Разделить неделимое

Почему проблема фракционирования ВАО стала такой актуальной в последние годы?

Для начала дадим определение термину «фракционирование».

Под фракционированием понимают разделение веществ по одинаковым/однородным физическим, химическим или другим свой­ствам или состояниям. Фракционирование — это сортировка.

Для чего нужно фракционирование? В процессе работы ядерного реактора образуются продукты деления, некоторые из них радиоактивны, другие — стабильны. Хранить стабильные элементы совместно с радиоактивными экономически невыгодно, так как увеличиваются объемы радиоактивных отходов (РАО). Объемы накопленного ОЯТ значительны и продолжают расти. Так что перед всем «ядерным клубом» остро стоит вопрос: что с ним делать? Есть два пути решения: хранение/захоронение или переработка. Есть много аргументов за и против переработки. На мой взгляд, переработка ОЯТ целесообразна только с применением фракционирования.

По всему миру ведется много разработок в области фракционирования, особенно преуспела в этом Франция. При этом, по данным МАГАТЭ, работающие коммерческие заводы (не путать с теми, которые изготавливают МОХ‑топливо) в мире можно пересчитать по пальцам одной руки — они находятся во Франции, Британии и России. Есть пилотный завод в США. Еще несколько заводов строятся в Индии, Японии, Китае, России. И самое интересное: ни на одном из этих строящихся и действующих заводов не предусмотрено фракционирование ВАО: в основном технологический процесс включает только выделение урана и плутония, а образующиеся при этом ВАО помещаются в специальную стеклоподобную матрицу (остекловываются).

Какие именно элементы, помимо урана и плутония, целесообразно выделять из ОЯТ?

Из ОЯТ можно выделить цезий и стронций: тепловыделение этих изотопов в отработавшем топливе порядка 70%. Существующие радиохимические технологии позволяют реализовать эту идею на промышленном уровне. И, как подарок природы, период полураспада основных теплогенерирующих изотопов цезия и стронция не столь велик — всего 30 лет, то есть через 300 лет их активность упадет в тысячу раз. Поэтому наиболее приемлемый вариант обращения с выделенной фракцией — контролируемое хранение. Конечно, 300 лет безопасного контролируемого хранения — очень недешевая задача и вообще немалый срок. 300 лет назад Россией управлял Петр Первый, и в государстве решались совершенно иные проблемы, далекие от проблем переработки и фракционирования ОЯТ.

Далее из ОЯТ целесообразно извлечь минорные актиниды — америций (Am), кюрий (Cm) и нептуний (Np). Это альфа-­активные изотопы, то есть в процессе их распада выделяется альфа-­частица (ядро атома гелия) — наиболее деструктивный элемент с точки зрения повреждения любой матрицы, в которую включаются радиоактивные отходы. По действующему законодательству, допустимо очень маленькое количество включения этих изотопов в стеклоподобную матрицу: буквально щепотку, как приправу, иначе стекло рассыплется при хранении. Поэтому уменьшение содержания минорных актинидов в РАО существенно снижает требования к долговременной устойчивости и объему используемых матриц — а вместе с этим падает и стоимость как подготовки РАО к захоронению, так и самого их захоронения.

Из этих же соображений целесообразно извлекать при переработке ОЯТ технеций (Tc) и цирконий (Zr), так как в их составе есть изотопы, представляющие долговременную экологическую опасность — ⁹⁹Tc и ⁹³Zr.

Заманчивым выглядит извлечение в отдельные фракции при переработке ОЯТ элементов платиновой группы и редкоземельных элементов, принимая во внимание дефицит и дороговизну их стабильных природных аналогов.

После выделения этих изотопов есть несколько путей обращения с ними: хранение, трансмутирование, использование. Удачный вариант использования предложили японские коллеги: из фракции с палладием (Pd) они предлагают выделять радиоактивный изотоп, а стабильный палладий использовать в катализаторах автомобилей.

