Радиохимическое производство (и сопровождающие его методы радиохимического анализа и радиометрического контроля) – важнейшая часть ядерной индустрии. В радиохимическом производстве выделяют два направления - мирное и военное. Мирное направление это технология ядерного горючего, производство радиоизотопов для нужд науки и техники и др. Военное направление заключается в производстве "ядерной взрывчатки".
Методами радиохимии осуществляется добыча природного ядерного топлива, синтез искусственного топлива и компонентов атомного оружия. После открытия плутония и синтеза нескольких его изотопов, и после обнаружения возможности деления нейтронами любых энергий, создание ядерного оружия пошло по двум независимым направлениям: наработка оружейного(высокообогащённого по урану-235) урана и наработка плутония-239. Обе задачи были решены радиохимиками в содружестве с физиками – ядерщиками. После создания методов разделения изотопов и организации производства обогащённого по 235U урана, тяжёлой воды и трития, усилия радиохимиков были направлены на разработку оптимального уранового топлива для промышленных реакторов и мишеней для производства 239Pu из 238U и 233U из 232Th.
Что касается топлива промышленных реактров, то поскольку использование природного, необогащённого урана требовало высокой концентрации урана в элементарной ячейке, основное топливо могло быть только чистым металлом. С развитием обогатительных техник, реакторы стали переводиться на уран, обогащённый до 5% 235U, используемый теперь в топливе в виде оксидов, интерметаллидов или других соединений. Это позволило создать высокопоточные реакторы, улучшить управляемость реактора, повысить химическую стойкость топлива. Урановые мишени также стали изготавливать из обогащённого (до 90%) урана, что резко повысило плотность нейтронов на 238U. В отличие от топлива урановая мишень должна быть легко растворимой в кислотах и щелочах.
Облучение урановой мишени интенсивными потоками нейтронов поставило перед радиохимиками такие задачи, как выделение, концентрирование и очистка оружейного урана, оружейного плутония и нептуния. При этом важно, чтобы все продукты имели требуемый изотопный состав. Урановая руда, перерабатывалась сначала в жёлтый кэк (смешанный оксид урана), затем в газообразный UF6, предварительно обогащалась 235U на термодиффузионном сепараторе (0,7% до 0,86%), потом (более сильно)на диффузионных мембранных колоннах (до 7%) и, наконец, поступала на магнитные сепараторы (масс-спектрометры – калютроны). Калютроны были разбиты на две линии: первая (альфа-калютроны) вела обогащение до 15% (на выходе был твёрдый UF4, вторая (бета-калютроны) – выдавала готовую продукцию – твёрдый UF4 (90%235U), который шёл на изготовление металлического урана оружейного качества.
Второе направление военной радиохимической промышленности – производство оружейного плутония. При наработке реакторного плутония оружейного качества возникло две проблемы. Первая из них заключалась в выборе оптимального времени облучения урана. Поскольку основная часть естественного урана - изотоп 238U захватывает нейтроны, образуя 239Pu, тогда как235U поддерживает цепную реакцию деления в реакторе. Поскольку для образования тяжелых изотопов плутония необходим дополнительный захват нейтронов, то их количество в уране растёт медленнее, чем количество 239Pu. Уран, облучённый в реакторе короткое время, содержит небольшое количество 239Pu, зато - более чистого, чем при длительных выдержках, так как вредные тяжёлые изотопы не успели накопиться. Однако, 239Pu сам подвержен делению. Поэтому уран надо извлекать из реактора максимум через несколько дней облучения. Второй проблемой является количественное отделение небольших количеств плутония от больших количеств продуктов деления и непрореагировавшего урана. Содержание радиоактивных продуктов деления 235U нужно уменьшить до концентрации менее одной части на 107 частей плутония. Эта стадия необходима для уменьшения интенсивности -радиации, исходящей от продуктов деления, что должно способствовать более безопасному обращению с плутонием, а также для удаления примесей, активно поглощающих нейтроны. В 1960-ых основной технологией переработки облучённого в промышленном реакторе с целью наработки оружейного плутония стал ПУРЭКС-процессом (PUREX -plutonium/uranium/recovery/extraction). Этот процесс позволяет извлекать из облучённого урана плутоний, уран, нептуний и другие элементы путём непрерывной экстракции органическими растворителями. После растворения в азотной кислоте, нитраты плутония и урана переходят в органическую фазу, тогда как продукты деления удаляются с водной фазой.
Переработка ОЯТ.
Традиционный ПУРЕКС-процесс, который сейчас используется всеми странами, развивающими атомную энергетику и перерабатывающими ОЯТ (Францией, Англией, Россией, Японией, Индией), не является оптимальным – прежде всего, с точки зрения экологической безопасности. По этой технологии ОЯТ растворяют в шестимолярной азотной кислоте, что приводит в дальнейшем к образованию больших количеств РАО.
Для создания экологически более безопасной технологии необходимы глубокие фундаментальные исследования, а для контроля процессов переработки ОЯТ – современные аналитические методы. Этими проблемами занимаются многие российские радиохимики, в том числе и в нашей лаборатории.
