Автоматизация процесса переработки ядерных отходов

Содержание

Введение

Успехи в развитии ядерной промышленности в значительной степени стали возможны вследствие создания и развития приборостроения ядерной энергетики и перерабатывающей индустрии. Успешный процесс переработки отработавшего ядерного топлива зависит от строгого контроля и поддержания на заданном уровне давления, температуры, расхода промежуточных фракций переработки, а также от контроля качества выходного продукта. Поэтому современное топливоперерабатывающее производство возможно только при оснащении технических установок соответствующими автоматическими измерительными приборами, информационно – измерительными системами и системами автоматического управления.

Таким образом, современный этап развития добычи, использования и переработки ядерного топлива немыслим без применения контрольно – измерительных приборов.

^{Основной технической  базой автоматизации  управления технологическими процессами являются специализированные микропроцессорные устройства. При изучении специализированных микропроцессорных устройств рассматриваются приемы проектирования как аппаратных, так и программных средств. Проектирование аппаратных средств требует знания  особенностей микропроцессорных комплектов микросхем различных серий и функциональных возможностей микросхем, входящих в состав микропроцессорного комплекта, умения правильно выбрать серию. Проектирование программных средств требует знаний, необходимых для выбора метода и алгоритма решения задач, входящих в функции микропроцессорного устройства, для составления программы (часто с использованием языков низкого уровня} –  ^{языка кодовых комбинаций, языка Ассемблера), а также умения использовать средства отладки программ. Основой микропроцессорного устройства является микропроцессор – интегральная схема, обладающая такой же производительностью при переработке информации, что и большая ЭВМ.}

^{1 Постановка  задачи}

1. ^{Описание  технологического процесса}

^{1.1.1 Регенерация ядерного топлива. Переработка делящегося материала, облученного нейтронами в ядерном реакторе, осуществляется для решения таких задач, как}

• ^{получение урана и плутония для производства нового топлива;}
• ^{получение делящихся материалов (урана и плутония) для производства ядерных боеприпасов;}
• ^{получение  разнообразных  радиоизотопов,  находящих  применение  в  медицине, промышленности и науке;}
• ^{получение доходов от других стран, которые либо заинтересованы в первом и втором, либо не хотят хранить у себя большие объемы отработавшего ядерного топлива;}
• ^{решение экологических проблем, связанных с захоронением радиоактивных отходов.}

^{В настоящее время  количество отработавшего ядерного топлива постоянно увеличивается, и его регенерация является основной  задачей радиохимической технологии  переработки отработавших  тепловыделяющих элементов (твэлов). В процессе переработки  в  первую  очередь  проводится  выделение  урана  и  плутония  и очистка их  от радиоактивных  продуктов  деления,  в  том  числе  от нейтронопоглощающих нуклидов (нейтронных  ядов),  которые при повторном использовании  делящихся материалов  могут препятствовать развитию в реакторе цепной ядерной реакции. Для случая деления урана–235  тепловыми нейтронами кривая распределения продуктов деления по массам представляет  собой «двугорбую»  кривую (рисунок 1.1):  максимальные  выходы  приходятся  на  изотопы  с массами 95 и 140, некоторые из которых – сильные нейтронные яды и их необходимо удалить из топлива.}

^{Известно  также,  что  среди  радиоактивных  продуктов  деления содержится  большое количество  ценных  радионуклидов,  которые  можно  использовать  в  области  малой  ядерной энергетики (радиоизотопные  источники  тепла  для  термогенераторов  электроэнергии),  а  также для  изготовления  источников  ионизирующего  излучения.  Применение  находят  трансурановые элементы,  получающиеся  в  результате  побочных  реакций  ядер  урана  с нейтронами. Радиохимическая технология переработки отработавшего ядерного топлива должна обеспечивать извлечение всех нуклидов, полезных с практической точки зрения или представляющих научный интерес.}

  ^{Процесс  химической  переработки  отработавшего топлива связан  с решением проблемы изоляции от биосферы большого количества радионуклидов образующихся в результате деления ядер  урана. Эта проблема –  одна из наиболее  серьезных и трудно  решаемых проблем  развития ядерной энергетики.}

