inaspettatamente massiccio (il suo peso, con un diametro di 35 mm e un'altezza di 100 mm, è di 1,7 kg). Ma l'SNF, al contrario, è uno degli oggetti più pericolosi per le radiazioni del ciclo del combustibile nucleare. Anche un breve soggiorno di una persona vicino a SNF scaricato reattore nucleare, inevitabilmente accompagnato da dosi di radiazioni molto elevate. Pertanto, qualsiasi operazione con SNF viene eseguita solo a distanza, utilizzando una potente protezione schermante contro la penetrazione delle radiazioni ionizzanti.
Ci sono molte differenze tra combustibile nucleare "fresco" e esaurito. Ma nel contesto dell'argomento in discussione, la cosa principale sembra essere che il combustibile che non è stato nel reattore, ovviamente, ha radioattività, ma il suo livello è relativamente basso. Il suo pericolo per l'ambiente e la salute umana è incomparabilmente piccolo rispetto al combustibile nucleare esaurito, la cui radioattività è enorme e può causare danni estremamente gravi alla natura, e rappresenta anche una minaccia diretta per la salute umana e la vita.
Va sottolineato qui che quando si tratta di SNF, abbiamo a che fare con molto sostanza pericolosa, e qualsiasi emergenza o violazione della tecnologia durante il suo trattamento comporterà inevitabilmente le più gravi conseguenze. Pertanto, nel decidere sull'opportunità di importare SNF dall'estero e valutare i benefici finanziari derivanti da tale impresa, sarebbe corretto tenere conto, tra l'altro, di eventuali perdite economiche in caso di emergenza.
C'è un aspetto molto inaspettato nel problema in discussione, a cui si presta poca attenzione. Questa è la comparsa di nuovi isotopi che non esistono affatto in natura. L'uranio "fresco", che non è stato nel reattore, è contenuto nella crosta terrestre. La reazione della biosfera all'aumento o alla diminuzione della sua quantità è stata studiata in generale. Ma dopotutto, durante la fusione nucleare che si verifica in un reattore, sorgono elementi transuranici e isotopi artificiali di sostanze ordinarie: questo, secondo me, è uno dei maggiori problemi dell'energia nucleare, e non solo. Prima dell'umanità moderna dentro a tutta altezza sorge la domanda sull'inquinamento della biosfera con quegli elementi e composti chimici che non sono mai stati al suo interno. Mi spiego la mia idea: prima il sale veniva sparso per le strade delle città per combattere il ghiaccio. Per questo motivo la vegetazione è morta, ma non si è verificato un particolare inquinamento della biosfera nel suo insieme, perché sia il sodio che il cloro (che costituiscono il sale da cucina) sono uno degli elementi più comuni della crosta terrestre. Una certa ridistribuzione di queste sostanze, in generale, non è tragica, anche se può causare conseguenze molto negative per questo particolare giardino pubblico. È una questione completamente diversa quando iniziano ad accumularsi elementi chimici e sostanze completamente nuovi che si trovano in natura in quantità estremamente piccole. Cosa accadrà in questo caso, nessuno lo sa semplicemente, perché ancora non abbiamo l'esperienza pertinente. Mi sembra che il problema dei nuovi isotopi e composti chimici sia forse ancora più grave del problema della contaminazione radioattiva, di cui le nostre conoscenze sono notevolmente aumentate negli ultimi tempi. Allo stesso tempo, condurre almeno due fasi di test su una particolare sostanza è molto costoso, motivo per cui una parte significativa dei nuovi composti emergenti non viene affatto valutata dal punto di vista ambientale.
Prima di tutto, il fatto che l'SNF sia un prodotto prezioso contenente 2 componenti utili: uranio incombusto e elementi transuranici. Inoltre, i prodotti di fissione contengono radionuclidi (isotopi radioattivi), che possono essere utilizzati con successo nell'industria, nella medicina e anche nella ricerca scientifica. Dopo che almeno due componenti utili, l'uranio incombusto e gli elementi transuranici, compreso il plutonio, sono stati separati dal combustibile nucleare esaurito, che è una miscela non separata di prodotti utili e non necessari, il residuo si trasforma in un tipo speciale di scorie radioattive: rifiuti ad alta attività specifica.
Gli esperti nucleari propongono di non confondere il concetto di "combustibile nucleare esaurito" con il concetto di "scorie radioattive". In linea di principio, i motivi di tale
la separazione esiste contiene SNF vari elementi, che possono essere riutilizzati, anche per la produzione di energia. I rifiuti, d'altra parte, sono qualcosa che non può essere utilizzato. Eppure va detto che c'è una linea molto sottile tra questi concetti. C'è un'espressione che lo spreco è la stessa risorsa naturale, solo nel posto sbagliato, nel momento sbagliato e nella quantità sbagliata. Il concetto stesso di "rifiuto" è molto relativo e dipende da molte condizioni. Quindi, non importa quanti componenti utili contengano i rifiuti, se i costi per estrarli sono troppo alti, i rifiuti rimarranno rifiuti.
Inoltre, c'è da dire che alcuni reattori, infatti, lavorano per la produzione di rifiuti, creando ad esempio plutonio per armi. In tali reattori si formano quegli isotopi che possono quindi essere utilizzati nelle armi nucleari e, in questo caso, la produzione di energia è un processo secondario e il principale è la produzione di rifiuti (se la produzione di armi nucleari viene interrotta). Se la produzione di armi nucleari continua o il plutonio viene utilizzato come combustibile per le centrali nucleari, i prodotti di tali reattori cesseranno automaticamente di essere rifiuti.
Questo problema è sorto in piena crescita durante la creazione di armi nucleari domestiche alla fine degli anni '40. È stato risolto con successo a seguito della progettazione e costruzione del primo impianto radiochimico ad alta capacità (RCP) nel nostro paese negli Urali, nella città di Chelyabinsk-40, sulla base n. 10, ora nota come impianto Mayak . Il compito originale della pianta era quello di ottenere plutonio per armi, ma l'intera catena reazioni chimiche, separando diversi elementi l'uno dall'altro, ovviamente, è adatto anche per il trattamento del combustibile nucleare esaurito dalle centrali nucleari. Altri RCP domestici operano secondo uno schema simile presso gli stabilimenti siberiani e minerari e chimici nelle città di Tomsk-7 (SGChE) e Krasnoyarsk-26 (GCC). Lo stesso problema è stato risolto da RCP negli Stati Uniti, Gran Bretagna, Francia e Cina.
Con un alto grado di probabilità, si può presumere che simili impianti radiochimici a bassa potenza siano stati utilizzati da India e Pakistan per ottenere plutonio per cariche nucleari nazionali. Attualmente, la RHZ inglese della società BNFL (Sellafield), situata sulla costa dell'Inland Irish Sea, e quella francese della società Cogema a Cape Ag, nel Canale della Manica, si distinguono per la grande produttività.
Con la riduzione dei programmi di armi nucleari e la crescita del numero di centrali nucleari, gli impianti radiochimici sono stati sempre più orientati al trattamento del combustibile nucleare esaurito dai reattori di potenza. In particolare, il nostro primo RCW a Chelyabinsk-40 è stato aggiornato per questo scopo e da allora è stato ribattezzato RT-1. Costruito per crollare Unione Sovietica il secondo impianto "RT-2" viene messo fuori servizio.
Gli Stati Uniti hanno scelto una strategia di smaltimento ritardato (per 50-70 anni) del combustibile nucleare scaricato e scaricato da 107 centrali nucleari americane, avviando la costruzione di un profondo deposito federale per il combustibile nucleare esaurito, considerato una riserva strategica dello stato .
Subito dopo la creazione di armi nucleari, si sono verificate difficoltà con lo smaltimento di materiali radioattivi, combustibile nucleare esaurito e scorie radioattive. Pertanto, il problema in discussione ha quasi sei decenni. Uno stereotipo si è radicato nella mente pubblica secondo cui l'energia nucleare è qualcosa di terribile e, ovviamente,
dannoso.
A questo proposito, emerge la seguente riflessione: in generale, la maggior parte di tutti i processi tecnologici sono stati sviluppati senza tener conto di come influiranno ambiente naturale. Ma proprio al momento della creazione dell'energia nucleare, quando c'era la consapevolezza della minaccia rappresentata dagli impianti dell'industria nucleare, si cercava di prestare grande attenzione alle questioni di sicurezza. Un'altra cosa è che le considerazioni sulla sicurezza sono state spesso (soprattutto nei primi anni dell'energia nucleare) sacrificate per convenienza economica e politica. Inoltre, le questioni più importanti che sembravano secondarie non sono state inizialmente pensate.
Come smaltire le scorie radioattive, cosa fare con il combustibile nucleare esaurito, è possibile smantellare le centrali nucleari obsolete, come chiudere il ciclo del combustibile nucleare?
Tutte queste domande “scomode” sono state preferite per non essere notate e la loro decisione è stata rinviata a più tardi. Il problema della gestione del SNF è ora così acuto sotto molti aspetti proprio perché si accumula da decenni. E in generale, la tradizione di prendere decisioni senza pensare al domani è sopravvissuta fino ad oggi.
Il ritrattamento del combustibile nucleare esaurito proveniente dalle centrali nucleari è l'ovvio futuro di tutti gli stati che sviluppano l'energia nucleare. Tale "chiusura" del ciclo del combustibile nucleare (NFC) è economicamente fattibile per una serie di ragioni. Innanzitutto, la domanda di uranio naturale è notevolmente ridotta (di 1/6 parte), sia per il ritorno del 235° isotopo di uranio che non bruciava nel reattore, sia per la formazione di un nuovo combustibile nucleare - plutonio. Come fonte di energia termica, 1 grammo di plutonio, tra l'altro, equivale a circa 1 tonnellata di petrolio. Gli SNF trasformati possono essere utilizzati per la produzione di barre di combustibile, comprese quelle a base di una miscela di ossidi di uranio e plutonio (il cosiddetto combustibile MOX). Oltre ai vantaggi economici, la chiusura del ciclo del combustibile nucleare riduce il rischio di proliferazione nucleare dovuto alla “combustione” del plutonio risultante, che deve essere immagazzinato sotto stretto controllo a ciclo aperto. Sebbene il mondo abbia accumulato circa 240.000 tonnellate di SNF, solo 85.000 tonnellate sono state rielaborate. Dei 30 stati che sviluppano l'energia nucleare, solo il Regno Unito, la Francia e la Russia hanno costruito e gestiscono RCP per il ritrattamento del combustibile nucleare esaurito dalle centrali nucleari. Ciò è dovuto anche a ragioni economiche, dal momento che la costruzione dell'RCC è economicamente fattibile solo con una capacità annua di 1.500 tonnellate di SNF, per la quale è necessario far funzionare circa 50 grandi centrali nucleari. Pertanto, anche il Giappone, che ha già 54 centrali nucleari che generano 1/3 di tutta l'elettricità, ha iniziato la costruzione dell'RCP e prevede di metterlo in funzione in 23 anni. Allo stesso tempo, la necessità di elaborare il combustibile nucleare esaurito ha spinto i proprietari di molte centrali nucleari a cercare imprenditori pronti a intraprendere questo lavoro. La nicchia emergente è stata occupata dai già citati impianti radiochimici inglesi e francesi. Per diversi decenni, con contratti a lungo termine, hanno ritrattato il combustibile nucleare esaurito dalle centrali nucleari in Belgio, Germania, Svizzera, Giappone e altri paesi. Condizione indispensabile di tali contratti è la restituzione di tutte e tre le componenti SNF precedentemente elencate (compresi i rifiuti ad alta attività specifica) nel paese del fornitore di tale combustibile. A proposito, notiamo che in conformità con quanto precedentemente concluso accordi internazionali La Russia ha anche rielaborato l'SNF proveniente da centrali nucleari costruite secondo progetti sovietici in Bulgaria, Ungheria, Germania dell'Est, Finlandia, Cecoslovacchia e carichi di combustibile nucleare "fresco" dall'URSS e dalla Russia. Attualmente, tali operazioni vengono eseguite per SNF da centrali nucleari in Armenia, Bulgaria e Ucraina. L'abbassamento della soglia per il confronto nucleare è accompagnato da una riduzione del carico di lavoro delle imprese di ritrattamento sia qui che all'estero. È opportuno utilizzare le capacità lasciate libere dell'RCW per l'elaborazione di SNF da Paesi esteri. L'iniziativa del Ministero dell'Energia Atomica della Federazione Russa, ora legalmente sancita, è un tentativo di competere in questo mercato altamente redditizio.