Так, установлено, что новые материалы – достаточно недорогие наноуглеродные трубки – являются эффективными сорбентами различных радионуклидов из технологических и природных растворов. Свойства сорбентов могут быть значительно улучшены с помощью ионных жидкостей, которые в настоящее время широко исследуются во многих странах мира. С их помощью на сорбентах могут быть закреплены различные органические лиганды, специфические к тем или иным ионам актинидов, что приводит к повышению селективности таких сорбентов. Это новое направление мы разрабатываем совместно с сотрудниками ПО «Маяк».
Помимо совершенствования ПУРЕКС-процесса необходимы исследования и совершенно другие подходы к созданию современных технологий переработки ОЯТ; над этими проблемами сейчас активно работают в России, Японии и других странах. В наших работах показано, что облученное топливо, вместо использования концентрированных растворов кислоты, можно растворять в воде с pH=7-8 в присутствии ионов двухвалентного железа. Ионы железа окисляют плутоний и уран до шестивалентного состояния и они переходят в раствор, что существенно уменьшает объем образующихся РАО. При проведении экстракционных процессов в качестве растворителя можно использовать экологически безопасный сжиженный CO2. После окончания процесса и при понижении давления диоксид углерода выделяется в атмосферу, не образуя никаких отходов. Таким образом, решение проблемы РАО существенно упрощается.
В мире пока еще не создано промышленных технологий по «сухой» переработке ОЯТ. Это обусловлено, во-первых, сложностью работ при высоких температурах. Во-вторых, летучие галогениды урана и плутония, образующиеся при такой переработке, являются очень агрессивной средой.
Сейчас, когда появились новые материалы, реально говорить не только о чистых водных или «сухих» методах переработки, а об их комбинации. Так, в НИИАР создан комбинированный метод, когда уран и плутоний переводят в газовую фазу – растворяют при высокой температуре за счет хлорирования – и затем используют электролитические процессы или известные и хорошо проработанные водные методы.
В любом случае переработка ОЯТ – дорогой процесс. С другой стороны, учитывая ограниченность запасов природного урана, делящиеся материалы необходимо возвращать в топливный цикл. Тем более, если речь идет о плутонии – дорогостоящем материале, который можно использовать в составе смешанного топлива. Другого пути нет. И именно на основе фундаментальных достижений радиохимии у нас в стране создается такой замкнутый топливный цикл.
До сих пор остается до конца не решенной проблема высокоактивных отходов. На ПО «Маяк», например, накоплено около 1 млрд Ки высокоактивных РАО. Причем в них содержатся такие долгоживущие и опасные радионуклиды, как трансплутониевые элементы – америций, уран, остатки плутония. Как ни сложны процессы переработки ОЯТ и обращения с РАО, все равно отдельные атомы этих элементов могут попадать в окружающую среду.
Поскольку доля радиоактивных веществ в таких отходах составляет не более 1% по весу, прежде всего, необходимо освободиться от неактивных примесей. Таким образом, первой задачей радиохимиков является выделение самих радионуклидов из РАО (процесс фракционирования), чтобы затем включить их в надежные матрицы (наиболее устойчивые – минералоподобные) и поместить в глубинные геологические формации, защитив матрицы с включенными нуклидами несколькими искусственными и природными барьерами безопасности.
Заключение.
Работа академических НИИ создает основу для решения технологических задач, которые стоят перед атомной энергетикой. В СССР действовала стройная система, при которой достижения фундаментальной науки без промедления апробировались в прикладных НИИ и затем внедрялись в производство. В процессе «застоя» атомной отрасли этот цикл оказался полностью разрушен, и сейчас внедрить то, что делается, например, в академических институтах, довольно сложно.
Поэтому для координации работ в области радиохимии действует Межведомственный совет при Президиуме РАН и ГК «Росатом». В него входят представители около 30 организаций – академических институтов, РАН (в первую очередь, ИФХЭ, ГЕОХИ и ИБРАЭ), ПО «Маяк», СХК, ГХК и других научных центров ГК «Росатом», учебных заведений, таких как РХТУ им. Д.И. Менделеева, МИФИ, Санкт-Петербургский технологический университет. Каждый год мы выпускаем отчеты, в которых представляем широкому кругу ученых и практиков последние теоретические достижения в области фундаментальной радиохимии.
Кроме того, в России принят закон, который позволяет на базе академических институтов создавать небольшие компании по типу тех, что есть в Силиконовой долине, которые должны «доводить» результаты фундаментальной науки до практического применения. Я надеюсь, что в ближайшем будущем проблемы будут решены.
Список использованной литературы.
1) Несмеянов А.Н., Радиохимия, 2-е изд. - М.: Химия, 1978 г.
2) Нефедов В.Д., Текстер Е.Н., Торопова М.А. Радиохимия. М.: Высш. шк.,
1987г.
3) Старик И.Е. Основы радиохимии. М.-Л.: Изд.АН СССР, 1960г.
4) Козлов В.Ф. Справочник по радиационной безопасности. 4-е изд. Перераб.
и допол. – М.: Энергоатомиздат, 1991г.