Переработка ОЯТ на заводе РТ-1.

На заводе РТ-1 перерабатывают ОЯТ с реакторов ВВЭР-440, БН-600, БОР-60, а также топливо с транспортных реакторов. Чтобы перерабатывать близкое по составу и обогащению топливо, на РТ- 1 построены три независимые технологические цепочки, на которых выполняются однотипные операции.
Общая схема переработки ОЯТ показана на рис. 1.

Рис.1 Общая схема технологии переработки ОЯТ ВВЭР-440 на РТ-1.

ОЯТ хранится в бассейне при реакторах не менее 3 лет, а затем перевозится в хранилище ТВС при РТ- 1. Из хранилища ТВС извлекают за концевики захватами, комплектуют в вертикальном контейнере и передают в отделение подготовки и резки. Сначала сборки передают на установку отрезки концевиков. Отрезку производят в горизонтальном положении под слоем воды двумя электроконтактными дисковыми пилами. Этот способ отрезки обеспечивает ровный срез и позволяет предотвратить выделение газов и аэрозолей. После отрезки концевиков активные части сборок сушат, расплющивают для повышения эффективности операции резки и режут в агрегате резки периодического действия двумя вертикальными пресс-формами. Шаг подачи ТВС под ножи можно регулировать.
Как правило, сборки режут на кусочки длиной 30 мм. Резку проводят в токе воздуха для поддержания температурного режима резки в интервале температур 45—70 °С и предотвращения возгорания конструкционного материала Смесь частиц UO₂ и конструкционного материала через тракт загрузки ссыпается в аппарат-растворитель периодического действия кольцевого типа.
Требования ядерной безопасности при растворении ОЯТ обеспечивают ядерно-безопасная геометрия аппарата-растворителя и ограничение массы загружаемого топлива. Растворение ОЯТ проводится в HNO₃ концентрацией 8—10 моль/л, с рефлаксом азотной кислоты. Нерастворимые остатки, содержащие до 0,009% U и до 0,06% Рu их исходного количества в ТВС, вместе с конструкционным материалом после передачи раствора на операцию осветления подвергаются контрольному растворению, промываются и удаляются из аппарата-растворителя пневмоимпульсом.
Раствор топлива содержит до 1 г/л высокодисперсных частиц с размерами
от 0,2 до 5 мкм. В состав взвесей входят графит, кремниевая кислота, продукты коррозии и по мере возрастания глубины выгорания топлива (выше 20 ГВт*суг/т) увеличивается доля продуктов деления. Наличие взвесей в растворе препятствует нормальному протеканию последующего экстракционного процесса вследствие образования на границе раздела органической и водной фаз большого количества “медуз” — сгустков стабилизированных взвесями эмульсий. Удаляют взвеси из раствора на операции его осветления, проводимой с помощью фильтрации обработанного флокулянтами раствора с использованием непосредственно в процессе фильтрации дополнительного вещества — перлита. Узел осветления оборудован фильтром периодического действия. В качестве фильтрующих перегородок используют металлокерамические патроны, содержащие спрессованные порошки из нержавеющей стали (размер пор 40— 50 мкм) или титана (размер пор 7—20 мкм). В осветленных таким образом растворах содержание взвесей снижается примерно в 200 раз. Восстановление его фильтрующей способности после очередного фильтроцакла проводят гидроударом и при необходимости с помощью химической регенерации.