Il fatto è che la progettazione, la costruzione e il funzionamento di un'impresa radiochimica è economicamente giustificata solo per gli stati con un'industria nucleare indipendente sviluppata. Inoltre, un Paese che decide di costruire un impianto radiochimico deve disporre della tecnologia adeguata e di personale altamente qualificato. La Russia ha tutto.
Ecco perché è stato possibile "far passare" la legge sull'importazione di combustibile nucleare esaurito straniero. Tuttavia, non va dimenticato che la parte del leone della radioattività, la cui fonte è l'intera industria nucleare, ricade sugli impianti radiochimici. E avendo deciso di rielaborare il SNF di qualcun altro, dobbiamo capire che teniamo per noi una parte significativa della radioattività. Finora impianti radiochimici, oltre alla Russia, operano in Francia e Gran Bretagna. Gli Stati Uniti aderiscono alla cosiddetta decisione ritardata preferendo conservare il combustibile nucleare esaurito in speciali strutture di stoccaggio al fine di elaborarlo in futuro o effettuarne lo smaltimento finale. In Giappone esiste un impianto pilota di ritrattamento SNF, ma la sua capacità è ridotta e questo paese utilizza principalmente i servizi di società europee.
Il problema del trasporto del combustibile nucleare esaurito, che esisteva sin dalla costruzione dell'RCP allo scopo di separare il plutonio come esplosivo nucleare, si è acuito dopo la costruzione delle prime centrali nucleari. Dopotutto, i reattori industriali e l'RCP si trovano nello stesso sito o vicini l'uno all'altro (ad esempio, a Chelyabinsk-40 sono separati da soli 2 km), mentre le centrali nucleari sono state costruite in regioni che hanno un disperato bisogno di elettricità e a molte migliaia di chilometri da RCP. Durante il trasporto di SNF dai siti NPP, è stato necessario risolvere 3 compiti: garantire la sicurezza dalle radiazioni del personale e del pubblico (anche in situazioni di emergenza), escludere il surriscaldamento dell'SNF durante il trasporto e adottare misure contro i tentativi di furto di carburante da parte di intrusi . Ciò è stato ottenuto grazie allo sviluppo di enormi contenitori protettivi realizzati con materiali che assorbono le radiazioni come ghisa, acciaio e cemento, che riducono l'intensità delle radiazioni a limiti accettabili, e treni di container specializzati. Ogni anno, 30 trasporti con carichi pericolosi per le radiazioni transitano sulle strade della Russia e finora non è stato registrato un solo incidente. Negli Stati Uniti, i rimorchi per carichi pesanti vengono utilizzati principalmente per il trasporto di container SNF. In Svezia, dove la maggior parte delle centrali nucleari sono a terra mare Baltico, a tale scopo sono state sviluppate e costruite navi specializzate. Trasporto di SNF dalle centrali giapponesi a impianti di lavorazione Gran Bretagna e Francia effettuano anche via mare. In 50 anni di trasporto di combustibile nucleare esaurito e altre sorgenti di radiazioni ionizzanti ad alta attività (in particolare quelle utilizzate nella radioterapia delle malattie maligne), non si è verificato un solo caso di incidenti con conseguenze da radiazioni, sebbene oltre 1 milione tali trasporti sono già stati effettuati nel mondo.
Sia nel nostro paese che all'estero, il trasporto principale di SNF viene effettuato su vagoni ferroviari speciali, nonché su navi marittime progettate a tale scopo. Sia il trasporto ferroviario che marittimo di SNF viene necessariamente effettuato sotto il controllo della sicurezza e i container stessi sopportano grandi carichi esterni. Gli scienziati nucleari affermano che il trasporto del combustibile nucleare esaurito in tali condizioni è assolutamente sicuro e non si sono mai verificati incidenti. Tuttavia, quest'area è assolutamente segreta e non possiamo dire di averlo fatto informazioni complete Su questa edizione. Inoltre, alla luce eventi recenti Nel mondo, dal punto di vista della minaccia terroristica, il trasporto di SNF, ovviamente, diventa un'impresa molto pericolosa.
A quanto sopra va aggiunto che, in ogni caso, si sono verificati incidenti durante il trasporto di rifiuti radioattivi, e tale trasporto, presumibilmente, è stato anche accompagnato da maggiori misure di sicurezza. E ancora una cosa: nonostante il regime di segretezza, le linee ferroviarie e navi marittime periodicamente diventa pubblico, cosa che assistiamo osservando le proteste dei "verdi". Quindi, il problema del trasporto SNF esiste certamente, anche se cercano di convincerci del contrario.
Il funzionamento dell'RCP domestico nei primi anni del suo funzionamento è stato accompagnato da un'eccessiva esposizione alle radiazioni non solo per il personale, ma anche per l'ambiente. Quando si crea un progetto di questo unico impresa industriale non c'era modo di fare affidamento su alcuna esperienza. E sebbene presso l'impianto siano stati previsti e costruiti impianti di stoccaggio per i rifiuti radioattivi, numerose situazioni di emergenza, soprattutto durante il primo periodo di funzionamento, hanno portato rapidamente al loro trabocco. Già nel 1949 il compito di bonificare gli scarichi nella rete idroelettrica, in particolare nel fiume Techa, previsto nei termini di riferimento per la progettazione del RCP, doveva essere rimosso dall'ordine del giorno la realizzazione di un tale sistema ha ritardato notevolmente lavorare per ottenere il plutonio per la prima bomba atomica sovietica. Uno dei veterani di Minatom, A.K. Kruglov, nel suo libro "Come è stata creata l'industria nucleare dell'URSS", scrive che "entro la fine del 1949, era necessario scegliere: continuare a produrre plutonio o fermare l'impianto interrompendo lo scarico di acqua radioattiva in il fiume Techa. La decisione è stata presa. La produzione di plutonio è continuata. Una commissione speciale ha approvato la proposta dell'impianto, supportata dal Ministero della Salute dell'URSS, di utilizzare il lago endoreico Karachay per scaricare soluzioni radioattive. A causa dell'inquinamento del fiume e della zona costiera, 124 mila persone che vivono nell'area della pianura alluvionale del fiume nelle regioni di Chelyabinsk e Kurgan sono state esposte alle radiazioni. Grandi dosi di radiazioni (fino a 170 rem) sono state ricevute da 28 mila persone. Sono stati registrati 935 casi di malattia da radiazioni croniche. Ho dovuto reinsediare circa 8mila persone da 21 insediamenti”.
Certo, oggi la situazione è ben lontana da quella tipica dell'era della corsa armi nucleari. Decenni di lavoro per ridurre il volume e l'attività dei rifiuti prodotti, la creazione e il miglioramento di metodi e mezzi per la pulizia dei liquidi e la cattura di sostanze radioattive gassose e l'ottimizzazione del tempo di permanenza dei SNF scaricati non sono stati vani. Al momento, i rilasci e gli scarichi di radionuclidi dall'RCP non superano i valori consentiti stabiliti dagli organismi di controllo e supervisione indipendenti da Minatom della Russia, sistemi automatizzati il controllo radiometrico e spettrometrico consente di interrompere rapidamente gli scarichi inaccettabili inviandoli a strutture di stoccaggio aggiuntive create o di ridurre la produttività dell'impianto. L'esperienza di funzionamento dell'impianto di stoccaggio di SNF "umido" presso l'industria mineraria e chimica di Krasnoyarsk mostra che nelle emissioni si trova solo Cs-137, la cui concentrazione è 250 volte inferiore alla concentrazione consentita stabilita dal Ministero della Salute russo in in accordo con le raccomandazioni internazionali. Vale la pena notare che nel Regno Unito e in Francia i rifiuti liquidi RCP continuano a essere scaricati in mare, con conseguente concentrazioni elevate radionuclidi artificiali non solo vicino ai siti di scarichi nel Mare d'Irlanda e nel Canale della Manica, ma anche a migliaia di chilometri di distanza. In particolare, le scariche dell'RCW inglese sono la principale fonte di radionuclidi di lunga durata come Sr-90 e Cs-137 con emivite di 28 e 30 anni nel nord, norvegese, Barents, Kara e persino mare bianco. Conformemente alla decisione dei paesi parti della Convenzione di Londra, si prevede di interrompere tali scarichi in mare entro il 2018. Nel nostro Paese, lo scarico di rifiuti radioattivi liquidi (principalmente dall'esercizio di sottomarini nucleari) è stato interrotto nel 1993.
Problemi radioecologici dell'utilizzo del ritrattamento di SNF moderne tecnologie e l'esperienza accumulata sostanzialmente risolta. Naturalmente, quanto sopra non si applica al difficile compito di riabilitare aree contaminate radioattivamente, in particolare in prossimità della centrale Mayak, in particolare il lago Karachay e la cascata Techa di bacini e territori colpiti dall'incidente del 1986 presso la centrale nucleare di Chernobyl. Ciò richiederà molti anni di lavoro e costi multimiliardari. Per valutarne l'entità, vale la pena sottolineare che negli Stati Uniti vengono stanziati 2 miliardi di dollari all'anno per lavori simili. Conformemente alla legge di recente adozione "Sui Programmi Ambientali Speciali", specificatamente ai fini del ripristino e del ripristino della vita normale in vaste regioni precedentemente sospese dall'uso in economia nazionale e i fondi che Minatom aiuterà dalla lavorazione del combustibile nucleare esaurito da centrali nucleari straniere andranno. Secondo stime effettuate sulla base dell'esperienza accumulata nel nostro Paese e all'estero, la lavorazione e lo stoccaggio di 20mila tonnellate di SNF comporta un aumento della dose di radiazioni del personale RCP e della popolazione della regione più vicina solo dell'1% rispetto a quello ricevuto da fonti naturali radiazione (questa aggiunta è 10 volte inferiore alla radiazione che riceviamo ogni anno in istituzioni mediche). Oggi, il ritrattamento di SNF non causa un'eccessiva esposizione alle radiazioni del personale delle imprese chimiche nucleari e della popolazione del paese.
La valutazione di tale grave e industrie pericolose dovrebbe essere fatto in fase di progettazione. In precedenza, l'Istituto di Competenza Ecologica era il più efficace e reale. Ora, ahimè, le posizioni delle competenze statali sono in gran parte perse e gran parte dei progetti di scarsa qualità in senso ambientale sono comunque in corso di realizzazione. Pertanto, non vi è alcuna certezza che l'intero ciclo di ritrattamento degli SNF sia sotto stretto controllo ambientale. Se parliamo della legge recentemente adottata che consente l'importazione dall'estero e la lavorazione del combustibile nucleare esaurito presso il nostro RCZ, allora, credo, la fretta e l'atmosfera in cui è stata presa questa decisione non aggiungono fiducia nella sua integrità ambientale.