Рисунок 1.1

  ^{Первая  стадия  радиохимического  производства  включает  подготовку топлива,  т.е.  в освобождение его от конструкционных деталей сборок и разрушение защитных оболочек твэлов. После этого топливная композиция становится доступной для действия химических реагентов.}

  ^{Следующая   стадия  связана   с  переводом  ядерного  топлива в ту  фазу,  из  которой будет производиться химическая обработка:  в раствор,  в расплав,  в газовую фазу. Перевод  в  раствор чаще  всего  производят  растворением  в  азотной  кислоте. При этом  уран  переходит в шестивалентное  состояние и образует  ион уранила, UO₂2+,  а плутоний –  частично в шести– и в четырехвалентное состояние, PuO₂2+ и Pu4+, соответственно.  Перевод  в  газовую  фазу  связан  с образованием  летучих  галогенидов  урана  и  плутония.  После перевода ядерных материалов соответствующую  фазу  проводят  ряд  операций,  непосредственно  связанных  с  выделением  и очисткой ценных компонентов и выдачей каждого из них в форме товарного продукта.}

^{Переработка (репроцессинг) отработавшего ядерного топлива  заключается в извлечении урана, накопленного плутония и фракций  осколочных  элементов (96 %  отработавшего ядерного топлива  –  это 235U  и 238U,  около 1% – Pu, 2–3% – радиоактивные осколки деления). В 1 т ядерного топлива  на момент извлечения из реактора содержится 950–980  кг 235U  и 238U, 5,5–9,6  кг Pu,  а также небольшое количество  α–излучателей (нептуний, америций, кюрий и др.), активность которых может достигать 26 тыс. Ки на 1 кг отработавшего ядерного топлива. Именно эти  элементы  в  ходе замкнутого  ядерного топливного цикла  необходимо  выделить,  сконцентрировать,  очистить  и перевести в необходимую химическую форму.}

^{Технологический процесс переработки  отработавшего ядерного топлива включает:} 

• ^{механическую фрагментацию (рубку) ТВС и твэлов с целью вскрытия топливного материала;}
• ^{растворение;} 
• ^{очистку растворов балластных примесей;} 
• ^{экстракционное выделение и очистку урана, плутония и других товарных нуклидов;}
• ^{выделение  диоксида  плутония,  диоксида  нептуния,  гексагидрата  нитрата  уранила  и  закиси–окиси урана;}
• ^{переработку растворов, содержащих другие радионуклиды, и их выделение.} 

^{В  основе  технологии  выделения  урана  и  плутония,  их  разделения  и  очистки  от  продуктов деления  лежит процесс  экстракции урана  и плутония трибутилфосфатом (ТБФ). Он осуществляется на многоступенчатых  экстракторах  непрерывного  действия.  В результате  уран  и плутоний очищаются  от  продуктов  деления  в  миллионы  раз.  Переработка отработавшего ядерного топлива  связана с образованием небольшого  объема  твердых  и  газообразных  радиоактивных отходов  активностью около 0,22  Ки/год (предельно допустимый выброс 0,9 Ки/год) и большим количеством жидких радиоактивных отходов.}

^{1.1.2 Особенности переработки отработавшего ядерного топлива. Твэлы  энергетических  реакторов  существенно  отличаются  от  твэлов  реакторов  для производства плутония. Для наработки плутония используют реакторы на тепловых нейтронах с низким  температурным  потенциалом.  Топливо  этих  реакторов  содержит  природный  или низкообогащенный металлический уран или его сплавы в оболочках из алюминия или магния и его сплавов. Такие композиции предназначены только для использования при температуре ниже 200оС. В химическом отношении это сравнительно легко растворимые композиции.}

^{Развитие  ядерной  энергетики  потребовало  создания  реакторов с более высоким температурным  потенциалом  для  производства  перегретого  пара.  твэлы  энергетических реакторов  изготавливают  из  термостойких UO₂  или PuO₂,  из  смешанных уран–плутониевых окислов (UO₂·PuO₂).  Для реакторов–размножителей  на  быстрых  нейтронах  перспективно топливо на основе карбидов UC, PuC, (U, Pu)C и нитридов UN, PuN, (U, Pu)N. Это топливо имеет большую по сравнению с окислами теплопроводность.}