Расскажите, пожалуйста, подробнее о минорных актинидах, которыми занимается ваша команда.

В нашем случае под проблемными минорными актинидами мы понимаем америций и кюрий, которые образуются при работе реактора и находятся в отработавшем ядерном топливе (упомянутый выше нептуний при переработке ОЯТ легко извлекается совместно с топливными элементами — ураном и плутонием — и без труда может быть включен в качестве добавки в уран-плутониевое ядерное топливо). Через тысячу лет основную опасность будет представлять ²⁴¹Am, у которого период полураспада — 432 года. Это долгоживущий и высокотоксичный элемент. Плюс к этому, при хранении ОЯТ без переработки количество в нем ²⁴¹Am увеличивается за счет распада короткоживущего ²⁴¹Pu (период полураспада — около 14 лет), то есть альфа-­активность ОЯТ растет. Именно поэтому необходимо разумно ограничивать время хранения ОЯТ до переработки. При этом выделенный при переработке ОЯТ плутоний можно включать в топливную композицию, а америций — направлять на трансмутацию, так называемое дожигание.

Другая судьба ждет кюрий. Основная масса этого радиоизотопа в ОЯТ представлена изотопом ²⁴⁴Cm, который имеет период полураспада всего 18 лет, то есть за 100 лет практически весь кюрий трансформируется в плутоний, который можно использовать в качестве топливной добавки в реакторах.

Все эти процессы представляют достаточно серьезную научно-­техническую проблему. Например, выделить и разделить минорные актиниды нужно так, чтобы извлечь 99,9% америция и кюрия из отходов, получить чистый продукт, и все это — с минимальными финансовыми затратами.

Америций с кюрием — это, с точки зрения большинства физико-­химических свой­ств, — братья-­близнецы, причем очень радиоактивные. У них есть еще 14 «братьев» — уже не близнецов, но очень похожих — редкоземельных металлов (лантанидов), практически одинаковых по свой­ствам.

Радиационное воздействие на окружающие материалы и среды только со стороны америция с кюрием превышает радиационное воздействие от всех урана и плутония, находящихся в ОЯТ! В буквальном смысле эти элементы разрушают всё, к чему прикасаются: воду, органические соединения, азотную кислоту и т. д. Именно поэтому сложно найти подходящую технологию для их выделения и разделения.

Какой вариант работы с минорными актинидами рассматривает Россия?

В России сейчас разрабатывается концепция ограничения передачи МА в РАО, то есть дожигания америция и кюрия.

Если для дожигания америция теоретически можно использовать реакторы на быстрых нейтронах, то для кюрия нужны специальные аппараты-­дожигатели. В Росатоме стартовал проект создания исследовательского жидкосолевого реактора — ИЖСР. Главная задача такого реактора — не генерация электроэнергии, а дожигание МА.

Одна из задач проекта «Прорыв» — перерабатывать коротковыдержанное облученное топливо (срок послереакторной выдержки — менее года), выделять при переработке ОЯТ америций и дожигать его в быстрых реакторах. То есть не ждать, пока топливо остынет, а сразу пускать его в оборот.

В реакторе БРЕСТ, разрабатываемом в рамках «Прорыва», планируется формирование так называемой равновесной зоны, в частности по америцию. Предположим, в извлеченном из реактора ОЯТ при штатной перегрузке содержится 15 кг америция. После переработки и выделения америция все эти 15 кг помещаются в свежее топливо и загружаются обратно в реактор. Когда мы в следующий раз вынем ОЯТ из БРЕСТа, в нем будет снова 15 кг америция, т. е. сгорят все излишки.

Кюрий, как я уже говорил, предполагается хранить до образования плутония и потом образовавшийся плутоний вовлекать в ЯТЦ с использованием реакторов на быстрых нейтронах.

Насколько сложно разделить америций и кюрий?

