В Rokkasho
По данным МАГАТЭ, японская классификация делит РАО по уровню активности на ВАО и НАО. К ВАО относят рафинаты I цикла экстракции и стеклопродукт, получаемый в результате остекловывания концентрата ВАО. К НАО относят все другие отходы, не попадающие в категорию ВАО. Однако категория САО рассматривается в переработке отходов TRP, а первоначальный проект схемы обращения с жидкими РАО на заводе RRP предусматривал отдельную обработку еще и очень слабоактивных отходов, которые отделяются от категории НАО.
На рис. 2.7.2 показан первоначальный проект схемы обращения с жидкими РАО на RRP, в которую включены следующие установки:
AR-1 и AR-2 (acid recovery) – выпарные аппараты для извлечения кислоты;
ALWC – alkaline liquid waste concentration – аппарат для концентрирования упариванием щелочных жидких отходов;
HALWC – high active liquid waste concentration – аппарат для упаривания ВАО;
WTF-1 – waste treatment facility – установка для обработки дистиллятов из ALWC и некоторых других низкоактивных солесодержащих отходов;
WTF-2А – установка для обработки дистиллятов из WTF-1 и AR-2 и некоторых бессолевых НАО;
WTF-2В – аппарат для обработки слабоактивных солесодержащих отходов;
WTF-3 – установка для обработки дистиллята из AR-1.
В схему не включены узлы специальной обработки отходов аналитической лаборатории, из которых будет выделяться Pu.
Впоследствии JNFL решила, что технология завода RRP будет усовершенствована по сравнению с первоначальным проектом. В результате исключения вторых аффинажных циклов и благодаря этому упрощению схемы RRP количество жидких отходов должно сократиться; поэтому схему обработки РАО было решено изменить (рис. 2.7.3). Были исключены два выпарных аппарата: по первоначальному проекту предполагалось установить 4 выпарных аппарата (WTF-1, WTF-2А, WTF-2Б и WTF-3) для различных типов РАО; в последнем варианте оставлено 2 аппарата – WTF-1 и WTF-2. На WTF-1 будут упариваться все низко- и слабоактивные солесодержащие РАО. Концентрат будет отверждаться на специальной установке. Узел WTF-2 будет последним звеном в обработке всех жидких РАО перед сбросом их в море.
Как видно из рис. (2.7.2 и 2.7.3), ВАО будут упариваться, а концентрат остекловываться в керамическом плавителе.
Процесс упаривания ВАО, жидких отходов из скруббера процесса остекловывания и из узла регенерации кислоты с высоким содержанием трития будет производиться под пониженным давлением по английской технологии.
Щелочные отходы из узла очистки экстрагента будут концентрироваться в обычном выпарном аппарате.
Солесодержащие и бессолевые жидкие НАО будут концентрироваться в отдельных узлах.
Очистка экстрагента будет осуществляться по технологии, аналогичной французской, которая предусматривает промывку растворами Na2CO3, NaOH и HNO3 и дистилляцию для удаления продуктов разложения ТБФ.
Рис. 2.7.2. Проектная схема обращения с жидкими РАО на заводе RRP
На заводе RRP будут разделены зоны использования кислоты с высоким содержанием трития и с низким содержанием трития. Каждая зона будет иметь независимый узел регенерации кислоты.
Система газоочистки узла растворения будет содержать установленные последовательно аппараты: конденсор, колонну для поглощения NOx, колонны десорбции иода, каплеотбойник, иодные фильтры и высокоэффективные фильтры НЕРА.
Газообразные отходы из других узлов завода будут очищаться в системе очистки, состоящей из скруббера, конденсора, каплеотбойника и фильтров НЕРА; при необходимости могут быть установлены и иодные фильтры.
Вентиляционная система зданий, камер и боксов будет работать под пониженным давлением и будет оборудована фильтрами НЕРА.
Подготовка отходов к долговременному хранению и захоронению будет включать различные процессы отверждения, компактирования, иммобилизации в зависимости от типа отходов.
Рис. 2.7.3. Модифицированная схема обращения с жидкими отходами
на заводе RRP
Газообразные отходы из других узлов завода будут очищаться в системе очистки, состоящей из скруббера, конденсатора, каплеотбойника и фильтров НЕРА; при необходимости могут быть установлены и иодные фильтры.
