Технология переработки облученного ядерного топлива

 

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ 
Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования 
«НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ  
ТОМСКИЙ ПОЛИТЕХНИЧЕСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ» 

 
 
 
 
 
 
 
 
В.А. Карелин, А.Н. Страшко 
 
 
 
ТЕХНОЛОГИЯ ПЕРЕРАБОТКИ  
ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 
 
 
 
Рекомендовано в качестве учебного пособия 
Редакционно-издательским советом 
Томского политехнического университета 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Издательство 
Томского политехнического университета 
2018 

 

УДК 621.039.59(075.8) 
ББК  35.36я73 
        К22 
 
Карелин В.А.  
К22  
Технология переработки облученного ядерного топлива : учебное пособие / В.А. Карелин, А.Н. Страшко ; Томский политехнический университет. – Томск : Изд-во Томского политехнического 
университета, 2018.  – 89 с. 

ISBN 978-5-4387-0822-3 

В пособии изложены основы процесов предварительной подготовки облученного ядерного топлива (ОЯТ) к экстракционной переработке. Приведено 
описание процессов транспортировки и хранения ОЯТ. Рассмотрены способы 
подготовки ОЯТ к экстракции. Изучены особенности процессов растворения 
ОЯТ без материала оболочки, совместного растворения топливных материалов 
и оболочек твэлов, а также конструкции аппаратов для растворения ядерного 
топлива. 
Предназначено для студентов, обучающихся по направлению 240501 
«Химическая технология материалов современной энергетики». 
 
УДК 621.039.59(075.8) 
ББК 35.36я73 
 
 
Рецензенты 
 
Доктор технических наук, профессор СТИ НИЯУ МИФИ 
В.Л. Софронов 
 
Кандидат технических наук начальник конструкторского отдела 
ООО «Корпорация ядерных контейнеров» 
А.П. Евтушенко 
 
 
 
 
 
ISBN 978-5-4387-0822-3 
© ФГАОУ ВО НИ ТПУ, 2018 
© Карелин В.А.,Страшко А.Н., 2018 
© Оформление. Издательство Томского 
политехнического университета, 2018 

ВВЕДЕНИЕ 

Радиохимическая переработка облученного ядерного топлива 
(ОЯТ) АЭС является относительно молодой развивающейся отраслью 
промышленности, зависящей от развития ядерной энергетики. Перед 
технологией переработки ставятся все новые задачи, выдвигаемые 
ядерной энергетикой. 
За последнее десятилетие ядерная энергетика получила существенное развитие во многих странах. Увеличилась выработка электроэнергии на АЭС стран, имевших их уже к 80-м гг. В настоящее время в 
31 стране мира эксплуатируется 192 атомных электростанции с 451 
энергоблоком общей электрической мощностью около 394 836 МВт. 
58 энергоблоков находится в стадии строительства. Процесс замкнутого 
ядерного топливного цикла (ЯТЦ) с рециклом плутония и урана применяется в промышленном масштабе во Франции на заводах UP2-500 и 
UP3. Поэтому в радиохимической промышленности, ранее занятой переработкой лишь облученного уранового топлива, стала актуальной 
проблема увеличения масштабов получения смешанных оксидов урана 
и плутония для последующего изготовления из них твэлов и переработки смешанного топлива (MOX-топлива) после повторного выжигания 
его в энергетических реакторах. 
В технологии переработки ОЯТ предложены новые способы решения отдельных задач, разработаны новые типы оборудования. Практическое воплощение получили автоматизированные дистанционные системы контроля и управления технологическим процессом. 
За последние годы количество книг, посвященных отдельным проблемам ЯТЦ, резко сократилось, однако проблема переработки ОЯТ 
АЭС сейчас стоит очень остро, поскольку в госкорпорации «Росатом» 
строятся опытно-демонстрационные центры по переработке ОЯТ АЭС. 
Поэтому авторы сочли целесообразным подготовить учебное пособие, в 
котором приведены сведениям о новых проблемах и разработках в технологии переработки ОЯТ. 
Крупномасштабная ядерная энергетика может эффективно развиваться только на основе замкнутого ЯТЦ с воспроизводством ядерного 
топлива – плутония – и включением его в топливный цикл. 
Регенерация ядерного топлива является основной задачей радиохимической технологии переработки отработавших твэлов АЭС. 
ОЯТ выгружают из реакторов в виде сборок твэлов с высоким 
уровнем радиоактивности. Захоронение таких сборок в необработанном 
виде (открытый ЯТЦ) и обеспечение их долговременной изоляции от 
биосферы представляют значительные технические трудности, главная 