^{Оболочки  твэлов  изготавливают  также  из  термостойких,  механически  прочных  и коррозионностойких материалов с высокой теплопроводностью. Как  правило,  это  цирконий  и его  сплавы  или  нержавеющая  сталь. Оболочки  из  циркония  позволяют  повысить  температуру активной зоны реактора до 540оС, а из нержавеющей стали – до 800оС и выше, в зависимости от ее  состава. Однако  большое  количество  железа  в  конструкционных  материалах  приводит  к необходимости  увеличивать  количество  делящихся  материалов в сердечниках твэлов,  т.е. использовать  более  высокообогащенное  ядерное  топливо,  так  как  железо,  а  также  примеси кобальта и никеля имеют  большое  сечение  захвата  тепловых нейтронов. Все конструкционные материалы отличаются химической  стойкостью,  и  растворение  их  представляет  серьезную проблему.  Кроме  делящихся  материалов,  твэлы  могут  содержать  различные  накопители  и покрытия,  состоящие из нержавеющей  стали, циркония, молибдена, кремния,  графита, хрома и др.  При  растворении  ядерного  топлива  эти  вещества  не  растворяются  в  азотной  кислоте  и создают в полученном растворе большое количество взвесей и коллоидов.}

^{Перечисленные особенности твэлов обусловили необходимость  разработки  новых методов  вскрытия  или  растворения  оболочек,  а  также  осветления  растворов  ядерного  топлива перед экстракционной переработкой.}

^{Глубина выгорания топлива реакторов для получения плутония  существенно отличается от глубины выгорания твэлов энергетических реакторов. Если первые имеют глубину выгорания 0,3–0,5ГВт.сут/т U,  то  глубина  выгорания  в  энергетических  реакторах  на  тепловых  нейтронах составляет 15–40ГВт.сут/т U, а в активной зоне реакторов на быстрых нейтронах достигает 100ГВт.сут/т U  и  выше.  Поэтому  на  переработку  поступает  материалы  с  гораздо  более  высоким содержанием  радиоактивных  осколочных  элементов и плутония  на 1т U.  Это  приводит  к повышению  требований к процессам очистки получаемых продуктов и к обеспечению ядерной безопасности  в  процессе  переработки.  Дополнительные  трудности возникают также в связи с необходимостью  переработки и захоронения большого  количества  жидких  высокоактивных отходов. С переходом радиохимической промышленности на переработку твэлов энергетических реакторов  возник  комплекс  задач,  решение  которых  потребовало  существенной  модернизации ранее разработанных технологических процессов.}

^{Отработанное  топливо АЭС транспортируют из бассейнов для промежуточного хранения, расположенных на  территории АЭС, в бассейны на перерабатывающем  заводе. Далее проводят выделение  урана  и  плутония,  каждый  из  которых  подвергают  очистке  в  трех  экстракционных циклах. В первом цикле осуществляют совместную очистку урана и плутония от основной массы продуктов деления, а затем проводят разделение урана и плутония. На втором и третьем циклах уран и плутоний подвергают дальнейшей раздельной очистке и концентрированию. Полученные продукты – уранилнитрат и нитрат плутония – помещают в буферные емкости до передачи их в конверсионные  установки.  В  раствор  нитрата  плутония  добавляют  щавелевую  кислоту, образующуюся суспензию оксалата фильтруют, осадок кальцинируют и охлаждают. Полученную порошкообразную  окись  плутония  просеивают  через  сито,  помещают  в  контейнеры  и взвешивают. В таком виде плутоний хранят до того, как он поступит на завод по изготовлению новых твэлов.}

^{Основные  технологические  показатели такого процесса:}

• ^{коэффициент очистки урана от плутония – 107;}
• ^{коэффициент очистки урана от продуктов деления (ПД) – 107;}
• ^{коэффициент очистки плутония от ПД – 108;}
• ^{извлечение урана и плутония более 99%.}