Вентиляционная система зданий, камер и боксов будет работать под пониженным давлением и будет оборудована фильтрами НЕРА.
Подготовка отходов к долговременному хранению и захоронению будет включать различные процессы отверждения, компактирования, иммобилизации в зависимости от типа отходов.
Нерастворимые остатки из узла растворения и осветления будут поступать в узел остекловывания. Оболочки и хвостовики будут отправляться на временное хранение, поскольку способ их отверждения еще не выбран. Предполагается сопоставить варианты прессования, плавления и цементирования.
Концентраты из узлов упаривания НАО будут направляться на операцию сушки в тонкопленочном аппарате. Образующийся порошок будет таблетироваться и затариваться в бочки. Дальнейший способ иммобилизации будет выбран с учетом требований будущего захоронения и характеристик могильника.
7.2 Разработки, направленные на усовершенствование технологии переработки ОЯТ и РАО на ПО “Маяк”
Проводимые НИОКР посвящены усовершенствованию существующих технологических операций, а также разработке альтернативных процессов, приемов, оборудования. Ниже приводится краткий и далеко не полный перечень исследований, проводимых в области только водно-экстракционной технологии:
усовершенствование фильтрационного оборудования для осветления исходных растворов и оборотного экстрагента, оптимизация режимов фильтрации и способов регенерации фильтрующей способности;
разработка принципиальных схем водно-экстракционной технологии переработки смешанного окcидного топлива реакторов на быстрых нейтронах с совместной или раздельной реэкстракцией урана и плутония;
проверка этих технологий на реальных растворах топлива в трех типах экстракторов (смесителях-отстойниках, колонных и центробежных экстракторах);
исследования радиационной и химической стойкости водно-экстракционных систем PUREX-процесса;
поиск способов стабилизации заданных валентных состояний Pu(4+), Pu(3+), Np(6+), Np(4+) с помощью бессолевых реагентов, например гидразина или органических производных гидразина и гидроксиламина, позволяющих существенно снизить солесодержание растворов, в том числе концентрацию Fe2+, и эффективно разделить плутоний и нептуний;
изучение необходимости введения и поведения гомогенных поглотителей нейтронов в технологическом процессе регенерации ядерного топлива на операциях экстракции (борсодержащие экстрагенты и разбавители), на осадительных операциях, на операциях сорбционной очистки (борсодержащие аниониты);
разработка процесса регенерации экстрагента;
разработка оптимальных экстрагентов для извлечения остатков U, Pu из ВАО и для более глубокого извлечения ТПЭ из ВАО;
синтез и целенаправленный поиск новых разбавителей для повышения растворимости сольватов металлов в экстрагенте;
изучение механизмов экстракции и соэкстракции ряда особоопасных радионуклидов (Zr, Tc, Np, Th) с целью оптимизации режима экстракционного процесса, повышения коэффициентов извлечения и очистки от них целевых компонентов, а также локализации этих радионуклидов в технологических потоках;
разработка одноцикличной схемы экстракционной переработки ОЯТ ВВЭР-440 с сорбционной доочисткой уранового реэкстракта, включая проведение стендовых испытаний на реальном растворе;
разработка процессов селективного извлечения некоторых радионуклидов из ВАО:
Mo – путем образования экстрагируемого в ТБФ комплекса с гидроксамовыми кислотами, например с бензогидроксамовой кислотой, добавляемой в водную фазу, либо выпускаемой промышленностью смесью гидроксамовых кислот (с С6-С9), вводимых в органическую фазу;
платиновых металлов и Тс – экстракционным методом на основании глубокого изучения поведения Pd, Rh, Ru и Тс и подбора экстрагента, селективного для каждого из этих элементов;
платиновых металлов – электрохимическим методом.
Часть НИОКР, связанных с разработкой экстракционных и сорбционных способов извлечения Сs, Sr, ТПЭ, РЗЭ, была упомянута выше. Из других исследований можно добавить:
изучение механизма и разработку процесса высокотемпературной ультрастехиометрической сорбции металлов на пористой неорганической матрице (силикагеле) с последующим прокаливанием насыщенных гранул сорбента с целью получения устойчивых форм хранения плутониевой, нептуниевой, технециевой фракции или продукта отверждения ВАО как альтернативной стеклу матрицы;
определение условий насыщения и емкости сорбента по отдельным нуклидам, изучение характеристик гранулированного продукта отверждения и его пригодности для длительного хранения или захоронения;
создание и испытание технологий и оборудования для осуществления процесса отверждения ВАО с помощью ультрастехиометрической высокотемпературной сорбции (“Ситан”, “Лоток”, “Лабиринт”).