3

из которых – устранение возможности высвобождения радионуклидов в 
случае разрушения твэлов при их длительном хранении. 
В процессе химической переработки твэлов после выделения урана 
и плутония основная масса радионуклидов концентрируется в относительно небольших объемах высокоактивных сбросных растворов. Дальнейшая химическая переработка этих растворов направлена на их отверждение с прочной фиксацией радионуклидов. Наиболее интенсивно 
разрабатываются способы переведения высокоактивных растворов в 
стеклоподобные композиции различного состава. Остеклованные радиоактивные отходы обладают достаточной химической, термической и 
механической стойкостью и в настоящее время признаны наиболее пригодными для надежного вечного захоронения в геологических формациях для полной их изоляции от биосферы. 
Развитие радиохимической технологии привело в последнее время 
к тенденции комплексного подхода к переработке ОЯТ. Известно, что 
среди радиоактивных продуктов содержится большое количество весьма ценных радионуклидов, которые могут широко использоваться в так 
называемой малой ядерной энергетике (радиоизотопные источники тепла для термогенераторов электроэнергии), а также для изготовления источников ионизирующего излучения различного назначения. Комплексная переработка ОЯТ предполагает, что радиохимическая технология 
должна обеспечивать извлечение не только делящихся материалов, но и 
других радионуклидов, полезных с практической точки зрения или 
представляющих научный интерес (стронция, цезия, технеция, редкоземельных и платиновых элементов, нептуния, америция, кюрия и т. п.). 
Из стратегии развития ядерной энергетики следует, что в настоящее время основная задача радиохимической промышленности – переработка топлива энергетических реакторов на тепловых нейтронах с последующим переходом к переработке топлива реакторов на быстрых 
нейтронах (РБН) в промышленном масштабе. 
Экономическая оценка показала, что оптимальная производительность радиохимического завода, перерабатывающего ОЯТ АЭС, составляет 1200…1800 т U/год. Такой завод может обеспечить переработку 
топлива, выгружаемого на АЭС, общей мощностью 40…50 ГВт (эл). 
Несмотря на то, что рентабельность перерабатывающих заводов с 
меньшей производительностью ниже, на практике иногда оказывается 
оправданным строительство заводов меньшей мощности (в соответствии с потребностями страны) – 400…800 т/год. 
В отношении ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах концепция 
централизованного перерабатывающего завода не столь очевидна, как в 
случае ЯТЦ с реакторами на тепловых нейтронах. Одно из основных 

4

требований к ЯТЦ реакторов на быстрых нейтронах – минимальное «задалживание» (задержка) делящихся материалов во внешнем топливном 
цикле. Поэтому применительно к РБН, наряду с концепцией централизованной переработки ОЯТ, развивается концепция локализованных 
комплексов АЭС общей мощностью 6…12 ГВт (эл.) и установок регенерации топлива и изготовления твэлов, обеспечивающих возвращение 
топлива в ЯТЦ. 
В учебном пособии рассмотрены современные технологические 
решения процесса переработки ОЯТ АЭС по отдельным узлам технологических схем, технические разработки, а также проблемы, направленные на усовершенствование технологических процессов с учетом особенностей переработки разных видов топлива. 

5

1. ХАРАКТЕРИСТИКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО  
ТОПЛИВА И ЗАДАЧИ РАДИОХИМИЧЕСКОЙ ТЕХНОЛОГИИ 

1.1. Ядерный топливный цикл 

В зависимости от того, какие делящиеся материалы используют в 
ядерном реакторе, возможно осуществление трех типов ЯТЦ. 
1. Если в ядерном реакторе применяют топливо, в котором делящимся материалом является 235U, а воспроизводящим – 238U, то говорят 
об осуществлении уранового ЯТЦ. Воспроизводство делящегося материала происходит в реакторе в результате побочной ядерной реакции (n, 
γ) на 238U с образованием радионуклидов, цепочка распадов которых 
приводит к образованию делящегося нуклида 239Рu: 

 
238U(n, γ) 239U 
β , 23 мин

 239Np 
β , 2, 3 сут

 239Рu(n, f). 
 