Durante la discussione di questa legge, si è parlato molto del fatto che il nostro Paese, nell'attuare questo progetto, riceverà fondi significativi, attraverso i quali sarà possibile risolvere molti problemi ambientali. Ma finora né SNF né denaro sono stati ricevuti dall'estero, per così dire come verrà effettivamente implementato legge adottata in pratica, non puoi. Il combustibile che viene ritrattato ora è lo stesso uranio che abbiamo fornito alle centrali nucleari costruite all'estero e che siamo obbligati a riprendere dopo il trattamento. Pertanto, oggi non abbiamo soldi "nucleari" e, di conseguenza, la decisione problemi ambientali Non è necessario parlare a spese di questi fondi. Anche se non si può ignorare il fatto che la Russia non ha molte tecnologie competitive "alte" di livello mondiale. La tecnologia di elaborazione SNF è una di queste. Lo sviluppo delle industrie del ciclo del combustibile nucleare, anche radiochimico, arricchisce la cultura tecnologica dell'intera società, perché richiede nuovi materiali, specialisti altamente qualificati e così via. Russia energia nucleare(non ci sono stime qui buone o cattive, questo è un dato di fatto), abbiamo accumulato sostanze radioattive con un'attività totale di oltre 4 miliardi di Ku (Curie). Il comportamento di queste sostanze dovrà essere controllato per migliaia di anni se non impariamo come elaborarle e smaltirle. Solo in virtù di questo, la Russia è strettamente legata all'energia nucleare. Pertanto, il potenziale energetico nucleare del Paese deve essere mantenuto (anche se non necessariamente attraverso la lavorazione del combustibile nucleare esaurito).
Naturalmente, durante il periodo della corsa agli armamenti nucleari, il combustibile nucleare esaurito è stato ritrattato per ragioni politiche, anche geopolitiche, senza RCP, il nostro paese non sarebbe stato in grado di garantire la parità strategica con gli Stati Uniti durante la Guerra Fredda. L'adempimento del compito prefissato di produrre e testare la prima bomba atomica sovietica in un tempo eccezionalmente breve fu accompagnato da decisioni forzate. Uno di questi sono le dosi di radiazioni estremamente elevate del personale dell'RCP domestico. Secondo i dati pubblicati negli anni '90 (prima erano segreti), con il limite allora ammissibile di 30 rem all'anno, le dosi individuali nel 1948-1958 erano: per i dosimetristi circa 150 rem, per il personale principale delle officine tecnologiche da 170 fino a 270 rem. Quest'ultimo valore è più di 100 volte superiore all'attuale esposizione alle radiazioni consentita per i professionisti! Tale livelli alti le radiazioni non potevano che influenzare la salute delle persone. Malattie da radiazioni sono state diagnosticate in 3.444 dipendenti RCP. Fortunatamente, queste pagine cupe sono già molto indietro di noi. Con il miglioramento della tecnologia, il miglioramento dei mezzi automatizzati di controllo e protezione, i sistemi di dosimetria e la sicurezza dalle radiazioni, le condizioni di lavoro durante il ritrattamento di SNF si sono avvicinate a quelle accettabili che non causano problemi di salute.
Continuano i lavori per migliorare il trattamento del combustibile nucleare esaurito. Attenzione speciale in quest'area forniscono metodi per ridurre l'attività totale dei rifiuti. Qui, il metodo per "bruciare" i componenti dannosi mediante irradiazione aggiuntiva e trasformazione (trasmutazione) di radionuclidi a vita lunga in radionuclidi a vita più breve sembra promettente. Tale lavoro di ricerca su programmi pluriennali viene svolto in Francia, Giappone e Russia nell'ambito del Federal programma di destinazione gestione di SNF e rifiuti radioattivi. Altrettanto attenzione è stata rivolta alla solidificazione dei rifiuti liquidi ad alta attività specifica (HVLA), che da molti anni vengono stoccati in serbatoi di acciaio inossidabile. L'OVUA liquido è ora efficacemente vetrificato sia nel nostro paese che all'estero, e questo riduce drasticamente il rischio di migrazione di radionuclidi di lunga durata da strutture di stoccaggio temporaneo. L'Istituto Kurchatov, insieme al MosNPO Radon, ha creato un metodo per il trattamento al plasma delle scorie radioattive, che ne riduce drasticamente il volume (ma non l'attività!) e riduce significativamente il costo del successivo stoccaggio. Sono inoltre in fase di sviluppo nuovi metodi di protezione anticorrosione dei reattori chimici e della loro decontaminazione, vengono migliorati metodi per intrappolare gas e aerosol (in particolare iodio radioattivo) e le possibilità della tecnologia del fluoruro per il trattamento del combustibile nucleare esaurito, che praticamente esclude la formazione di rifiuti radioattivi liquidi, sono allo studio. Si riducono le emissioni e gli scarichi di sostanze radioattive nell'ambiente.
A mio avviso, le prospettive di ritrattamento di SNF dipendono dalla risposta a diverse domande molto importanti. Uno dei principali è quanto siano convenienti sia il ritrattamento stesso che l'industria nucleare nel suo insieme. In poche parole, quanto costa l'intero ciclo produttivo, dallo sviluppo di un giacimento al trattamento e smaltimento dei materiali radioattivi? Sfortunatamente, non ci sono dati così affidabili. Tutte le cifre che abbiamo oggi sono molto incomplete e in alcuni casi falsificate. Se calcoliamo il costo effettivo di esercizio di una centrale nucleare, risulta che in molti casi si tratta di una produzione economicamente vantaggiosa. Il problema è che non è stato calcolato un ciclo del combustibile completamente nucleare. E i calcoli disponibili mostrano che quasi tutti i tipi di generazione di elettricità richiedono all'incirca gli stessi costi. Recentemente, anche gli impianti eolici e solari sono stati notevolmente avvicinati alla redditività. E qui si pone il problema di valutare il rischio di un ulteriore sviluppo dell'energia nucleare.
Se siamo pronti al fatto che circa una volta al secolo è possibile un grave incidente nelle centrali nucleari, allora accettiamo consapevolmente tale rischio.
Quindi, siamo giunti a un'altra questione fondamentale dell'energia nucleare: la sicurezza dell'industria. Indipendentemente dal modo in cui elaboriamo il combustibile nucleare esaurito, si forma ancora una certa quantità di sostanze che, a causa della loro radioattività estremamente elevata, devono essere nascoste in modo molto sicuro. Ad esempio, gli impianti di stoccaggio dei rifiuti liquidi in molte centrali nucleari sono quasi esauriti. La situazione è peggiore nella centrale nucleare di Kursk, non c'è quasi più posto per i rifiuti liquidi. Pertanto, prima di tutto, è necessario capire se gli scienziati nucleari hanno una strategia per elaborare il combustibile nucleare esaurito e seppellire i rifiuti. Finora, una strategia così chiara ed estremamente chiara non è visibile. In ogni caso, i metodi di sepoltura che si usano oggi sono piuttosto pericolosi. E ora stiamo piazzando una bomba a orologeria, se non per noi stessi, per i nostri discendenti. Di conseguenza, le prospettive di ritrattamento del SNF dipendono dall'efficienza economica dell'energia nucleare, da una corretta valutazione del grado accettabile di rischio che questo settore comporta e dalla possibilità di smaltimento sicuro dei rifiuti radioattivi. Considerato tutto ciò, è necessario prendere una decisione sul metodo prioritario di produzione di energia. Se l'energia nucleare diventerà una priorità del genere è una grande domanda. Ma, naturalmente, una tale decisione non può e non deve essere presa dall'oggi al domani. Inoltre, c'è tempo per la discussione. Dopotutto, solo le riserve esplorate di petrolio saranno sufficienti per circa 100 anni, il gas per 70150, il carbone per 500, a meno che, ovviamente, non ci sia un salto significativo nel consumo di energia. Quello di cui sono assolutamente convinto è che è semplicemente fondamentale intensificare la ricerca di nuove fonti di energia e svilupparsi Tecnologie per il risparmio energetico. Per la Russia, il risparmio energetico nel prossimo futuro è il compito principale. Dopotutto, se calcoliamo quanto PIL (prodotto interno lordo) in termini monetari viene prodotto per joule di energia, risulta che in Russia questa cifra è 67 volte inferiore a quella di Europa occidentale, cioè l'efficienza è molto bassa e le riserve qui sono enormi.
Se parliamo dell'aspetto puramente tecnico della questione, allora dobbiamo affermare che oggi non esistono tecnologie comprovate fondamentalmente nuove nel campo del trattamento del combustibile nucleare esaurito. In un certo numero di paesi è appena iniziata lo sviluppo di una tecnologia di trasmutazione completamente nuova, che consente, sotto l'influenza delle radiazioni, di trasformare radionuclidi a vita lunga in radionuclidi a vita breve, che possono essere considerati più sicuri. La più interessante è la creazione di un ciclo chiuso recentemente discussa attivamente quando il combustibile esaurito viene riutilizzato come vettore energetico. Tuttavia, è impossibile chiudere completamente il ciclo del combustibile nucleare, ma è possibile ridurre al minimo la quantità di rifiuti, e questo è il primo compito. E qui si pone già il problema dei costi materiali per queste attività, questi costi supereranno i benefici derivanti dall'uso dell'energia nucleare?
MOSCA, 21 giugno - RIA Novosti. Impresa della società statale "Rosatom" "Associazione di produzione "Mayak" (Ozersk, regione di Chelyabinsk) prevede entro il 2020 di diventare la prima impresa al mondo a padroneggiare le tecnologie per il ritrattamento del combustibile nucleare esaurito (SNF) di qualsiasi tipo, ha dichiarato a RIA Novosti al forum Atomexpo-2017 Dmitry Kolupaev, vicedirettore generale di Mayak per lo sviluppo strategico.
L'organizzatore di Atomexpo-2017 è la società statale Rosatom. Il media partner generale del forum è l'agenzia RIA Novosti (la risorsa principale di MIA Rossiya Segodnya).
Il ritrattamento del combustibile nucleare esaurito è un processo ad alta tecnologia volto a ridurre al minimo il rischio di radiazioni del combustibile nucleare esaurito, a smaltire in sicurezza i componenti inutilizzati, a separare le sostanze utili e a garantirne l'ulteriore utilizzo. La lavorazione industriale del combustibile nucleare esaurito viene effettuata in tre paesi: Russia, Francia, Gran Bretagna.
"Mayak" sta portando avanti un progetto per ampliare la gamma di SNF ritrattati presso la propria struttura. In particolare, è stata padroneggiata la tecnologia per il ritrattamento di SNF dai reattori russi VVER-1000. Questo progetto consentirà all'impresa nel prossimo anno e mezzo o due di diventare l'unica impresa al mondo in grado di elaborare qualsiasi tipo di combustibile nucleare esaurito, compreso il combustibile nucleare esaurito di progettazione estranea, nonché gruppi di combustibile difettosi. Questo darà Rosatom in più vantaggi competitivi nei mercati mondiali.
"Mayak" - il primo impianto industriale industria nucleare nazionale. È stato creato per produrre plutonio per armi, necessario per la creazione del Soviet armi atomiche. Direzioni prioritarie L'attuale lavoro di Mayak è il trattamento del combustibile nucleare esaurito, la produzione di isotopi e apparecchiature per il monitoraggio delle radiazioni e l'adempimento dell'ordine di difesa dello stato.
"Per l'anno scorso Mayak ha compiuto progressi significativi nel ritrattamento del combustibile nucleare esaurito dai reattori di ricerca. Il trattamento di diverse composizioni di combustibili è stato padroneggiato, ma forse il progetto chiave sarà il trattamento del combustibile uranio-zirconio. Gli impianti di produzione per questo devono essere pronti quest'anno", ha detto Kolupaev.
Ha spiegato che si tratterà di un impianto pilota, che consentirà prima di elaborare le tecnologie necessarie, per poi diventare effettivamente un impianto di produzione.
"C'è relativamente poco tale combustibile, e questo è, prima di tutto, il combustibile esaurito dei nostri rompighiaccio nucleari. Si trova in un deposito di container asciutti nel nord, ma non può essere utilizzato per un tempo arbitrariamente lungo. Pertanto, il Il problema della lavorazione di questo tipo di SNF deve essere risolto, e per questo non sono necessarie grandi capacità produttive", afferma la fonte.