Таким образом, за более чем 20-летний период работы завода РТ-1 на ПО “Маяк” создано уникальное промышленное предприятие. Здесь переработано более 3000 т ОЯТ реакторов ВВЭР-440, 250 т ОЯТ РБН (БН-350 и БН-600), значительное количество ОЯТ ледоколов и других транспортных средств.
Уникальность предприятия состоит в широкой номенклатуре перерабатываемого топлива, в наличии многих опытных установок для испытания новых технологий и в возможности получения большого спектра готовых продуктов и концентратов, включая изотопную продукцию.
Проект завода РТ-2
Второй российский радиохимический завод РТ-2 предназначен для переработки ОЯТ ВВЭР-1000. В 1984 г. был утвержден первый проект РТ-2 и началось строительство I очереди завода. В 1985 г. было сдано в эксплуатацию отделение подготовки ОЯТ к переработке с бассейном-хранилищем вместимостью 6000 т. К 1989 г. прекратилось финансирование строительства, когда на других корпусах строительные работы были завершены на 15-40%. Сначала это было связано с сокращением Программы развития ядерной энергетики в СССР после аварии на Чернобыльской АЭС, а затем распад СССР заморозил работы на несколько лет. Однако в эти годы продолжались НИОКР, которые позволяли отрабатывать и совершенствовать многие технологические процессы. Сроки возобновления строительства и пуска завода РТ-2 в эксплуатацию остаются неопределенными. Ориентировочно называют 2020-2025 гг. В связи с прекращением строительства за последние годы в первоначальный проект завода были внесены изменения, позволившие учесть как последние достижения и разработки, более жесткие требования к безопасности и защите окружающей среды, предъявляемые к заключительным стадиям ЯТЦ, так и замечания проведенной в это время Государственной экологической экспертизы.
Первоначально, в соответствии с существующей Программой развития ядерной энергетики СССР, завод проектировался на производительность 3000 т/год по урану, в том числе, первая очередь на 1500 т/год.
Расчеты, выполненные после корректировки Программы развития ядерной энергетики России, а также с учетом возможной динамики поступления ОЯТ ВВЭР-1000 с АЭС России, Украины и Болгарии, показали, что пусковую мощность завода целесообразно установить в 600 т/год с последующим выходом на проектную мощность 1500 т/год, из них 1100 т/год составит топливо ВВЭР-1000 из АЭС России, Украины и Болгарии, а 400 т/год – это резервная мощность, которая может быть использована для переработки по контрактам топлива зарубежных АЭС другого типа (PWR, BWR).
Производительность завода может быть увеличена также, если будет принято решение о переработке накопленного топлива реакторов типа РБМК.
В настоящее время РТ-2 проектируется как комплексное предприятие, способное выпускать разнообразный и более широкий, чем на других заводах ассортимент продуктов:
порошок закиси-окиси урана с массовой долей урана в конечном продукте 84,2%;
порошок диоксида плутония;
порошок смешанных диоксидов плутония и урана с содержанием делящихся изотопов по условиям Заказчика;
топливные втулки на основе регенерированного урана с содержанием 4,4% и 3,6% ypaна-235;
ТВС на основе смешанного уран-плутониевого топлива для реакторов типа ВВЭР-1000.
Новая концепция заложена и в водно-экстракционную технологию, которая предусматривает выделение и очистку не только Pu и U, но и Np, Тс, Zr, Мo, а также фракционирование жидких отходов на ряд групп с отверждением каждой фракции наиболее оптимальным способом, учитывающим период полураспада радионуклидов, их радиотоксичность, подвижность в геосфере. Возможно также при появлении спроса выпускать радиоизотопную продукцию при появлении спроса на нее.
