Радиохимическое производство

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.