Извлечение урана, плутония и нептуния из раствора топлива, их разделение и очистку проводят с помощью водно-экстракционной технологии. Экстрагентом служит 30%-ный раствор ТБФ в легком н-парафиновом деароматизированном разбавителе РЭД- 1. Для основных целевых продуктов —U и Рu— предусмотрено по два экстракционных цикла. Операции экстракции, промывки и реэкстракции проводят в аппаратах типа смеситель-отстойник во всех экстракционных циклах.
На первом цикле в экстракт переходят U, Рu, Nр, Тh и Тс, а в рафинате остается основная масса ТПЭ и продуктов деления. После комбинированной промывки экстракт направляют на восстановительную реэкстракцкю плутония, проводимую азотнокислым раствором, содержащим U(IV), гидразин и комплексов. Вместе с Рu реэкстрагируются Nр, Тh и Тс. Реэкстракцию урана проводят раствором HNO₃ с концентрацией 0,03 моль/л при температуре 60 °С.
Реэкстракт плутония и нептуния, содержащий 6-8 г/л Рu и 150-200 мг/л Nр, а также реэкстракт урана с концентрацией 90 г/л поступают в соответствующие аффинажные циклы (рис. 2 и 3). Экстрагент регенерируют с помощью промывки раствором карбоната натрия при повышенной температуре (около 60°С). После промывки экстрагент фильтруют и возвращают в экстракционный цикл.
Разделение Рu и Nр и окончательную очистку их от U и примесей других элементов на аффинажном цикле проводят следующим образом:

1) стабилизируют в реэкстракте первого цикла Nр в четырехвалентном состоянии, а Рu в трехвалентном состоянии, добавляя в раствор Fе(II) и комплексон;

2) экстрагируют Nр и Тh, оставляя в водной фазе Рu и Тс;

3) реэкстрагируют Nр из экстракта и оксалатным осаждением и прокаливанием осадка получают продукт NрО₂ при необходимости перед осаждением проводят анионообменную очистку Nр от Тh;

4) обрабатывают водный раствор с Рu для переведения его из трех- в четырехвалентное состояние в процессе экстракциии;

5) проводят цикл экстракции, промывки экстракта и реэкстракции плутония;

6) очищенный реэкстракт плутония с концентрацией 20-25 г/л через операцию оксалатного осаждения переводят в диоксид плутония (см. рис.2).

Рис. 2. Аффинажньий цикл плутония на заводе РТ-1

Основную часть NрО₂ и РuО₂ направляют на склад для хранения, часть NрО₂ идет на производство ²³⁸Рu, а небольшая часть РuО₂ — на изготовление опытных ТВС с МОХ -топливом для реакторов на быстрых нейтронах.
Реэкстракт урана из первого цикла без упаривания поступает в аффинажный цикл (см. рис. 3).

Рис. 3. Аффинажный цикл урана на заводе РТ-1

В очищенном в аффинажном цикле растворе уранилнитрата содержание ²³⁵U доводится до 2-2,4% добавлением на экстракцию обогащенного урана из линии переработки ОЯТ транспортных и исследовательских реакторов. В форме плана гексагидрата уранилнитрата урановый продукт направляют на изготовление топлива для РБМК.

Суммарный коэффициент очистки урана после двух циклов экстракции составляет: от плутония 3*10⁶; от продуктов деления (1,0—1,5)*10⁷.
Потери урана, плутония и нептуния с рафинатами и промывными растворами составляют соответственно 0,01;0,025 и 0,5% исходного количества в ОЯТ. Анализ распределения различных радионуклидов по рафинатам и реэкстрактам завода РТ- 1 показал, что очистка урана, плутония и нептуния лимитируется не продуктами деления, а дочерними продуктами распада Am, Сm, включая ²²⁸Тh, ²³⁴Th, ²³³Ра и др.
Рассматривается вариант адаптации завода РТ-1 к переработке ОЯТ ВВЭР- 1000. Для этой цели предполагают создать специальную линию разделки ТВС с производительностью 400 т/год. В составе готовой продукции, возможно, будут помимо традиционных для радиохимических заводов продуктов, производить нептуниевые и технециевые твэлы, а также Am -U-Рu твэлы, что позволит сжигать в реакторах наиболее опасные радионуклиды.

Отходы технологической схемы:

ВАО – рафинаты на входных циклах на низкообогащенных и высокообогащенных ветках (продукты деления и алюминий);

САО – отработанные карбонатные растворы со всех циклов (6 потоков);

– рафинат аффинажных циклов (Тс, NH₄NO₃, Fe(II), комплексон, гидразин);

– рафинаты вторых урановых циклов;

– аммиачный маточный раствор от осаждения диураната аммония.

Схема переработки ОЯТ на РТ – 1:

* - присутствует стадия регенерации экстрагента.