^{1.1.3 Подготовка  отработавшего ядерного топлива к экстракции. На  перерабатывающем заводе сборки твэлов с помощью погрузочно–разгрузочных механизмов  перегружается  из  контейнеров  в  заводской  буферный  бассейн–хранилище.  Здесь сборки хранят до тех пор, пока их не направляют на переработку. После выдержки в бассейне в течение  срока,  выбранного на данном  заводе,  ТВС выгружают из  хранилища  и  направляют в отделение подготовки топлива к экстракции на операции вскрытия отработавших твэлов.}

^{Отделение  материала  оболочки  твэлов  от  топливной  оболочки –  одна  из  наиболее сложных  в  техническом  отношении  задач  процесса  регенерации  ядерного  топлива. Существующие  методы  можно разделить на  две группы:  методы  вскрытия  с разделением материалов  оболочки  и сердечника  твэлов  и методы  вскрытия  без отделения материалов оболочки  от  материала сердечника. Первая  группа  предусматривает снятие  оболочки  твэлов  и удаление  конструкционных  материалов  до  растворения  ядерного  топлива.  Водно–химические методы  заключаются  в  растворении  материалов  оболочки  в  растворителях,  не  затрагивающих материалы  сердечника.  Использование  этих  методов  характерно  для  переработки  твэлов  из металлического  урана  в  оболочках  из  алюминия  или  магния  и  его  сплавов.  Алюминий  легко растворяется  в  едком натре  или  азотной  кислоте,  а магний –  в разбавленных  растворах серной кислоты при нагревании. После растворения оболочки сердечник растворяют в азотной кислоте.}

^{Однако  твэлы  современных  энергетических  реакторов  имеют  оболочки  из коррозионностойких,  труднорастворимых  материалов:  циркония,  сплавов  циркония  с  оловом (циркалой)  или с ниобием,  нержавеющей стали.  Селективное растворение этих  материалов возможно  только  в сильно  агрессивных средах. Цирконий  растворяют  в плавиковой кислоте,  в смесях ее со щавелевой или азотной кислотами или растворе NH₄F. Оболочку из нержавеющей стали  растворяют  в  кипящей 4–6М H₂SO₄. Основной  недостаток  химического  способа  снятия оболочек –  образование большого  количества  сильно  засоленных  жидких  радиоактивных отходов.}

^{Чтобы уменьшить объем  отходов от разрушения оболочек и получить эти отходы сразу в твердом  состоянии,  более  пригодном  для  длительного  хранения,  разрабатывают  процессы разрушения  оболочек  под  воздействием  неводных  реагентов  при  повышенной  температуре (пирохимические методы). Оболочку из циркония  снимают безводным хлористым водородом в псевдоожиженном слое Аl₂О₃ при 350–800оС. Цирконий превращается при этом в летучий ZrCl₄ и отделяется  от  материала сердечника  сублимацией,  в затем гидролизуется, образуя твердую двуокись циркония. Пирометаллургические методы  основаны  на  прямом  оплавлении  оболочек или растворения их  в расплавах других  металлов.  Эти методы  используют  различие  в температурах  плавления материалов  оболочки  и сердечника  или различие  их  растворимости  в других расплавленных металлах или солях.}

^{Механические  методы  снятия  оболочек  включают  несколько  стадий.  Сначала  отрезают концевые  детали  тепловыделяющей  сборки  и  разбирают  ее  на  пучки  твэлов  и  на  отдельные твэлы. Затем механически снимают оболочки отдельно с каждого твэла.}

^{Вскрытие  твэлов может проводиться без отделения материалов  оболочки от материала сердечника. При реализации водно–химических  методов  оболочку и сердечник растворяют  в одном  и  том  же  растворителе  с получением общего раствора. Совместное  растворение целесообразно  в  тех случаях, когда перерабатывают топливо с высоким содержанием ценных компонентов (235U  и Pu)  или когда на  одном заводе  перерабатывают  разные  виды  топлива, причем твэлы различаются размером и конфигурацией. В случае пирохимических методов твэлы обрабатывают  газообразными  реагентами, которые разрушают не только оболочку, но и сердечник твэлов.}