Il ritrattamento sperimentale dell'SNF di uranio-zirconio dovrebbe essere completato entro il 2018, ha aggiunto Kolupaev. "Questo renderà Mayak un leader tecnologico assoluto in termini di gamma di composizioni di carburante che la nostra azienda sarà in grado di elaborare, perché dopo aver padroneggiato questa tecnologia, possiamo elaborare qualsiasi composizione di carburante", ha affermato.
"E il punto finale sarà probabilmente lo sviluppo del ritrattamento del combustibile esaurito dai reattori AMB del primo stadio della centrale nucleare di Beloyarsk. Il problema non è tanto nelle composizioni del combustibile stesse (al primo sono state utilizzate diverse dozzine di tipi di combustibile e seconde unità della stazione), ma nelle dimensioni geometriche degli assiemi di combustibile esaurito", ha detto Kolupaev.
Questi gruppi raggiungono una lunghezza di 14 metri e per macellarli è necessaria un'installazione speciale, ha spiegato.
"È previsto che venga creato entro il 2020. E poi l'"onnivoro" sarà completamente creato a Mayak complesso di elaborazione- cosa c'è dentro tipi diversi SNF e in termini di dimensioni degli assiemi di combustibile esaurito", ha affermato il vicedirettore generale di Mayak.
Oltre al trattamento degli SNF, Mayak è attivamente impegnata nello sviluppo della tecnologia di trattamento dei rifiuti radioattivi, ha ricordato Kolupaev.
"Nel prossimo futuro, l'impresa prevede di avviare un impianto per la solidificazione dei rifiuti a vita lunga di livello intermedio, principalmente contenenti plutonio, per i quali la cementazione, come fanno ad esempio i nostri colleghi nel Regno Unito, non è ottimale. Il nostro approccio si basa sull'uso di una matrice simile alla ceramica, che ha una grande durabilità e una buona capacità di scarto", ha affermato.
L'anno scorso è stata una sorta di "start-up" per Mayak in termini di attuazione di un progetto per l'elaborazione di sorgenti di radiazioni ionizzanti, ha osservato Kolupaev.
"Abbiamo pienamente adempiuto ai nostri obblighi in termini di volume di restituzione delle fonti. Quest'anno, i volumi delle fonti restituite per lo smaltimento saranno notevolmente maggiori. Stiamo ottimizzando la tecnologia per lo smaltimento delle fonti per renderla più economica e più attraente per i clienti. Si tratta di un'area molto importante che consentirà ai nostri partner di ricevere un ciclo completo di servizi, dal momento in cui le fonti vengono fornite fino al loro completo smaltimento", ha aggiunto.
Il combustibile nucleare è il materiale utilizzato nei reattori nucleari per effettuare una reazione a catena controllata. È estremamente ad alta intensità energetica e pericoloso per l'uomo, il che impone una serie di restrizioni al suo utilizzo. Oggi scopriremo cos'è un combustibile per reattori nucleari, come viene classificato e prodotto, dove viene utilizzato.
Durante una reazione nucleare a catena, il nucleo è diviso in due parti, che sono chiamate frammenti di fissione. Allo stesso tempo, vengono rilasciati diversi (2-3) neutroni, che successivamente provocano la fissione dei nuclei seguenti. Il processo si verifica quando un neutrone entra nel nucleo della sostanza originale. I frammenti di fissione hanno un'elevata energia cinetica. La loro decelerazione nella materia è accompagnata dal rilascio di un'enorme quantità di calore.
I frammenti di fissione, insieme ai loro prodotti di decadimento, sono chiamati prodotti di fissione. I nuclei di fissione con neutroni di qualsiasi energia sono detti combustibili nucleari. Di norma, sono sostanze con un numero dispari di atomi. Alcuni nuclei si fissino esclusivamente da neutroni la cui energia è al di sopra di una certa soglia. Questi sono prevalentemente elementi con un numero pari di atomi. Tali nuclei sono chiamati materie prime, poiché al momento della cattura dei neutroni da parte del nucleo di soglia si formano nuclei di combustibile. La combinazione di combustibile e materia prima è quindi chiamata combustibile nucleare.
Il combustibile nucleare è diviso in due classi:
In termini di composizione chimica, esistono tali tipi di combustibile nucleare:
Il combustibile per i reattori nucleari viene utilizzato sotto forma di piccoli pellet. Sono collocati in elementi di combustibile sigillati ermeticamente (TVEL), che, a loro volta, sono combinati in diverse centinaia di assiemi di combustibile (FA). Il combustibile nucleare è soggetto a severi requisiti di compatibilità con il rivestimento delle barre di combustibile. Dovrebbe avere una temperatura di fusione ed evaporazione sufficiente, una buona conduttività termica e non aumentare notevolmente di volume sotto l'irradiazione di neutroni. Viene presa in considerazione anche la producibilità della produzione.
Le centrali nucleari e altre installazioni nucleari ricevono combustibile sotto forma di gruppi di combustibili. Possono essere caricati nel reattore sia durante il suo funzionamento (al posto di gruppi di combustibile bruciati) che durante la campagna di riparazione. In quest'ultimo caso, i gruppi di carburante vengono cambiati in grandi gruppi. In questo caso, solo un terzo del carburante viene completamente sostituito. Gli assiemi più bruciati vengono scaricati dalla parte centrale del reattore e al loro posto vengono inseriti gli assiemi parzialmente bruciati che prima erano ubicati in aree meno attive. Di conseguenza, al posto di quest'ultimo vengono installati nuovi gruppi di carburante. Questo semplice schema di riarrangiamento è considerato tradizionale e presenta una serie di vantaggi, il principale dei quali è garantire un rilascio di energia uniforme. Naturalmente, questo è uno schema condizionale, che dà solo idee generali sul processo.
Dopo la rimozione del combustibile nucleare esaurito dal nocciolo del reattore, viene inviato alla piscina del combustibile esaurito, che, di regola, si trova nelle vicinanze. Il fatto è che gli assiemi di combustibile esaurito contengono un'enorme quantità di frammenti di fissione di uranio. Dopo lo scarico dal reattore, ogni elemento combustibile contiene circa 300mila Curie di sostanze radioattive, rilasciando 100 kWh di energia. A causa di ciò, il carburante si autoriscalda e diventa altamente radioattivo.
La temperatura del carburante scaricato di recente può raggiungere i 300°C. Pertanto, viene mantenuto per 3-4 anni sotto uno strato d'acqua, la cui temperatura viene mantenuta entro l'intervallo stabilito. Poiché il carburante viene immagazzinato sott'acqua, la radioattività del carburante e la potenza delle sue emissioni residue diminuisce. Circa tre anni dopo, l'autoriscaldamento dei gruppi di combustibili raggiunge già i 50–60°C. Quindi il carburante viene rimosso dalle piscine e inviato per la lavorazione o lo smaltimento.
L'uranio metallico è usato relativamente raramente come combustibile per i reattori nucleari. Quando una sostanza raggiunge una temperatura di 660°C, si verifica una transizione di fase, accompagnata da un cambiamento nella sua struttura. In poche parole, l'uranio aumenta di volume, il che può portare alla distruzione dell'elemento combustibile. In caso di irraggiamento prolungato ad una temperatura di 200-500°C, la sostanza subisce una crescita di radiazione. L'essenza di questo fenomeno è l'allungamento della bacchetta di uranio irradiato di 2-3 volte.
L'uso dell'uranio metallico a temperature superiori a 500°C è difficile a causa del suo rigonfiamento. Dopo la fissione del nucleo si formano due frammenti, il cui volume totale supera il volume del nucleo stesso. Parte dei frammenti di fissione è rappresentata da atomi di gas (xenon, krypton, ecc.). Il gas si accumula nei pori dell'uranio e forma una pressione interna che aumenta all'aumentare della temperatura. A causa dell'aumento del volume degli atomi e dell'aumento della pressione del gas, il combustibile nucleare inizia a gonfiarsi. Pertanto, questo si riferisce alla variazione relativa di volume associata alla fissione nucleare.
La forza di rigonfiamento dipende dalla temperatura delle barre di combustibile e dalla combustione. Con un aumento della combustione, aumenta il numero di frammenti di fissione e, con un aumento della temperatura e della combustione, aumenta la pressione interna dei gas. Se il carburante ha proprietà meccaniche più elevate, è meno soggetto a rigonfiarsi. L'uranio metallico non è uno di questi materiali. Pertanto, il suo utilizzo come combustibile per reattori nucleari limita la profondità di combustione, che è una delle principali caratteristiche di tale combustibile.
Le proprietà meccaniche dell'uranio e la sua resistenza alle radiazioni vengono migliorate drogando il materiale. Questo processo prevede l'aggiunta di alluminio, molibdeno e altri metalli. Grazie ai droganti, il numero di neutroni di fissione necessari per la cattura è ridotto. Pertanto, per questi scopi vengono utilizzati materiali che assorbono debolmente i neutroni.
Alcuni composti refrattari dell'uranio sono considerati buoni combustibili nucleari: carburi, ossidi e composti intermetallici. Il più comune di questi è il biossido di uranio (ceramica). Il suo punto di fusione è di 2800°C e la sua densità è di 10,2 g/cm 3 .
Poiché questo materiale non ha transizioni di fase, è meno soggetto a rigonfiamento rispetto alle leghe di uranio. Grazie a questa caratteristica, la temperatura di burnout può essere aumentata di parecchi punti percentuali. Ad alte temperature, la ceramica non interagisce con niobio, zirconio, acciaio inossidabile e altri materiali. Il suo principale svantaggio è la sua bassa conduttività termica - 4,5 kJ (m * K), che limita la potenza specifica del reattore. Inoltre, le ceramiche calde sono soggette a screpolature.
Il plutonio è considerato un metallo a basso punto di fusione. Fonde a 640°C. A causa delle scarse proprietà plastiche, non è praticamente suscettibile di lavorazione. La tossicità della sostanza complica la tecnologia di produzione delle barre di combustibile. Nell'industria nucleare sono stati ripetutamente fatti tentativi di utilizzare il plutonio e i suoi composti, ma non hanno avuto successo. Non è pratico utilizzare combustibile per centrali nucleari contenenti plutonio a causa della diminuzione di circa 2 volte del periodo di accelerazione, che non è progettato per i sistemi di controllo dei reattori standard.
Per la produzione di combustibile nucleare, di norma, vengono utilizzati biossido di plutonio, leghe di plutonio con minerali e una miscela di carburi di plutonio con carburi di uranio. I combustibili a dispersione, in cui particelle di uranio e composti di plutonio sono poste in una matrice metallica di molibdeno, alluminio, acciaio inossidabile e altri metalli, hanno elevate proprietà meccaniche e conducibilità termica. La resistenza alle radiazioni e la conduttività termica del combustibile di dispersione dipendono dal materiale della matrice. Ad esempio, nella prima centrale nucleare, il combustibile di dispersione consisteva in particelle di una lega di uranio con il 9% di molibdeno, che erano riempite di molibdeno.
Per quanto riguarda il combustibile al torio, attualmente non viene utilizzato a causa delle difficoltà nella produzione e lavorazione delle barre di combustibile.
Volumi significativi della principale materia prima per il combustibile nucleare - l'uranio - sono concentrati in diversi paesi: Russia, USA, Francia, Canada e Sud Africa. I suoi depositi si trovano solitamente vicino all'oro e al rame, quindi tutti questi materiali vengono estratti contemporaneamente.
La salute delle persone che lavorano nel settore minerario è a grande rischio. Il fatto è che l'uranio è un materiale tossico e i gas rilasciati durante la sua estrazione possono causare il cancro. E questo nonostante il minerale contenga non più dell'1% di questa sostanza.
La produzione di combustibile nucleare dal minerale di uranio comprende fasi come:
Durante il funzionamento di un reattore nucleare, il combustibile non può esaurirsi completamente, quindi vengono riprodotti gli isotopi liberi. A questo proposito, le barre di combustibile esaurito sono soggette a rigenerazione ai fini del riutilizzo.