Урановое топливо может быть изготовлено из природного (примерно 0,7 % 235U), низкообогащенного (1…5 % 235U) или высокообогащенного (до 93 % 235U) урана. Природный и низкообогащенный уран используют в реакторах на тепловых нейтронах, высокообогащенный уран – 
в активной зоне реакторов на быстрых нейтронах, работающих в конвертерном режиме. 
2. Если в реактор первоначально загружался природный уран, то в 
отработавшем топливе остается 0,2…0,3 % 235U. Повторное обогащение 
такого урана экономически нецелесообразно, поэтому он остается в виде так называемого отвального урана. Отвальный уран в дальнейшем 
может быть использован как воспроизводящий материал в реакторах на 
быстрых нейтронах. При использовании для загрузки ядерных реакторов низкообогащенного урана отработавшее топливо обычно содержит 
около 1 % 235U. Такой уран может быть дообогащен до первоначального 
содержания его в ядерном топливе и возвращен в ЯТЦ. 
3. Восстановление реактивности ядерного топлива может быть 
осуществлено добавлением в него других делящихся нуклидов – 239Рu 
или 233U, т. е. вторичного ядерного топлива. Если к природному или 
обедненному урану добавляется 239Рu в количестве, эквивалентном соответствующему обогащению топлива по 235U, то реализуется уранплутониевый цикл (см. рис. 1.1). Смешанное уран-плутониевое топливо 
может быть использовано как в реакторах на тепловых нейтронах, так и 
в активной зоне реакторов на быстрых нейтронах. Таким образом, уранплутониевое топливо обеспечивает максимально полное использование 
урановых ресурсов и расширенное воспроизводство делящегося материала. 

6

 
Рис. 1.1. Схема незамкнутого ЯТЦ (а), ЯТЦ реактора на тепловых нейтронах с повторным использованием  
топлива (б) и ЯТЦ реактора на быстрых нейтронах (в) 

7

В уран-ториевом топливе делящимся материалом может служить 
235U или 233U. Торий является воспроизводящим материалом: 

 
232Тh (n, γ) 233Th 
β , 23 мин

 233Ра 
β , 27 сут

  233U(n, f). 
 
В настоящее время уран-ториевое топливо в промышленном масштабе не используют. В качестве воспроизводящего материала применяют лишь 238U, из которого получается 239Рu. Однако торий рассматривается как перспективный воспроизводящий материал, особенно с учетом того, что природные его запасы примерно в 5 раз больше природных запасов урана. 
Каждый из вариантов ЯТЦ можно реализовать с использованием 
реакторов определенного типа. Ниже приводится перечень наиболее 
типичных ядерных реакторов, которые уже широко распространены или 
считаются перспективными для использования в ядерной энергетике. 
Реакторы на тепловых нейтронах (РТН): 
1)  легководные водо-водяные энергетические реакторы (LWR): 
а) водо-водяные энергетические реакторы под давлением 
(ВВЭР, PWR); 
б) водо-водяные энергетические реакторы кипящего типа (ВК, 
BWR); 
2)  тяжеловодные водо-водяные реакторы (HWR): 
а) кипящие тяжеловодные реакторы (BHW или BHWR); 
б) тяжеловодные реакторы под давлением (PHW или PHWR); 
в) тяжеловодный парогенерирующий реактор (SGHWR); 
3)  газоохлаждаемые реакторы: 
а) газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем 
(GGR); 
б) усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы (AGR); 
в) высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTGR); 
4) реакторы смешанного типа: 
а) легководные кипящие реакторы канального типа с графитовым замедлителем, например РБМК (реактор большой мощности канального типа); 
б) тяжеловодные газоохлаждаемые реакторы (GCHWR). 
Реакторы на быстрых нейтронах (РБН, FBR): 
а) реакторы с жидкометаллическим теплоносителем (LMFBR); 
б) реакторы с газовым теплоносителем (GCBR). 
Некоторые характеристики ядерного топлива, использующегося в 
энергетических реакторах, приведены в табл. 1.1 [1, 2]. 

8

Таблица 1.1  
Характеристика ядерного топлива энергетических реакторов 

Характеристика  

топлива 

Реакторы на тепловых нейтронах 

Реакторы 

на быстрых 

нейтронах 

Легководные 

водо-водяные 

Тяжеловодные  

водо-водяные 
Газоохлаждаемые 
Смешанного 

типа (РБМК)
ВВЭР, 

PWR 

ВК, 

BWR 
HWR 
SGHWR 
GGR 
AGR 
HTGR 

Вид топлива 
UO2  

(U, Pu)O2 UO2 

UO2 

Uмет 

Th 

UO2 
Uмет 

UO2 
UO2 
(U, Th)O2 

(U, Th)C2 

Uмет 

UO2 

UO2 

(U, Рu)O2 

Делящиеся  

материалы:  

содержание  

в исходном  

топливе 235U, % 

3...4,5 
2...3 
Природ
ный 
1,8...2,2 
Природ
ный 
1,6 
~10 или 93
1,6...2,4 
20...30 % 

РuO2 

Cодержание  

в отработавшем 

топливе 235U, % 

0,7...1,3 0,8...0,9 0,2...0,3 
0,8 
0,2...0,3 
0,7...0,9
~50 
0,3...0,4 
... 

Глубина выгорания, 

МВт·сут/т 

12 000... 

40 000 

До 

30 000

7000... 

9300 

19 000... 

21 000 

2900... 

4200 
18 000 
100 000...

130 000 

18 000... 

30 000 

60 000... 

120 000 

9