^{Удачной  альтернативой  методам  вскрытия  с  одновременным  удалением  оболочки  и методам  совместного  разрушения  оболочки  и  сердечников  оказался  метод «рубка–выщелачивание». Метод пригоден для переработки твэлов в оболочках, нерастворимых в азотной кислоте.  Целые  сборки  твэлов  или  отдельные  твэлы  в  оболочках  разрезают  на  мелкие  куски, обнаружившийся  сердечник  твэла  становится  доступным  действию  химических  реагентов  и растворяется  в  азотной  кислоте.  Нерастворившиеся  оболочки  твэлов  отмывают  от  остатков задержавшегося  в  них  раствора  и  удаляют  в  виде  скрапа.  Рубка  твэлов  имеет  определенные преимущества. Образующиеся отходы – остатки оболочек – находятся в твердом состоянии, т.е. не  происходит  образования жидких  радиоактивных  отходов,  как  при химическом  растворении оболочки;  не  происходит  и  значительных  потерь  ценных  компонентов,  как  при  механическом снятии  оболочек,  так  как  отрезки  оболочек могут  быть  отмыты  с  большой  степенью  полноты; конструкция  разделочных  машин  упрощается  в  сравнении  с  конструкцией  машин для механического снятия оболочек. Недостаток метода  рубки–выщелачивания – сложность оборудования для рубки твэлов  и необходимость его дистанционного обслуживания. В настоящее время исследуют  возможность  замены  механических  способов  рубки  на электролитический и лазерный методы.}

^{В отработанных твэлах энергетических реакторов высокой и средней глубины выгорания накапливается  большое  количество  газообразных  радиоактивных  продуктов,  которые представляют  серьезную  биологическую  опасность:  тритий,  иод  и  криптон.  В  процессе растворения  ядерного  топлива  они  в  основном  выделяются  и  уходят  с  газовыми  потоками,  но частично остаются в растворе, а затем распределяются в большом количестве продуктов по всей цепочки  переработки.  Особые  неприятности  при  этом  доставляет  тритий,  образующий тритированную  воду НТО,  которую  затем  трудно  отделить  от  обычной  воды Н₂О. Поэтому на стадии  подготовки  топлива  к  растворению  вводят  дополнительные  операции,  позволяющие освободить  топливо  от  основной  массы  радиоактивных  газов,  сосредоточив  их  в  небольших объемах  сбросных  продуктов.  Куски  оксидного  топлива  подвергают  окислительной  обработке кислородом при температуре 450–470оС. При перестройке структуры решетки окисного топлива в  связи  с  переходом UO₂–U₃O₈  происходит  выделение газообразных  продуктов деления –  трития, иода, благородных газов. Разрыхление топливного материала при выделении газообразных продуктов, а также при переходе  двуокиси  урана в закись–окись  способствует  ускорению  последующего растворения топливных материалов в азотной кислоте.}

^{Выбор  метода  переведения  ядерного  топлива  в  раствор  зависит  от  химической  формы топливной  композиции,  способа  предварительной  подготовки  топлива,  необходимости обеспечения определенной производительности. Металлический уран растворяют в 8–11М HNO₃, а двуокись урана – в 6–8М HNO₃ при температуре 80–100оС. При этом происходят реакции:}

^{U + 4,5HNO₃ à UO₂(NO₃)₂ + 1,55NO + 0,85NO₂ + 0,05N₂ + 2,24H₂O}

^{UO₂ + 3HNO₃ à UO₂(NO₃)₂ + 0,5NO + 0,5NO₂ + 1,5H₂O}

^{Разрушение топливной  композиции при растворении приводит к  освобождению всех радиоактивных продуктов деления. При этом  газообразные  продукты  деления  попадают  в систему сброса отходящих газов. Перед выбросом в атмосферу сбросные газы очищают.}

^{Лучше растворение проводить  в присутствии  кислорода. В этом случае процесс протекает без выделения газов по уравнению:}

^{U + 2HNO₃ + 1,5O₂ à UO₂(NO₃)₂ + H₂O}

^{Расход  кислоты  снижается,  а  радиоактивные  ксенон,  криптон  и  пары  йода  не  разбавляются азотом и окислами азота.}