Если говорить о самом разделении, то в нем нет ничего особенно сложного: обычно применяют стандартные процессы, такие как экстракция, сорбция, хроматография, осаждение. Однако промышленная реализация представляет значительные сложности, так как для нее нужны быстрые реакторы или реакторы типа ЖСР.

В проекте «Прорыв» мы предлагаем двухстадийную технологию: сначала выделяется концентрат америция и кюрия, а потом проводится их разделение. Давайте кратко рассмотрим каждую стадию.

На первой стадии мы работаем с рафинатом PUREX — азотнокислым раствором, в котором растворили ОЯТ и выделили уран, плутоний и нептуний. Из этого рафината методом жидкостной экстракции извлекаем америций и кюрий, отделяя их от части редкоземельных элементов (РЗЭ) и практически от всех продуктов деления (цезия, стронция, циркония). Этот способ — совместная разработка ВНИИНМа и Радиевого института им. В. Г. Хлопина, он получил международное признание и запатентован не только в России, но и в США, Китае, Японии, Франции.

Полученный концентрат направляется на вторую стадию технологического процесса. Теперь нужно выделить по отдельности америций, кюрий и РЗЭ. Для этого используется сорбционно-­хромотографический метод разделения на сульфокатионитах, предложенный ИФХЭ им. А. Н. Фрумкина РАН. Его можно сравнить с принципом работы бытового фильтра для очистки воды. Раствор пропускается через специальный фильтр, на нем оседают элементы — в нашем случае это РЗЭ и америций с кюрием, — а «чистый» раствор уходит дальше. Затем с фильтра специальными растворами «смываются» (элюируются) элементы. В этом и состоит главный секрет процесса: элементы двигаются к выходу с разными скоростями. Как на велогонках, когда спортсмены стартуют одновременно, но затем на дистанции образуются группы лидеров, догоняющих и т. д. Как правило, чем длиннее дистанция, тем четче формируются эти группы. В нашем случае так же: чем длиннее установка, тем лучше идет разделение.

Вообще метод хроматографии известен еще с начала ХХ века: его предложил русский ученый-­ботаник М. С. Цвет, который впервые в 1903 году применил явление адсорбции для анализа зеленой части хлорофилловых пигментов листьев.

Идея сорбционно-­хроматографической технологии разделения трансплутониевых элементов появилась в 1960-х годах. На рубеже 1970−1980-х годов в США даже работала промышленная установка по выделению и разделению америция и кюрия. Правда, на первом этапе использовался осадительный метод: сумма РЗЭ, америция и кюрия осаждалась, осадок растворялся, а затем использовалось хроматографическое разделение. Это очень дорогой способ. Установка проработала недолго и была закрыта.

В СССР такую технологию в лабораторном масштабе испытали в 1970-х годах в НИИАРe. Опыт был признан успешным, но промышленного развития не получил.

Почему?

Тогда вопрос переработки ОЯТ с выделением америция и кюрия не стоял так остро. Кроме того, не планировалось строительство реакторов-­дожигателей, в которых можно провести трансмутацию америция и кюрия.

Расскажите, пожалуйста, об установке, которую вы создали. Есть ли другие подобные установки в России? Если да, чем ваша установка отличается от них?

В результате совместной работы с ИФХЭ РАН во ВНИИНМе был спроектирован и изготовлен прототип сорбционно-­хроматографической установки для разделения америция и кюрия. Установка предназначалась для работы в условиях «горячей камеры», т. е. в высоких радиационных полях.

Подобная промышленная установка существует на ПО «Маяк», в основном она используется для выделения изотопа ¹⁴⁷Pm. Эта установка достаточно большая — ее объем около 300 литров; она работает при давлении не более 5 атм, что накладывает существенные ограничения на ее производительность. В 2015 году на этой установке был проведен эксперимент по разделению америция и кюрия. На финальной стадии загрузка составила 119 граммов трансплутониевых элементов (14 граммов кюрия и 105 граммов америция). Выход чистого америция составил около 55%. Процесс аффинажа занял более 120 часов.