Oggi questo problema è risolto dal processo Purex, che consiste nei seguenti passaggi:
Successivamente, il biossido di plutonio risultante viene utilizzato per la produzione di nuovi nuclei e l'uranio viene utilizzato per l'arricchimento o anche per la produzione di nuclei. Il ritrattamento del combustibile nucleare è un processo complesso e costoso. Il suo costo ha un impatto significativo su fattibilità economica utilizzo delle centrali nucleari. Lo stesso si può dire per lo smaltimento dei rifiuti di combustibile nucleare non idonei alla rigenerazione.
I titolari del brevetto RU 2560119:
L'invenzione riguarda mezzi per il trattamento del combustibile nucleare esaurito (SNF). Nel metodo rivendicato, le pastiglie di combustibile nucleare esaurito di ossido distrutte durante il taglio delle barre di combustibile sono soggette a dissoluzione quando vengono riscaldate soluzione acquosa nitrato di ferro (III) con un rapporto molare tra ferro e uranio nel combustibile pari a 1,5-2,0:1, il precipitato risultante del sale di ferro basico con prodotti di fissione non disciolti del combustibile nucleare viene separato mediante filtrazione e il perossido di uranile viene precipitato da la soluzione leggermente acida ottenuta mediante successiva alimentazione in una soluzione con agitazione del sale bisodico dell'acido etilendiamminotetraacetico. Successivamente, il sistema eterogeneo risultante viene mantenuto per almeno 30 minuti e, dopo separazione e lavaggio con acido e acqua, il precipitato di perossido di uranile viene sottoposto a riduzione in fase solida quando riscaldato trattandolo con una soluzione alcalina di idrazina idrato in acqua a 2-3 volte l'eccesso molare di idrazina rispetto all'uranio, seguita dalla separazione ottenuta diossido di uranio idrato UO 2 ·2H 2 O, lavandolo con una soluzione di HNO 3 con una concentrazione di 0,1 mol/l, acqua ed essiccando. In questo caso, il precipitato dei sali di ferro basici con prodotti di fissione, le acque madri dello stadio di precipitazione del perossido con i resti dei prodotti di fissione, i rifiuti delle soluzioni alcaline e di lavaggio vengono inviati al collettore dei rifiuti per il loro successivo trattamento. Il risultato tecnico è aumentare la sicurezza ambientale e ridurre la quantità di rifiuti. 8 p.p. volare.
L'invenzione riguarda il campo dell'energia nucleare, in particolare il trattamento del combustibile nucleare esaurito (SNF), e può essere utilizzata in schema tecnologico lavorazione, compreso il combustibile MOX, poiché l'estrazione delle restanti quantità di U e Pu da SNF per la preparazione di nuovo combustibile è il compito principale del ciclo chiuso del combustibile nucleare, che è il fulcro dell'industria nucleare del paese. Attualmente, è importante creare e ottimizzare nuove tecnologie, a basso consumo di rifiuti, sicure per l'ambiente ed economicamente valide che assicurino il ritrattamento del combustibile nucleare esaurito sia dai reattori a neutroni veloci in funzione che da quelli di terza e quarta generazione funzionanti con combustibile misto uranio-plutonio a ossido ( carburante MOX).
Metodi noti di lavorazione dell'SNF utilizzando fluoro o composti chimici contenenti fluoro. I composti di fluoro volatili risultanti dei componenti del combustibile nucleare passano nella fase gassosa e vengono eliminati per distillazione. Durante la fluorurazione, il biossido di uranio viene convertito in UF 6 , che evapora con relativa facilità, a differenza del plutonio, che ha una volatilità inferiore. Di solito, quando l'SNF viene ritrattato in questo modo, l'SNF viene fluorurato, estraendo da esso non tutto l'uranio in esso contenuto, ma solo la sua quantità richiesta, separandolo così dal resto del combustibile ritrattato. Successivamente, viene modificata la modalità di evaporazione e una certa quantità di plutonio in essa contenuta viene rimossa anche dal residuo SNF sotto forma di vapori.
[Brevetto RF n. 2230130, S22V 60/02, publ. 19/01/1976]
Lo svantaggio di questa tecnologia è che questo metodo di elaborazione del SNF utilizza composti chimici gassosi, aggressivi e tossici per l'ambiente. Pertanto, la tecnologia non è sicura per l'ambiente.
Un metodo vicino in sostanza al metodo rivendicato è un metodo ben noto, dichiarato nel brevetto statunitense n. RF n. 2403634, (G21C 19/44, publ. 11/10/2010), secondo la quale la rigenerazione del SNF comprende la fase di dissoluzione del combustibile in una soluzione di acido nitrico, la fase di controllo di valenza elettrolitica, con la riduzione di Pu allo stato trivalente e la conservazione dello stato pentavalente di Np, lo stadio di estrazione dell'agente estraente l'uranio esavalente in un solvente organico; una fase di precipitazione dell'acido ossalico con conseguente coprecipitazione di attinidi minori e prodotti di fissione che rimangono nella soluzione di acido nitrico come precipitato di ossalato; una fase di clorurazione per convertire il precipitato di ossalato in cloruri aggiungendo acido cloridrico al precipitato di ossalato; una fase di disidratazione per produrre cloruri anidri sintetici mediante disidratazione dei cloruri in una corrente di gas argon; e una fase di elettrolisi del sale fuso per sciogliere i cloruri anidri nel sale fuso e accumulare uranio, plutonio e attinidi minori al catodo mediante elettrolisi.
Lo svantaggio di questo metodo di elaborazione SNF è la sua natura a più stadi e la complessità nell'implementazione, poiché include fasi elettrochimiche che consumano energia, richiedono attrezzature speciali e il processo ad alta temperatura, specialmente quando si lavora con sali fusi.
C'è anche un metodo secondo il quale il combustibile nucleare esaurito viene trattato puramente pirochimicamente utilizzando un sale fuso di uranio o plutonio, dopodiché i componenti separati del combustibile nucleare vengono riutilizzati. Nella lavorazione pirochimica dell'SNF, vengono utilizzati il suo riscaldamento a induzione in un crogiolo e il suo raffreddamento fornendo un refrigerante al crogiolo.
[Brevetto RF n. 2226725, G21C 19/46, publ. 19/01/2009]
Le tecnologie pirometallurgiche non portano alla formazione di grandi quantità di rifiuti radioattivi liquidi (LRW) e forniscono anche un posizionamento compatto delle apparecchiature, ma sono molto energivore e tecnologicamente complesse.
I metodi di elaborazione del SNF includono anche:
(1) un metodo che comporta l'ossidazione dell'uranio con cloro gassoso, ossidi di azoto, anidride solforosa in un solvente aprotico dipolare o loro miscele con un composto contenente cloro [brevetto RF n. 2238600, G21F 9/28, publ. 27/04/2004];
(2) un metodo per dissolvere materiali contenenti uranio metallico, inclusa l'ossidazione dell'uranio metallico con una miscela di tributilfosfato-cherosene contenente acido nitrico [brevetto USA n. 3288568, G21F 9/28, publ. 12/10/1966];
(3) un processo per la dissoluzione dell'uranio, che prevede l'ossidazione dell'uranio metallico con una soluzione di bromo in acetato di etile con il calore.
Gli svantaggi di questi metodi includono l'aumento del rischio di incendio dei sistemi e la portata limitata del loro utilizzo.
Una tecnologia di ritrattamento SNF ampiamente utilizzata è il processo Purex (che abbiamo preso come prototipo), in cui l'SNF contenente uranio, plutonio e prodotti di fissione (FP) del combustibile nucleare viene sciolto in soluzioni di acido nitrico fortemente acide quando riscaldato a 60-80° C. Gli attinidi vengono quindi rimossi dalla soluzione di acido nitrico mediante una fase organica contenente tributilfosfato in cherosene o altro solvente organico. Seguono le fasi tecnologiche associate alla separazione di uranio e plutonio e alla loro purificazione dal PD. Il processo Purex è descritto, ad esempio, in The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements, 3a edizione, a cura di Lester R. Morss, Norman M. Edelstein e Jean Fuger. 2006, Springer, pp. 841-844.
Il processo di ritrattamento SNF specificato è a più stadi e si basa sull'uso di mezzi pericolosi per l'ambiente:
(1) acido nitrico (6-8 mol/l) come solvente SNF a 60-80°C e che forma prodotti gassosi aggressivi durante le reazioni con la sua partecipazione;
(2) poiché l'acidità della soluzione dopo il completamento della dissoluzione è di circa 3,5 mol/l in acido nitrico, ciò porta inevitabilmente all'uso dell'estrazione per estrarre U(Pu) con solventi organici;
(3) l'uso di solventi organici, tossici, combustibili, altamente infiammabili, esplosivi e spesso instabili alle radiazioni, porta alla formazione di grandi volumi di rifiuti insieme a LRW acquoso (fino a 7-12 ton per 1 ton di SNF lavorato) .
L'obiettivo della presente invenzione è creare una tecnologia innovativa, a basso consumo, sicura per l'ambiente ed economicamente valida per il ritrattamento del combustibile nucleare esaurito.
Il problema viene risolto utilizzando un nuovo metodo di trattamento del combustibile nucleare esaurito, caratterizzato dal fatto che i pellet di combustibile nucleare esaurito di ossido distrutti durante il taglio delle barre di combustibile sono soggetti a dissoluzione quando riscaldati in una soluzione acquosa di nitrato di ferro (III) a un rapporto molare tra ferro e uranio nel combustibile pari a 1,5-2, 0:1, il precipitato risultante del sale basico di ferro con prodotti di fissione non disciolti del combustibile nucleare viene separato mediante filtrazione e il perossido di uranile viene precipitato dal risultante debolmente soluzione acida contenente principalmente nitrato di uranile alimentando sequenzialmente nella soluzione sotto agitazione il sale bisodico dell'acido etilendiamminotetraacetico in eccesso molare rispetto all'uranio, pari al 10%, e una soluzione di acqua ossigenata al 30%, presa in un molare di 1,5-2 volte eccesso rispetto all'uranio, a temperatura non superiore a 20°C, il sistema eterogeneo risultante viene mantenuto per almeno 30 minuti e dopo separazione e lavaggio con acido e acqua, il precipitato di perossido di uranile viene sottoposto a fase solida riduzione al riscaldamento trattandola con una soluzione alcalina di idrazina idrato in acqua a un eccesso molare di 2-3 volte di idrazina rispetto all'uranio, seguita da separazione del risultante biossido di uranio idrato UO 2 2H 2 O, lavandolo con una soluzione di HNO 3 con una concentrazione di 0,1 mol /l, acqua ed essiccamento, mentre vengono inviati a il raccoglitore di rifiuti per il loro successivo trattamento.
Tipicamente, la dissoluzione del SNF viene effettuata nell'intervallo di temperatura di 60-90°C per non più di 5-10 ore utilizzando una soluzione acquosa di nitrato di ferro(III) con un pH da 0,2 a 1,0.
Si consiglia di lavare il perossido di uranile isolato con una soluzione di HNO 3 alla concentrazione di 0,05 mol/l, e la sua riduzione in fase solida va effettuata con una soluzione acquosa al 10% di idrazina idrato a pH 10 a 60-90 °C per 10-15 ore.
Preferibilmente, l'essiccamento del biossido di uranio idrato viene effettuato a 60-90°C.
È possibile condurre il processo in due apparati bifunzionali collegati in serie, il cui design prevede la presenza di un'unità di filtrazione e la possibilità di modificare l'orientamento spaziale degli apparati di 180°, il primo dei quali è utilizzato per dissolvere e la raccolta dei rifiuti di processo e il secondo per la precipitazione del perossido di uranio, il suo prodotto target di riduzione e isolamento in fase solida.
