Отработавшее ядерное топливо

Отработавшее ядерное топливо. Химическая переработка.

3.3.1. Радиохимическая переработка отработавшего топлива

Исследования по регенерации отработав­шего топлива АЭС начаты в СССР одновре­менно с сооружением в 1954 г. Первой в мире АЭС (г. Обнинск). На основе опытов с отработавшим топливом этой АЭС, прове­денных в защитных камерах, уже в середи­не 50-х годов были определены принци­пиальные особенности наиболее перспектив­ной технологической схемы переработки, включающей: механическую рубку твэлов, избирательное растворение топлива в азот­ной кислоте (с отделением нерастворив­шихся кусков оболочки), экстракцию U и Рu трибутилфосфатом, разделение этих эле­ментов на основе их различной способности к восстановлению, выделение конечных продуктов, очищенных от продуктов деле­ния и неактивных примесей, в виде извест­ных малорастворимых соединений.

Рисунок 22 – Принципиальная схема замкнутого  топливного цикла.

В 60-х годах принятая схема отрабатывалась на опытных установках различного масштаба, разрабатывались и испытывались оборудование и средства контроля всех ее стадий, подробно исследовались физи­ко-химические основы процессов. В ре­зультате были накоплены все необходимые научно-технические данные, позволившие создать в СССР промышленную регенера­цию отработавшего топлива АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в объеме, обеспечивающем потребности развивающей­ся атомной энергетики страны [27].

Возвращение регенерированного U топ­ливный цикл (рис. 22) позволяет снизить нагрузку на рудодобывающую часть топлив­ного цикла и на заводы по разделению изо­топов. Выделение плутония, образующегося в тепловых реакторах, обеспечивает принци­пиальную возможность самообеспечения и расширенного воспроизводства делящихся материалов в быстрых реакторах. На переходном этапе от тепловых реакторов на обогащенном ²³⁵ U к быстрым реакторам использование ²³⁹Рu быстрых реакторов также позволяет сократить затраты в рудопереработке и разделительных произ­водствах и вовлечь в топливный цикл уран, обедненный по изотопу ²³⁵ U.

При комплексном подходе к перера­ботке отработавшего топлива возможно извлечение для использования в народном хозяйстве некоторых сопутствующих цен­ных нуклидов - Am, Cm, Sr, Cs, Pd, Тс, Np и др.