Технология завода РТ-2 по современному проекту включает следующие операции (рис. 2.7.4):
хранение ТВС в бассейне-хранилище;
передача ТВС из хранилища в узел извлечения поглощающих элементов, контроль выгорания и комплектование партий ТВС для резки и растворения;
передача ТВС в вертикальном положении в камеру отделения подготовки изделия к резке (КОПИР), где от ТВС уже в горизонтальном положении отрезаются хвостовики, а активная часть направляется на резку;
резка активной части ТВЭЛов на куски не более 40 мм;
растворение отрезков ТВЭЛов (с размером < 40 мм) в кольцевом аппарате периодического действия;
очистка газообразных отходов узла растворения от окислов азота, аэрозолей и радионуклидов 129I, 14C, 85Kr и ксенона;
осветление исходного раствора топлива с помощью фильтрации;
экстракционную очистку в модифицированном PUREX-процессе, состоящем из трех экстракционных циклов – первого совместного и по одному в аффинажных циклах для урана и плутония;
упаривание уранового продукта и плазменная денитрация плава уранилнитрата;
плазмохимическое получение оксидов продуктов (PuO2 и МОХ);
регенерация экстрагента и азотной кислоты;
фракционирование рафината ВАО первого цикла экстракции с выделением
фракции Мо,
фракции Cs и Sr,
фракции ТПЭ и РЗЭ;
обработка отходов способами, зависящими от химической природы и уровня радиоактивности.
Экстрагентом на заводе РТ-2 будет 30% раствор ТБФ в легком углеводородном разбавителе. На первом цикле предполагают установить вибрационные колонны ядерно-безопасной геометрии, в аффинажных циклах – смесители-отстойники.
В урановой линии перед II циклом урановый реэкстракт I цикла будет упариваться до удельного объема 3 м3/т; рафинат II цикла будет также упариваться от удельного объема 10 м3/т до 2,5 м3/т.
Извлечение в I цикле в экстракт U, Np, Pu, Tc, и Zr с последующим выделением в отдельные потоки Zr с частью Np и Тс, Np+Tc, Pu и U приводит к уменьшению объема ВАО, но усложнению структуры I цикла в связи с увеличением числа экстракторов и усложнением внутрицикловых связей. На рис. 2.7.5 представлена более детальная схема I цикла, а также схема фракционирования рафината первого цикла.
Модификация I цикла PUREX-процесса заключается в:
максимально полном извлечении U, Pu, Np, Zr и Tc в первом экстракционном аппарате;
последовательном реэкстрагировании в отдельные потоки 1) Zr, 2) Pu, 3) Np с Tc, 4) U, при этом активно используются селективное восстановление, окисление, комплексообразование.
Концентрация Pu в реэкстракте I цикла будет составлять 7-8 г/л. В результате дальнейшей очистки и концентрирования на аффинажном цикле (III экстракционный цикл) в реэкстракте плутония будет достигнута концентрация до 100 г/л. Такая высокая концентрация Pu в реэкстракте III цикла обусловлена использованием азотосодержащих комплексообразователей. При этом выбираются комплексообразователи, являющиеся коррозионно неагрессивными и не образующими солевых отходов.
Урановый продукт после аффинажного цикла (II цикл экстракции) подвергается упариванию и плазмохимической денитрации.
ЛУВР – легкий углеводородный разбавитель, ЦГО – центральная газоочистка
Рис. 2.7.4. Принципиальная схема завода РТ-2 для переработки ОЯТ
Часть уранового продукта с концентрацией 500 г U/л смешивается с реэкстрактом плутония. Эта смесь направляется на денитрацию также плазмохимическим методом для получения порошка смешанных диоксидов урана и плутония (рис. 2.7.4), пригодного для последующих операций изготовления МОХ-топлива.
– водная фаза,
– органическая фаза
– продукт, – технологическая операция
Рис. 2.7.5. Схема первого цикла завода РТ-2
Установка работает в востановительной среде и имеет производительность 50 л/час. Полученный лигатурный порошок с 30% плутония смешивается с диоксидом обедненного урана до получения порошка смешанных диоксидов с общим содержанием делящихся нуклидов урана и плутония от 2 до 8%.
Следующие технологические переделы завода включают гранулирование полученного МОХ-топлива до состояния текучих порошков, прессование, спекание, шлифовку топливных втулок, изготовление твэлов и ТВС из МОХ-топлива для реакторов ВВЭР-1000.
Таким образом, завод РТ-2 проектируется как комплексное производство с полной регенерацией делящихся нуклидов из ОЯТ.