Il risultato tecnico del metodo è ottenuto dal fatto che in tutte le fasi del trattamento del combustibile nucleare esaurito, i componenti del combustibile (UO 2 con un contenuto fino al 5% in peso 239 Pu) - U (Pu), dissolvendosi (nitrato di ferro ), i reagenti precipitanti (acqua ossigenata) e riducenti si trovano in diverse fasi atte alla loro ulteriore separazione. Nella fase di dissoluzione, l'uranio va in soluzione e la maggior parte del reagente di dissoluzione viene rilasciata sotto forma di un composto solido. Nella fase di precipitazione del perossido e della sua trasformazione riduttiva in fase solida in biossido di uranio, il prodotto target è in forma solida ed è facilmente separabile dalla fase liquida.
Il metodo proposto viene eseguito come segue.
Le pastiglie di biossido di uranio (UO 2 contenente fino al 5% in peso di 239 Pu) distrutte durante il taglio delle barre di combustibile vengono immerse in acqua contenente nitrato di ferro(III) e sciolte quando riscaldate a 60-90°C. Si separa la soluzione risultante contenente U(Pu) e la polpa del sale di ferro basico formatosi durante la dissoluzione. Dopo la rimozione della soluzione con U(Pu), il precipitato del sale di ferro principale—sale di ferro con PD—Mo, Tc e Ru (~95%) e in parte Nd, Zr e Pd (~50%)—rimane nel raccoglitore di rifiuti.
Alla soluzione separata con U(Pu) si aggiunge perossido di idrogeno e si precipita a temperatura ambiente il perossido di uranile, con il quale viene anche coprecipitato il plutonio, il fattore di purificazione del prodotto target da PD è di circa 1000. PD e Fe(III ) i nitrati vengono inviati ad un raccoglitore di rifiuti con un precipitato di sale basico. Anche la soluzione di lavaggio del precipitato del perossido miscelato viene inviata al raccoglitore di rifiuti. Inoltre, la riduzione in fase solida del perossido formatosi viene effettuata dopo l'introduzione di idrazina idrato sotto agitazione con una corrente di azoto a 80-90°C e si ottiene il biossido di U(Pu) idrato. La soluzione alcalina separata viene trasportata in un raccoglitore di rifiuti. Il precipitato di biossido viene lavato con un piccolo volume di 0,1 M HNO 3 , quindi con acqua distillata, anch'essa inviata al raccoglitore di rifiuti. Il prodotto target risultante viene essiccato in un flusso di azoto riscaldato a 60-90°C e scaricato dall'apparecchiatura.
I rifiuti di soluzioni acquose debolmente acide e leggermente alcaline, che vengono raccolti durante il trattamento di SNF nel collettore di rifiuti, vengono rimossi per evaporazione e il ferro in essi contenuto viene precipitato sotto forma di idrossido insieme a cationi di 2-, 3- , e PD 4-valente. Il prodotto solido dei composti di ferro con PD inclusi nella loro fase è l'unico rifiuto nel metodo di lavorazione del SNF proposto. L'acqua evaporata può essere condensata e restituita, se necessario, al processo.
Il trattamento SNF può essere effettuato in una o più apparecchiature speciali bifunzionali, la cui progettazione prevede la presenza di un'unità di filtrazione (UF), una camicia in grado di fornire un refrigerante ed eseguire il processo di dissoluzione a una temperatura ≤90 °C nella miscela di reazione e la capacità di modificare l'orientamento spaziale del dispositivo a 180°.
Il processo viene eseguito, di regola, in due dispositivi bifunzionali collegati in serie come segue.
Quando l'unità di filtrazione del dispositivo si trova nella parte superiore, il dispositivo è progettato per dissolvere l'SNF. La soluzione risultante contenente U(Pu) e la sospensione di sale di ferro basico formata dopo la dissoluzione di SNF vengono separate. Per fare ciò, il dispositivo viene ruotato di 180°, mentre l'UV è in basso. La filtrazione viene effettuata applicando una pressione in eccesso al volume interno dell'apparecchio, oppure collegandolo ad una linea del vuoto. Dopo filtrazione e rimozione della soluzione con U(Pu), il dispositivo con un precipitato di sale di ferro e PD (Mo, Tc e Ru (~95%) e parzialmente Nd, Zr e Pd (~50%)) viene ruotato da 180° nella posizione in cui si trova UV nella parte superiore, quindi il dispositivo svolge la funzione di raccolta di soluzioni di scarto.
La soluzione filtrata con U(Pu) viene alimentata nella seconda apparecchiatura della stessa struttura in una posizione in cui l'UV si trova nella parte superiore dell'apparecchiatura. Alla soluzione si aggiunge perossido di idrogeno e si precipita a temperatura ambiente il perossido di U(Pu). Terminata la deposizione, il dispositivo viene ruotato di 180° e si effettua una separazione per filtrazione attraverso il fondo dell'apparecchiatura. Il perossido risultante rimane sul filtro nell'apparato, e le acque madri con PD disciolto (fattore di purificazione di circa 1000) e nitrato Fe(III) residuo viene inviato al primo apparato con un precipitato salino basico, che è diventato un collettore di rifiuti .
Il dispositivo viene capovolto in posizione con UV in alto e il perossido precipitato dal filtro nell'apparato viene lavato via con una piccola quantità di acqua contenente idrazina idrato per formare un impasto liquido in cui il perossido viene convertito in biossido di U(Pu) idrato a 80-90°C per riduzione in fase solida con idrazina.
Completata la riduzione in fase solida ed ottenuto il biossido di U(Pu) idratato, l'apparecchiatura viene trasferita in una posizione in cui svolge la funzione di filtraggio. La soluzione alcalina separata viene inviata al primo apparato con un sedimento di sale basico, che è diventato un collettore di rifiuti. Il precipitato di biossido viene lavato con un piccolo volume di 0,1 M HNO 3 , quindi con acqua distillata, anch'essa inviata al raccoglitore di rifiuti. Il dispositivo con il precipitato di U(Pu)O 2 ·nH 2 O idratato viene ruotato di 180° in posizioni in cui l'UV si trova nella parte superiore. Successivamente, il prodotto target viene essiccato nell'apparecchiatura a 60-90°C fornendo un flusso di azoto e, al termine dell'essiccamento, il preparato viene scaricato dall'apparecchiatura.
I seguenti esempi illustrano l'efficienza dell'utilizzo di soluzioni acquose debolmente acide di Fe(III) nitrato (cloruro) per dissolvere l'ossido di SNF con la separazione simultanea di U(Pu) in questa fase da una parte di PD, seguita dalla loro separazione dai residui di PD durante precipitazione di perossido di U(Pu) dalla soluzione risultante. Un'ulteriore trasformazione riduttiva in fase solida del perossido, prima in biossido di U(Pu) idrato e poi in cristallino, aumenta l'efficienza del metodo proposto.
Un campione in polvere di biossido di uranio (238+235 UO 2 ) è stato preliminarmente calcinato a 850°C in atmosfera di argon con contenuto di idrogeno del 20% per 8 ore.
Compresse o polvere di combustibile nucleare ceramico contenenti uranio e 5% in peso di plutonio, del peso di 132 g, vengono immerse in una soluzione acquosa di nitrato di ferro (III) con un volume di 1 l con un pH di almeno 0,2 a una concentrazione di Fe (NO 3) 3 in acqua da 50 fino a 300 g / le sciogliere quando riscaldato a 60-90 ° C con un rapporto molare di Fe (III) per carburante come 1,5 a 1.
Il valore del pH e il contenuto di uranio nella soluzione vengono controllati e la dissoluzione delle pastiglie viene continuata fino a quando il contenuto di uranio non cambia nei campioni successivi. Come risultato del processo di dissoluzione si ottiene una soluzione contenente prevalentemente nitrato di uranile ed avente un valore di pH ≤ 2 ed un precipitato di sale di ferro basico. Non occorrono più di 5-7 ore per la dissoluzione quantitativa dei campioni prelevati.
La soluzione di nitrato risultante viene separata dalla polpa mediante filtrazione, ad esempio utilizzando un filtro in cermet. Il sedimento del sale di ferro basico rimasto sul filtro viene lavato con acqua e inviato al raccoglitore di rifiuti insieme all'acqua di lavaggio.
Ad una soluzione leggermente acida del nitrato di uranile separato a temperatura ≤20°C, aggiungere 60 ml di una soluzione al 10% di sale sodico disostituito di EDTA (Trilon-B), agitare per 10 minuti. Un composto bianco complesso di uranile precipita in soluzione.
Sotto agitazione, alla sospensione risultante si aggiungono in porzioni da 50 ml con un intervallo di 1-1,5 min 300 ml di una soluzione al 30% di acqua ossigenata (H 2 O 2) anche a temperatura ≤20°C per ottenere uranile perossido, con il quale anche quantitativamente il plutonio coprecipita.
Il precipitato di perossido di uranile viene separato per filtrazione dalle acque madri, che vengono inviate al raccoglitore di rifiuti. Il precipitato viene lavato con 0,25 1 di 0,05 M HNO 3 , la soluzione di lavaggio viene inviata al raccoglitore di rifiuti.
Il precipitato lavato di perossido di uranile viene prima trasferito in sospensione con una soluzione acquosa alcalina al 10% di idrazina idrato in acqua, la soluzione avendo un valore di pH di ~10.
Sotto agitazione e riscaldamento della sospensione a 80°C, il perossido di uranile si trasforma in biossido di UO 2 ·H 2 O idratato durante la riduzione in fase solida di U(VI) con idrazina a U(IV).
Il controllo del processo di riduzione da U(VI) a U(IV) viene effettuato mediante campionamento periodico di sospensioni contenenti non più di 50 mg di sospensione solida. Il precipitato viene sciolto in una miscela di HC1 4M con HF 0,1M, viene registrato il primo spettro della soluzione. La soluzione viene quindi trattata con amalgama e viene registrato un secondo spettro di questa soluzione. In questo caso, tutto l'uranio in soluzione deve essere completamente ridotto a U(IV). Pertanto, se il primo e il secondo spettro coincidono, il processo di riduzione in fase solida è completato. In caso contrario, si continua la procedura per convertire il perossido in biossido di uranio. Il processo è completato in 10-15 ore.
Il risultante biossido di uranio idratato viene separato per filtrazione dalla soluzione alcalina (volume ~0,6 l), la soluzione viene inviata al raccoglitore di rifiuti. Il precipitato di biossido di uranio idrato viene lavato sul filtro con 0,25 l di 0,1 M HNO 3 per neutralizzare gli alcali rimasti nel volume del precipitato, quindi con lo stesso volume di acqua per eliminare le tracce di acido dal volume del precipitato con controllo del pH del precipitato ultima acqua di lavaggio. Le soluzioni di lavaggio vengono inviate al raccoglitore di rifiuti.
I risultati delle analisi delle acque madri e del perossido di uranio indicano che il grado di precipitazione dell'uranio non è inferiore al 99,5% e il contenuto di ferro nel perossido separato non supera lo 0,02% in peso.
Il precipitato di perossido di uranio, lavato da tracce di alcali, viene essiccato, ad esempio, con una corrente di azoto riscaldato a 60-90°C, e scaricato dall'apparecchio sotto forma di polvere.
Il risultato non è inferiore a 131,3 g di biossido di uranio.
Nelle soluzioni acquose leggermente alcaline raccolte nel collettore di rifiuti, i residui di ferro vengono rilasciati sotto forma di idrossido amorfo. La sospensione eterogenea viene evaporata e si ottiene la rimozione quasi completa dell'acqua. Il prodotto solido umido o secco, costituito principalmente da composti di ferro, è l'unico rifiuto nel metodo dichiarato di lavorazione del combustibile a base di ossido di ceramica utilizzando soluzioni di nitrato di ferro (III).
Il metodo proposto consente di semplificare il trattamento del combustibile nucleare esaurito ed escludere la formazione di LRW rispetto al processo Purex.