Вторая опытная установка — УХВД‑100 (установка хроматографическая высокого давления — 100 атм) — создана специалистами ИФХЭ РАН. Однако она не приспособлена для работы в «горячих камерах» и использовалась для отработки процесса, в том числе корректировки его математического описания.

Результаты, полученные в результате эксплуатации этих установок, легли в основу проекта промышленной установки для модуля переработки ОЯТ, создаваемого в рамках «Прорыва» на площадке СХК. По расчетным данным, для указанной установки при загрузке 780 граммов трансплутониевых элементов (из них 80 граммов кюрия, 700 граммов америция) выход чистого америция составит не менее 80%. При этом весь процесс аффинажа занимает около 20 часов.

Ввиду отсутствия в России опыта эксплуатации в радиохимии установок высокого давления необходимо было подтвердить заявленные параметры. Для этого в 2019 году на базе АО «ВНИИНМ» на установке, созданной там же, был проведен эксперимент по разделению америция и кюрия с использованием граммовых количеств элементов. В результате мы не просто подтвердили заложенные в проект параметры, а получили даже лучший результат. Нам удалось выделить более 96% америция с чистотой 99,9%, т. е. был получен продукт, который можно сразу включать в топливо.

Если сравнивать работу установок на ПО «МАЯК» и в АО «ВНИИНМ», то можно констатировать следующее: установка ВНИИНМа работает как минимум в шесть раз быстрее, при этом создавая в 20 раз меньше отходов в виде используемого в технологическом процессе сорбента — ионообменной смолы.

Чем вы занимались в этом году и каковы планы на ближайшее будущее?

В 2020 году мы, в частности, занимались изучением побочного продукта аффинажа — отработанной ионообменной смолы. Анализ выгруженного из колонн отработанного сорбента позволил отнести его к высокоактивным отходам (ВАО). Мировой опыт обращения с подобными сорбентами показывает, что это дело весьма хлопотное и очень дорогое. Мы разработали процесс переработки данного сорбента.

Кроме того, мы начали работу по созданию новой, пока лабораторной, установки, и надеемся доделать ее к 2021 году. Вместе с действующим прототипом (хроматографической установкой) новая установка реализует полный технологический цикл, позволяющий получить разделенные целевые продукты (америций, кюрий) и удобные для последующего обращения радиоактивные отходы. То есть после переработки смолы категория образующихся РАО будет понижена, например, до среднеактивных (САО).

Кроме того, совместно с ООО «КПОЯК» мы строим новый полномасштабный опытно-­промышленный модернизированный образец нашей сорбционно-­хроматографической установки. На полномасштабном макете мы собираемся отработать все режимы работы установки, как штатные, так и аварийные. На первом этапе мы предполагаем частичную автоматизацию операций. К концу 2020 года у нас должен быть готов первый вариант установки, а к концу 2023 года — уже полностью рабочая установка.

Правильно ли я понимаю, что созданная во ВНИИНМе хроматографическая установка универсальна и может работать с любым ОЯТ из любого вида реактора — неважно, ВВЭР это или БРЕСТ?

Да, все верно. Более того, методом хроматографии можно, естественно, разделять не только кюрий и америций. Поскольку данная технология является достаточно компактной, малоотходной и очень быстрой, а тепловыделение и активность перерабатываемых продуктов для нее не проблема, с ее помощью, в частности, можно выделять калифорний. Так что промышленное внедрение нашей установки может иметь большие перспективы. Например, в установку можно «зарядить» рафинат с редкоземельными металлами, кюрием и калифорнием, а на выходе получить чистый калифорний. При этом никакой модернизации не потребуется. Напомню, калифорний — это один из самых дорогих радиоактивных элементов на Земле. Сейчас наработкой калифорния занимаются только в двух местах на планете — в димитровградском НИИАРе и HFIR в Окриджской национальной лаборатории США.