Торий-урановый топливный цикл. Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов-размножителей. Обработка радиоактивных отходов

Страницы работы

11 страниц (Word-файл)

Содержание работы

1  ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

Как отмечено в гл. 6, торий может быть использован в качестве вос­производящего материала в реакторах-конвертерах или реакторах-раз­множителях. В этом случае 233U необходимо извлекать из отработавших твэлов с помощью химической переработки. После бассейна выдержки на реакторной площадке или специально оборудованного промежуточно­го хранилища отработавшие ТВС с 233U—Th - топливом транспортируются на перерабатывающее предприятие.

1.1   Разделка ТВС

Конструкции ТВС с 233U—Th-топливом ,предлагаемые для использо­вания в LWR или HWR, примерно аналогичны конструкции ТВС с низко­обогащенным урановым топливом, применяемым в настоящее время. Поэтому предварительный этап переработки уран-ториевого топлива, включающий резку твэлов на короткие куски и последующее растворе­ние, может оставаться тем же самым, что описан в пп. 7.2.1.

Уран-ториевое топливо HTGR или HTR состоит из мелких частиц деля­щегося материала, покрытых пиролитическим графитом и карбидом кремния, и частиц воспроизводящего материала ThO2, покрытых гра­фитом. Эти частицы, диспергированные в графитовой матрице, образуют твэл (призматический блок или шар). Перед растворением топливо должно быть отделено от графита. Это достигается дроблением твэлов и выжиганием графита в кипящем слое. Частицы из делящегося материа­ла с наружным покрытием из SiC должны быть раскрошены, а остатки пиролитического графита от внутреннего покрытия также выжжены. При этом радиоактивный нуклид 14C, образующийся при облучении нейтронами графита и в результате {п,p)-реакции на примесях азота, должен быть отделен системой очистки газообразных отходов в виде 14C02 и l4CO. Оставшаяся масса представляет собой частицы деляще­гося материала, содержащие 235U, 238U, плутоний и продукты деле­ния, а также частицы воспроизводящегося материала, имеющие в своем составе 233UО2, ТhО2 и продукты деления. При дальнейшей обработке делящиеся и воспроизводящие частицы разделяются.

Переработка 233U02—Th02-топлива должна проводиться в соответ­ствии с технологией торекс-процесса (извлечение оксида тория экстрак­цией). Топливные частицы, содержащие 235U, 238U, Рu и продукты де­ления, могут быть переработаны с применением пурекс-процесса. Если топливо содержит смесь среднеобогащенного урана и тория, то после облучения в реакторе оно будет иметь в своем составе торий, нуклиды урана, плутония, более высокие актиниды и продукты деления. В этом случае для переработки следует применять комбинированную пурекс— торекс-технологию.

1.2   Торекс-процесс

Уран-ториевое топливо растворяется в высококонцентрированной смеси, состоящей из 13 молей азотной, 0,05 моля плавиковой кислот и 0,1 моля нитрата алюминия и поддерживаемой при температуре ки­пения.  Твердый осадок удаляется из раствора центрифугированием. Затем раствор Тh(NОз)4  и U02(N03)2 подается в первую экстракцион­ную колонну (рис. 7.8), где движется в противотоке с ТБФ, раство­ренным в углеводородном растворителе. При движении вверх ТБФ селективно растворяет нитрат тория и уранилнитрат. Продукты деления, протактиний и нитрат алюминия идут вниз и выходят из колонны вмес­те с раствором для очистки, который подается в колонну сверху. Чтобы отделить от тория продукты деления, в особенности 95Zr, необходима тщательная регулировка химических процессов. В трехвалентном со­стоянии торий очень похож по химическим свойствам на цирконий. Нуклид 233Pa. с периодом полураспада 27 сут является первичным по от­ношению к 233U и должен быть извлечен из ОВУА. Возможен другой путь: облученный воспроизводящий материал может быть выдержан при соответствующем охлаждении до тех пор, пока 233Pa практически весь не распадется в 233U. Во второй колонне Тh(МОз)4 выделяется из ТБФ при движении в противотоке со слабым раствором азотной кислоты. При этом азотная кислота и Th(NO3) выходят из колонны снизу. Орга­нический раствор вместе с UO2(NOз)2 направляется в третью колонну, где происходит повторная экстракция урана. Затем уран отправляется на последующую очистку с дополнительными ступенями экстракции и отделения от растворителя. От небольших следов плутония и нептуния уран может быть очищен с помощью хроматографии. В случае более су­щественного накопления плутония, т. е. при использовании среднеобога­щенного 235U -238U-Th-топлива (см. в гл. 6 о среднеобогащенном топливе для HTGR), метод хроматографии для отделения плутония и нептуния неэффективен. В подобных ситуациях плутоний должен быть экстрагирован совместно с ураном и торием. Это может достигаться применением того же органического растворителя ТБФ. Однако в этом случае пурекс-торекс-процесс оказывается более сложным, чем торекс-процесс.

Состояние и опыт применения торекс-процесса. Технологические ос­новы то реке-процесса хорошо изучены, однако опыт по внедрению его на практике недостаточен по сравнению с пурекс-процессом. Небольшие установки, реализующие торекс-процесс, успешно эксплуатировались в Ок-Ридже, Ханфорде и Саванна-Ривере (США). В рамках программ США по развитию легководных реакторов-размножителей (LWBR) и HTGR осуществлена переработка 870 т тория (главным образом ThO2). Имеется также некоторый опыт эксплуатации небольших перерабаты­вающих установок в ФРГ и Италии. Однако для осуществления про­мышленной переработки ториевого топлива необходимо проводить дальнейшие разработки.

Похожие материалы

Информация о работе