^{Большая  часть  негазообразных  продуктов  деления,  растворяется  в  азотной  кислоте  с образованием  нитратов  соответствующих  элементов.  Однако  при  высокой  степени  выгорания топлива, когда количества образующихся продуктов деления достигают килограммов на 1т урана, часть труднорастворимых осколочных элементов полностью в раствор не переходит и образует нерастворимые взвеси.  К таким элементам относятся,  прежде  всего,  рутений  и  молибден.  В нерастворенном  виде  остается  часть  углерода  и  кремния,  которые могут  присутствовать  как  в материале  сердечника,  так  и  в  смазочных материалах.  Растворение  и  выщелачивание  ядерного топлива  осуществляют  в  периодическом,  полунепрерывным  и  непрерывном режимах. Для каждого из этих режимов разработаны многочисленные конструкции аппаратов–растворителей.}

^{Полученный  в  процессе  растворения  азотнокислый  раствор  ядерного  топлива, содержащий  все  сопутствующие компоненты (продукты деления, конструкционные материалы, примеси),  направляют  на  дальнейшую  переработку.  Эффективность  процесса  экстракции  и,  в частности  бесперебойная  работа  экстракционного  оборудования,  достижение  запланированных коэффициентов  очистки ценных  компонентов от  продуктов деления и получение высоких коэффициентов разделения  урана и плутония  во  многом  зависит от  состава раствора, поступающего  на  экстракцию.  При этом  кроме факторов,  непосредственно влияющих  на коэффициенты  очистки  и  разделения (общая  концентрация  солей  в  растворе,  концентрация кислоты,  окислителей,  восстановителей,  присутствие  комплексообразователей  и  т.д.),  на  ход экстракционных процессов влияют присутствующие в растворе макровзвеси и коллоиды.}

^{Особенно  много  взвесей  образуется  при  растворении  твэлов  с большой глубиной выгорания, а также содержащих труднорастворимые материалы (нержавеющая сталь, цирконий, кремний,  углерод).  В  процессе  экстракции  взвеси  концентрируются  на  границе  раздела  фаз, образуя пленки, стабилизирующие капли эмульсии и уменьшающие скорость расслаивания фаз. При  значительном  накоплении  взвесей  в  зоне  расслаивания  образуется  объемный  осадок, который  резко  нарушает  режим  работы экстракционных  аппаратов,  снижает их производительность,  эффективность и длительность  бесперебойной работы.  Высокое тепловыделение радиоактивных осадков вызывает местные перегревы. Это приводит к усилению разрушения  экстрагента, а затем – к образованию  стабилизированных эмульсий. Эти осадки захватывают из раствора  значительное количество ценных компонентов, что приводит к снижению  коэффициентов  очистки.  Поэтому  на  стадии  подготовки  растворов  к  экстракции серьезное внимание уделяется их осветлению.}

^{Для  осветления  растворов  в  промышленных  условиях  чаще  всего  используют центрифугирование  или фильтрацию через твердые  фильтрующие  материалы. Осветление растворов  предусматривает  удаление  не  только  нерастворенных  взвешенных  частиц,  но  и содержащихся в растворе веществ, таких как кремниевая кислота, цирконий, молибден и другие компоненты. Для этого используют их флокуляцию с помощью водорастворимых органических соединений  с  последующим  удалением  образующихся  осадков  вместе  с  другими  взвесями центрифугированием или фильтрованием.}

^{Окончательную подготовку исходного раствора ядерного топлива к экстракции проводят в  специальных  аппаратах  для  корректировки  кислотности  и  состава  раствора.  Аппараты снабжены  нагревателем  и  используются  для  упаривания.  Стадия  корректировки  исходного раствора  включает  стабилизацию  плутония  и  нептуния  в экстрагируемом  четырех–  и   шестивалентном  состоянии,  которую  проводят  нитритом  натрия  или  окислами  азота. В  случае переработки  топлива  с  высоким  содержанием  плутония  целесообразно  осуществлять  его электрохимическое  окисление,  чтобы  избежать  введения  в  раствор  большого  количества солеобразующих веществ, увеличивающих объем высокоактивных сбросов.[1]}

2. ^{Описание  имеющихся  средств  автоматизации}