Nuovi tratti essenziali e distintivi del metodo proposto (rispetto al prototipo) sono:
L'uso di soluzioni acquose debolmente acide di nitrato di Fe(III) per dissolvere l'ossido SNF, che non erano state precedentemente utilizzate per questo. Senza un significativo deterioramento del potere dissolvente, il nitrato di ferro può essere sostituito da Fe(III) cloruro;
A differenza del prototipo, non esiste una fase speciale con l'introduzione di solfato ferroso nel sistema per ripristinare Pu(IV) a Pu(III). Nel metodo rivendicato, quando si dissolve l'ossido di uranio e il combustibile misto, l'uranio (IV) viene ossidato da Fe (III) in uranio (VI) e i cationi Fe (II) risultanti riducono Pu (IV) a Pu (III) e gli attinidi passano quantitativamente in soluzione sotto forma dei loro nitrati;
Nel metodo rivendicato non è necessario introdurre acido per sciogliere SNF, poiché il mezzo utilizzato ha un'acidità dovuta all'idrolisi del nitrato di ferro(III) e, a seconda della sua concentrazione da 50 a 300 g/l, il pH il valore varia da 1 a 0,3;
Nel metodo proposto, dopo aver sciolto il combustibile, l'acidità delle soluzioni risultanti sarà ≤0,1 M (per uranio 100-300 g/l), mentre nel processo Purex si formano soluzioni di ~3M HNO 3 fortemente acide, che inevitabilmente porta all'estrazione e alla formazione di una grande quantità di LRW organico e acquoso;
La bassa acidità dopo la dissoluzione dell'SNF secondo il metodo rivendicato consente di abbandonare l'estrazione dell'estrazione dei componenti del combustibile con soluzioni organiche, di semplificare l'organizzazione del processo di lavorazione dell'SNF e di eliminare LRW rispetto alla tecnologia di processo Purex;
Nel metodo proposto, il processo di dissoluzione del combustibile viene completato ottenendo una soluzione contenente U(Pu) e un precipitato del sale principale di ferro, in quantità pari a circa il 50% del contenuto iniziale di nitrato di ferro(III);
I prodotti di fissione, come Mo, Tc e Ru (~95%) e in parte da Nd, Zr e Pd (~50%), sono separati dall'uranio già allo stadio di dissoluzione del SNF e sono concentrati nel precipitato formatosi di il sale di ferro base. Questo è anche un vantaggio del metodo proposto di dissoluzione dell'SNF rispetto al processo Purex;
Nelle soluzioni debolmente acide utilizzate, i materiali strutturali del rivestimento delle sbarre di combustibile e le fasi formate dalla FP nella matrice SNF sotto forma di inclusioni metalliche leggere (Ru, Rh, Mo, Tc, Nb) e ceramiche grigie (Rb, Cs, Ba, Zr, Mo) non si dissolvono. Pertanto, quelli debolmente acidi saranno meno contaminati dai componenti del guscio disciolti e PD, in contrasto con 6–8 M HNO 3 nel processo Purex;
Acidità ≤0,1 M soluzioni ottenute con una concentrazione di uranio 100-300 g/l è ottimale per la deposizione di perossidi di uranio(VI) e plutonio(IV). Il perossido di idrogeno è preferito perché converte l'uranio nello stato U(VI), necessario per la precipitazione quantitativa;
La precipitazione del perossido di U(Pu) dalla soluzione determina la separazione quantitativa di U da quasi tutti i residui di PD e ferro presenti nella soluzione (fattore di purificazione ~1000);
nuovo e soluzione originale nel metodo rivendicato è il processo di riduzione in fase solida in una sospensione acquosa di perossido di U(Pu) con idrazina idrata a 90°C a U(Pu)O 2 × nH 2 O idratato, seguito dall'essiccamento del prodotto target a 60°C. -90°C e scarico dall'apparecchio,
Le soluzioni acquose di scarto debolmente acide e leggermente alcaline accumulate durante il trattamento dell'SNF nel raccoglitore di rifiuti vengono rimosse durante l'evaporazione e il ferro in esse contenuto precipita sotto forma di idrossido insieme a cationi di 2-, 3- e 4-valente PD. Il prodotto solido dei composti di ferro con incluso nella loro fase PD è l'unico rifiuto nel metodo proposto di lavorazione dell'ossido SNF.
1. Un metodo per il ritrattamento del combustibile nucleare esaurito, caratterizzato dal fatto che le pastiglie di ossido di combustibile nucleare esaurito distrutte durante il taglio delle barre di combustibile sono soggette a dissoluzione quando riscaldate in una soluzione acquosa di nitrato di ferro(III) con un rapporto molare di ferro e uranio nel combustibile pari a 1,5-2,0 :1, il precipitato risultante del sale di ferro basico con prodotti di fissione non disciolti del combustibile nucleare viene separato per filtrazione e il perossido di uranile viene precipitato dalla risultante soluzione debolmente acida contenente principalmente nitrato di uranile aggiungendo successivamente disodio sale di acido etilendiamminotetraacetico alla soluzione sotto agitazione in eccesso molare rispetto all'uranio pari al 10% e soluzione di acqua ossigenata al 30%, presa in eccesso molare 1,5-2 volte rispetto all'uranio, ad una temperatura non superiore a 20° C, il sistema eterogeneo risultante viene mantenuto per almeno 30 minuti e dopo separazione e lavaggio con acido e acqua il precipitato di perossido di uranile viene sottoposto a riduzione allo stato solido quando riscaldato zione trattandola con una soluzione alcalina di idrazina idrato in acqua ad un eccesso molare di 2-3 volte molare di idrazina rispetto all'uranio, seguita da separazione del risultante biossido di uranio idrato UO 2 2H 2 O, lavandolo con una soluzione di HNO 3 con una concentrazione di 0,1 mol/l, acqua ed essiccamento, mentre il precipitato dei sali di ferro basici con prodotti di fissione, le acque madri dello stadio di precipitazione del perossido con i resti dei prodotti di fissione, gli alcali di scarto e le soluzioni di lavaggio vengono inviati ai rifiuti collettore per la loro successiva elaborazione.
2. Metodo di trattamento del combustibile nucleare esaurito secondo la rivendicazione 1, caratterizzato dal fatto che la dissoluzione del combustibile nucleare esaurito viene effettuata a 60-90°C.
3. Metodo di trattamento del combustibile nucleare esaurito secondo la rivendicazione 1, caratterizzato dal fatto che per sciogliere il combustibile viene utilizzata una soluzione acquosa di nitrato di ferro (III) con un valore di pH compreso tra 0,2 e 1,0.
4. Metodo di trattamento del combustibile nucleare esaurito secondo la rivendicazione 1, caratterizzato dal fatto che la dissoluzione del combustibile nucleare esaurito viene effettuata per non più di 5-10 ore.
5. Metodo per il trattamento del combustibile nucleare esaurito secondo la rivendicazione 1, caratterizzato dal fatto che il precipitato di perossido di uranile viene lavato con una soluzione di HNO 3 alla concentrazione di 0,05 mol/l.
6. Metodo di trattamento del combustibile nucleare esaurito secondo la rivendicazione 1, caratterizzato dal fatto che la riduzione in fase solida viene effettuata con una soluzione acquosa al 10% di idrazina idrato a pH 10.
7. Metodo di trattamento del combustibile nucleare esaurito secondo la rivendicazione 1, caratterizzato dal fatto che la riduzione in fase solida viene effettuata a 60-90°C per 10-15 ore.
8. Metodo di trattamento del combustibile nucleare esaurito secondo la rivendicazione 1, caratterizzato dal fatto che l'essiccamento del biossido di uranio idrato viene effettuato a 60-90°C.
9. Il metodo di trattamento del combustibile nucleare esaurito secondo uno qualsiasi dei paragrafi. 1-8, caratterizzato dal fatto che il processo è svolto in due apparati bifunzionali collegati in serie, la cui progettazione prevede la presenza di un'unità di filtrazione e la possibilità di modificare di 180° l'orientamento spaziale degli apparati, il primo dei quali viene utilizzato per dissolvere e raccogliere i rifiuti di processo e il secondo per precipitare il perossido uranile, la sua riduzione in fase solida e l'isolamento del prodotto target.
Brevetti simili:
L'invenzione riguarda il campo dell'ecologia delle radiazioni e della biogeochimica ed è destinata alla concentrazione di Th da acqua di mare e determinazione del suo contenuto, che può essere utilizzato per misurare la velocità dei processi di sedimentazione nelle acque marine.
L'invenzione rivendicata riguarda l'ingegneria nucleare e può essere utilizzata nello smaltimento, smaltimento e rigenerazione di prodotti di berillio irradiati, come ad esempio il riflettore di neutroni di reattori nucleari e termonucleari.
L'invenzione riguarda l'industria nucleare, in particolare i dispositivi per la dissoluzione a getto e il lavaggio dei sedimenti accumulati sul fondo di serbatoi di stoccaggio per rifiuti radioattivi di qualsiasi livello di attività, trasferimento della fase solida insolubile del sedimento allo stato sospeso e rilascio di soluzione e sospensione dal serbatoio.
L'invenzione riguarda l'industria nucleare in termini di trattamento dei rifiuti radioattivi, in particolare dispositivi per il rilascio più completo di serbatoi di stoccaggio da ricadute radioattive, e può essere utilizzata nell'industria chimica, petrolchimica e di altro tipo.
L'invenzione rivendicata riguarda metodi per il trattamento di rifiuti radioattivi, ovvero la purificazione del platino sotto forma di rottame dotazioni tecnologiche e può essere utilizzato per pulire il platino secondario dalla contaminazione radioattiva da plutonio.
L'invenzione riguarda l'industria nucleare e può essere utilizzata per decontaminare le superfici interne ed esterne di apparecchiature. Nell'invenzione rivendicata, l'apparecchiatura decontaminata è posta in una soluzione decontaminante ed esposta a vibrazioni ultrasoniche, mentre le vibrazioni sono eccitate nell'intero volume dell'apparecchiatura fornendo un forte contatto acustico della superficie dell'apparecchiatura con emettitori di ultrasuoni acustici, e le vibrazioni sono eccitato sotto forma di impulsi con una frequenza di riempimento corrispondente alla frequenza di risonanza del carico per apparecchiature emettitrici.
SOSTANZA: il gruppo di invenzioni riguarda i metodi di smaltimento dei radionuclidi a vita lunga, inclusi gli isotopi degli elementi transuranici. Il metodo rivendicato include l'immersione di almeno una capsula di carburante in un pozzo formato in formazioni geologiche.
L'invenzione riguarda l'ingegneria e la tecnologia nucleare, la decontaminazione di vari materiali contaminati da radionuclidi. Nel metodo rivendicato, la decontaminazione avviene in due fasi: nella prima fase viene immesso vapore attivato da reagenti chimici nella camera di decontaminazione riscaldata a 110°C con materiali contaminati, nella seconda fase la camera di disattivazione viene raffreddata e il il materiale disattivato viene trattato con soluzioni di solventi organici e agenti complessanti in un ambiente di gas liquefatti o solventi basso bollenti.
L'invenzione riguarda prodotti per uso esterno come detergente decontaminante per la pulizia della pelle umana e della superficie esterna di apparecchiature dalla contaminazione radioattiva. Un detergente decontaminante è descritto con la seguente composizione: resina a scambio ionico Ku-1 5-20%, resina a scambio ionico Ku-2-8chs 5-20%, resina a scambio ionico An-31 3-10%, scambio ionico EDE-10P resina 3-10%, detersivo in polvere sintetica 60-84%. EFFETTO: aumento dell'efficacia del detergente decontaminante aumentando l'assorbimento di vari radionuclidi.
