Переработка ОЯТ в Индии

Особенностью ядерно-энергетической политики Индии является ориентация на собственные энергетические ресурсы и развитие двух замкнутых топливных циклов: уранового и ториевого. Ториевому топливному циклу в перспективе будет уделяться большее внимание, учитывая большие запасы монацитового песка в Индии. Ядерно-энергетическая программа выполняется в три стадии:

Стадия I: использование природного урана в PHWR и слегка обогащенного урана в BWR.

Стадия II: использование выделенного при переработке ОЯТ PHWR и BWR, плутония в РБН и, возможно, в PHWR и BWR, а также установка ториевого топлива в бланкетной зоне для наработки ²³³U.

Стадия III: использование ²³³U-топлива и ториевого топлива.

В настоящее время выполняются элементы всех трех стадий. Работают два BWR, 8 PHWR и строятся 4 PHWR; уран-плутониевое карбидное топливо загружено в небольшой реактор РБН, построенный в Калпаккаме вблизи Мадраса (FBTR мощностью 40 МВт). Проектируется РБН мощностью 500 МВт. Экспериментальные сборки ториевого топлива загружены в FBTR, PHWR и в исследовательские реакторы – всего в 5 реакторов. В трех исследовательских реакторах в Тромбее установлены сборки с топливом из сплава ²³³U-Al.

Ядерно-энергетическая программа Индии предусматривает переработку уранового топлива, смешанного уран-плутониевого топлива и ториевого топлива с последующим рециклом выделенных делящихся радионуклидов. Рассматривается возможность использования плутония как в урановом, так и в ториевом ЯТЦ. Таким образом, плутоний будет служить связующим звеном между двумя ЯТЦ.

Переработка ОЯТ в Индии производится на небольших заводах, расположенных вблизи АЭС, что позволяет исключить большие объемы перевозок ОЯТ по густонаселенной территории Индии.

Первый завод был построен в Тромбее вблизи Бомбея в 1964 г. для переработки топлива исследовательских реакторов и отработки режимов технологических процессов. После реконструкции завода на нем перерабатывается в небольшом масштабе ОЯТ исследовательских реакторов, расположенных здесь же, включая ториевое и смешанное уран-плутониевое топливо.

Второй завод был построен в Тарапуре для переработки ОЯТ реакторов РHWR и BWR. Производительность завода – 100 т/год.

Третий завод был построен с такой же мощностью в Калпаккаме для переработки ОЯТ АЭС, расположенных в Мадрасе и ОЯТ FBTR.

В будущем планируется построить завод средней мощности, 300-350 т/год, для переработки ОЯТ новых АЭС.

Для извлечения ²³³U из облученного Th при заводах в Тромбее и Калпаккаме построены пилотные установки. В Тромбее строится подобная установка бόльшего масштаба.

В основе технологии переработки ОЯТ лежит водно-экстракционный процесс с использованием в качестве экстрагента ТБФ. При этом урановое топливо перерабатывается с помощью PUREX-процесса, а ториевое – Thorex-процесса.

На заводах в Тарапуре и Калпаккаме предусмотрены следующие операции:

- резка сборок и растворение топлива,

- осветление топливного раствора,

- два цикла совместной экстракции урана и плутония,

- разделение U и Pu путем селективной реэкстракции плутония во втором цикле после его восстановления U⁴⁺, стабилизированным гидразином,

- экстракционный аффинажный цикл в урановой ветке,

- экстракционный аффинажный цикл в плутониевой ветке с доочисткой плутониевого продукта на анионите от нептуния.

В Тарапуре построен завод для остекловывания ВАО и битумирования САО – Waste Immobilization Plant (WIP). Процесс остекловывания – полунепрерывный, включающий кальцинацию отходов и затем сплавление со стеклообразующими добавками. Два других завода для иммобилизации отходов строятся в Тромбее и Калпаккаме. Поскольку изучается процесс остекловывания ВАО в керамическом плавителе с джоулевым теплом, то не исключена установка их на новых заводах. Строятся и установки для обработки твердых НАО и для хранения отвержденных ВАО.

Индия последовательно выполняет программу развития ториевого ЯТЦ, который включает все операции от добычи ториевых руд, изготовления топлива, переработки его для извлечения ²³³U до изготовления топлива из ²³³U. В 1996 г. был сдан в эксплуатацию небольшой (30 кВт) реактор, названный KAMINI, который работает на топливе из ²³³U-Al. Как уже упоминалось выше, на экспериментальном уровне Th-топливо и ²³³U-топливо облучается и в других реакторах, в том числе и в тяжеловодных реакторах. Например, в два PHWR Какрапарской АЭС установлено по 500 кг тория в форме 35 сборок.

Технология извлечения ²³³U из облученного ториевого топлива основана на модифицированном варианте Thorex-процесса, в котором используется 5%, а не 30% раствор ТБФ, как это было предусмотрено в первоначальном Thorex-процессе. На пилотных установках по переработке ториевого топлива имеется узел дополнительной очистки уранового продукта от дочерних продуктов распада ²³²U, являющихся жесткими g-излучателями. Проводятся НИОКР по усовершенствованию технологии растворения топлива, изучению поведения ²³¹Pa в процессах, в том числе, и влияние этого нуклида на технологию переработки ВАО, оценивается влияние присутствия ²²⁸Th на характеристики ториевого продукта.

В Атомном исследовательском центре в Бхабха оцениваются оба топливных цикла с точки зрения накопления долгоживущих ТУЭ. В Th/²³³U ЯТЦ количество ТУЭ на несколько порядков меньше, чем в ²³⁸U/²³⁵U ЯТЦ (табл. 2.5.10). Исходя из этого, для ВАО, образованных в PUREX-процессе, изучаются возможность и способы фракционирования An и продуктов деления ⁹⁰Sr и ¹³⁷Cs.

В процессе разработки технологии переработки ОЯТ и извлечения радионуклидов из ВАО изучаются:

- электроокислительный процесс и аппаратура для растворения карбидного топлива,

- возможности электрохроматографического разделения и разрабатывается модель такого процесса,

- экстракционные методы (с ТБФ, TRUEX-процесс) для фракционирования ВАО,

- экстракционная хроматография и мембранные методы с той же целью,

- экстракционные методы в сочетании с электроокислительным способом корректировки валентности, например для извлечения Am.

Для концентрирования НАО и САО применяют различные методы. Жидкие НАО концентрируют упариванием либо выделяют радионуклиды ионообменным способом и методом химического соосаждения, либо обработкой флокулянтами. Ионообменную очистку используют для выделения радионуклидов из НАО и некоторых САО, например, для извлечения ¹³⁷Cs из НАО применяют гексацианоферрат, импрегнированный в макропористую смолу.

Химическая обработка позволяет получить коэффициенты очистки от 10 до 100. Существенно бόльшие, от 1000 до 10000, коэффициенты очистки достигаются при упаривании НАО в аппаратах термосифонного типа. Успешно используется солнечный нагрев и упаривание без кипения НАО, практически не сопровождающееся выделением радионуклидов.

Таблица 2.5.10

Количество актиноидов в ОЯТ, г/ГВт^.год

^* ОЯТ LWR – после пяти лет охлаждения,

^* ОЯТ PHWR(1) – после пяти лет охлаждения, топливо – природный уран,

^* ОЯТ PHWR(2) – после 150 суток охлаждения, топливо – 2% ²³³U+98% ²³²Th.

*) В октябре 1995 г. была обнаружена небольшая радиоактивность в конденсате греющего пара, что свидетельствовало о наличии дефекта в одном из трех змеевиков, установленных в греющей части выпарного аппарата.