L'invenzione riguarda mezzi di detriti. Il dispositivo rivendicato contiene un forno (1) per la fusione di rifiuti triziati, mentre detto forno contiene un forno per la ricezione di rifiuti triziati e un dispositivo di gorgogliamento per l'introduzione nel forno di gas idrogenato gorgogliante durante la fusione e la lavorazione dei rifiuti triziati nel forno. Il dispositivo contiene inoltre un reattore catalitico (2) con membrana a quattro poli per il trattamento dei gas derivanti dalla fusione e dal trattamento dei rifiuti triziati nel forno; mentre detto reattore contiene una membrana per la separazione di due flussi gassosi, permeabili agli isotopi dell'idrogeno. Il dispositivo rivendicato è previsto per l'uso nel metodo rivendicato di detriti. Il risultato tecnico è impedire la produzione di acqua trizio al termine del processo detritico. 2 n. e 9 zp f-ly, 4 ill., 1 pr.
L'invenzione riguarda un metodo per il trattamento di rifiuti radioattivi solidi generati durante il trattamento di combustibile nucleare da reattori ad acqua pressurizzata e reattori RBMK. Il metodo consiste nella clorurazione dei rifiuti con cloro molecolare ad una temperatura di 400-500°C e nella separazione dei prodotti risultanti, mentre la cenere e i prodotti polverulenti filtrati vengono avviati al processo Purex, la miscela di gas viene trattata con idrogeno ad una temperatura di 450-550 per rimuovere il niobio e altri elementi di lega.°C e passato attraverso un filtro ceramico riscaldato a 500-550°C, il tetracloruro di zirconio purificato viene cristallizzato in un condensatore ad una temperatura non superiore a 150°C. L'invenzione garantisce la minimizzazione del volume e il trasferimento di più rifiuti radioattivi a categorie più sicure, nonché una riduzione dei costi associati allo smaltimento dei rifiuti. 1 zp f-ly, 1 ill., 1 etichetta.
L'invenzione riguarda la tecnologia dell'uranio, in relazione al funzionamento di impianti di separazione degli isotopi di uranio, e può essere utilizzata per pulire varie superfici metalliche operanti in un mezzo di esafluoruro di uranio da depositi di uranio non volatile. Un metodo per pulire le superfici metalliche dai depositi di uranio comprende il trattamento superficiale con reagenti fluoruranti gassosi contenenti ClF3 e F2 in un rapporto di massa di (1,7÷3,6):1, in condizioni di flusso di processo dinamico, facendo circolare gas attraverso depositi di uranio e uno strato di fluoruro di sodio, riscaldato a 185-225°C. EFFETTO: l'invenzione prevede l'intensificazione del processo di fluorurazione, l'estrazione selettiva dell'esafluoruro di uranio dal gas e l'esclusione della formazione di prodotti di reazione corrosivi e facilmente condensabili. 1 es., 1 etichetta.
L'invenzione riguarda l'industria nucleare. Un metodo per gestire la grafite del reattore da un reattore di uranio-grafite spento include un campione dalla muratura del reattore. Grandi pezzi di grafite vengono frantumati meccanicamente. I pezzi frantumati vengono posti in un reattore chimico al plasma come elettrodi consumabili. Il materiale degli elettrodi consumabili viene evaporato. Un agente ossidante viene introdotto nella regione del plasma a bassa temperatura. I prodotti della reazione chimica plasmatica vengono spenti. I prodotti di reazione sono concentrati sulle pareti del reattore. I prodotti di reazione gassosi vengono rimossi dal reattore. Parte del flusso di gas viene avvolta ad anello e alimentata insieme all'ossidante nel reattore. I prodotti gassosi della reazione, ad eccezione degli ossidi di carbonio, vengono raccolti da uno scrubber. Gli ossidi di carbonio vengono trasferiti alla fase liquida e inviati per ulteriore smaltimento. Il residuo solido di cenere viene rimosso dal reattore plasmachimico. EFFETTO: l'invenzione consente di purificare la grafite radioattiva dai prodotti di fissione e di attivazione per un ulteriore stoccaggio sicuro. 4 p.p. f-ly, 2 ill.
L'invenzione riguarda un metodo per la stabilizzazione chimica di un composto di carburo di uranio e un dispositivo per l'attuazione del metodo. Il metodo comprende le seguenti fasi: la fase di aumentare la temperatura all'interno di detta camera ad una temperatura di ossidazione di detto composto di carburo di uranio nell'intervallo da circa 380°C a 550°C, in cui un gas inerte entra in detta camera; una fase di trattamento di ossidazione isotermica a detta temperatura di ossidazione, detta camera essendo sotto una pressione parziale di O2; la fase di monitorare il completamento della stabilizzazione di detto composto, che comprende monitorare la quantità di ossigeno molecolare assorbito e/o anidride carbonica o anidride carbonica o monossido di carbonio emessi fino al valore impostato in ingresso della quantità specificata di ossigeno molecolare, il valore di soglia minimo della quantità specificata di anidride carbonica, o si raggiungono i valori soglia minimi di anidride carbonica e monossido di carbonio carbonio. Il risultato tecnico è la possibilità di una soluzione sicura, affidabile, controllata e accelerata al complesso problema della stabilizzazione dei composti di carburo di uranio con la formula UCx + yC, dove il numero x può essere maggiore o uguale a 1, e il numero reale y è maggiore di zero. 2 n. e 11 zp f-ly, 8 ill.
SOSTANZA: gruppo di invenzioni riguarda un metodo e un dispositivo per ridurre il contenuto di materiale radioattivo in un oggetto contenente materiale radioattivo a un livello sicuro per l'ambiente. Un metodo per ridurre il contenuto di materiale radioattivo in un oggetto contenente materiale radioattivo a un livello sicuro per l'ambiente comprende un oggetto che è almeno un oggetto selezionato dal gruppo costituito da un organismo, fanghi di depurazione, suolo e ceneri da inceneritore. L'oggetto è sottoposto a una fase di riscaldamento/pressurizzazione/pressurizzazione selezionata dal gruppo costituito dalla fase di riscaldamento dell'oggetto in uno stato in cui la temperatura è inferiore o uguale alla temperatura critica dell'acqua, di un liquido solubile in acqua o di un miscela di acqua e un liquido solubile in acqua e la pressione è maggiore o uguale alla pressione di vapore saturo dei liquidi contenenti acqua. C'è anche un dispositivo di elaborazione per ridurre il contenuto di materiale radioattivo nell'oggetto. EFFETTO: gruppo di invenzioni permette di rimuovere materiale radioattivo da un oggetto; dopo la lavorazione, l'oggetto può essere restituito all'ambiente. 2 n. e 16 zp f-ly, 5 ill., 1 tab., 13 pr.
L'invenzione riguarda metodi per la decontaminazione chimica di metalli con contaminazione radioattiva. Il metodo per la decontaminazione dei prodotti contaminati in superficie costituiti da leghe metalliche o loro frammenti consiste nell'applicare sulla superficie da decontaminare un reagente in polvere, in cui almeno l'80% delle particelle abbia una dimensione inferiore a 1 μm, contenente potassio, sodio e zolfo, seguito da riscaldare la superficie, raffreddarla e pulirla dalla scaglia formata. Il reagente in polvere viene applicato su una superficie asciutta. Sulla superficie trattata con il reagente viene applicato uno strato di vernice sintetica con una temperatura di accensione di 210-250°C. EFFETTO: l'invenzione consente di aumentare l'efficienza del processo di decontaminazione della superficie contaminata da radionuclidi prodotti costituiti da leghe metalliche o loro frammenti aumentando il contatto del reagente con radionuclidi localizzati in pori aperti, fessure e altri difetti superficiali, aumentando al tempo stesso la sua efficienza riducendo il consumo di polvere di reagente. 3 p.p. f-ly, 3 tab., 2 pr.
L'invenzione riguarda la tecnologia di riciclaggio e può essere utilizzata nel riciclaggio di grandi oggetti galleggianti con una centrale nucleare. Dopo la disattivazione e una decisione sullo smaltimento, il combustibile nucleare esaurito viene scaricato dai reattori, la sovrastruttura viene smantellata, parte dell'attrezzatura viene scaricata, viene formato il blocco del reattore, l'oggetto viene scaricato in uno stato in cui il piano di galleggiamento dell'oggetto è al di sotto del blocco reattore formato viene praticato un intaglio tecnologico nel fianco dell'oggetto, montare l'estrattore, rimuovere il blocco reattore utilizzando l'estrattore. Allo stesso tempo, la diminuzione della massa dell'oggetto viene compensata ricevendo zavorra sull'oggetto. Quindi il blocco del reattore viene preparato per lo stoccaggio a lungo termine e l'oggetto viene smaltito secondo le modalità previste dal progetto di smaltimento. EFFETTO: smantellamento di un grande oggetto galleggiante con una centrale nucleare senza utilizzare un pontile galleggiante di trasferimento di grande capacità. 3 malato.
SOSTANZA: gruppo di invenzioni riguarda la fisica nucleare, la tecnologia di trattamento dei rifiuti radioattivi solidi. Il metodo per pulire le boccole di grafite irradiata di un reattore di uranio-grafite include il riscaldamento, il trattamento con gas, il trasferimento di impurità alla fase gassosa e il raffreddamento del materiale di carbonio. Il manicotto di grafite irradiato viene riscaldato da un flusso di plasma a bassa temperatura nella prima zona di temperatura della camera di flusso in un'atmosfera di gas inerte a una temperatura superiore a 3973 K. La miscela di gas risultante viene trasferita alla seconda zona di temperatura della camera di flusso di deposizione di carbonio, dove la temperatura viene mantenuta nell'intervallo da 3143 K a 3973 K. La miscela di gas non depositata viene trasferita alla terza zona di temperatura della camera di flusso, dove viene raffreddata a una temperatura inferiore a 940 K e vengono fatte precipitare le impurità di processo. Il gas inerte residuo viene riportato nella prima zona di temperatura della camera di flusso, il processo viene continuato fino alla completa evaporazione del manicotto di grafite. C'è anche un dispositivo per pulire le boccole di grafite irradiata del reattore di uranio-grafite. EFFETTO: il gruppo di invenzioni consente di ridurre i tempi di pulizia della grafite dalle boccole di grafite irradiata di un reattore di uranio-grafite. 2 np f-ly, 4 ill.
L'invenzione riguarda mezzi per il trattamento del combustibile nucleare esaurito. Nel metodo rivendicato, le pastiglie di combustibile nucleare esaurito di ossido distrutte durante il taglio delle barre di combustibile sono soggette a dissoluzione quando riscaldate in una soluzione acquosa di nitrato di ferro con un rapporto molare tra ferro e uranio nel combustibile pari a 1,5-2,0: 1, il risultato precipitato del sale di ferro basico con prodotti di fissione non disciolti il combustibile nucleare viene separato mediante filtrazione e il perossido di uranile viene precipitato dalla soluzione debolmente acida risultante alimentando successivamente il sale disodico dell'acido etilendiamminotetraacetico nella soluzione con agitazione. Successivamente, il sistema eterogeneo risultante viene mantenuto per almeno 30 minuti e, dopo separazione e lavaggio con acido e acqua, il precipitato di perossido di uranile viene sottoposto a riduzione in fase solida quando riscaldato trattandolo con una soluzione alcalina di idrazina idrato in acqua ad un eccesso molare di 2-3 volte di idrazina rispetto all'uranio, seguita dalla separazione ottenuta diossido di uranio idratato UO2 2H2O, lavandolo con una soluzione di HNO3 con una concentrazione di 0,1 mol, acqua ed essiccando. In questo caso, il precipitato dei sali di ferro basici con prodotti di fissione, le acque madri dello stadio di precipitazione del perossido con i resti dei prodotti di fissione, i rifiuti delle soluzioni alcaline e di lavaggio vengono inviati al collettore dei rifiuti per il loro successivo trattamento. Il risultato tecnico è aumentare la sicurezza ambientale e ridurre la quantità di rifiuti. 8 p.p. volare.
