вернуться назад
В.Ф. Горн,
директор радиохимического завода (Озёрск)
С.Н. Кириллов,
гл. технолог (Озёрск)
Д.Н. Колупаев,
генеральный директор ГХК (Железногорск)
ПО «МАЯК»: ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ТЕХНОЛОГИЙ ЗАВОДА РТ-1
директор радиохимического завода (Озёрск)
С.Н. Кириллов,
гл. технолог (Озёрск)
Д.Н. Колупаев,
генеральный директор ГХК (Железногорск)
Радиохимическое производство химического комбината «Маяк» было создано в 1948 году с целью наработки оружейного плутония. В последующие годы аналогичные по задачам производства вступили в действие на Сибирском химическом комбинате (Томск) и Горно-химическом комбинате (ГХК, г. Красноярск).
В 60-е годы прошлого века возникла потребность организации переработки высокообогащенного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) промышленных реакторов, расположенных на площадках «Маяка», СХК и ГХК. Решено это было сделать на «Маяке». Так произошла централизация в рамках отрасли переработки высокообогащенного ОЯТ промышленных реакторов.К этому времени на «Маяке» уже работали два радиохимических завода, расположенных в непосредственной близости друг от друга: первенец – завод «Б» и новое мощное радиохимическое производство – завод «ДБ». Примерно к 1960 году практически вся производственная программа обеспечивалась заводом «ДБ», и, таким образом, имелись предпосылки к закрытию первого в стране радиохимического завода.
Последовательно реализуя программу развития атомной энергетики, отрасль столкнулась с задачей безопасного обращения с энергетическим ОЯТ. Генеральным направлением была принята стратегия замыкания ядерно-топливного цикла (ЯТЦ). Так возникла необходимость создания производства по переработке (регенерации) ОЯТ энергетических реакторов, а также транспортных и исследовательских реакторов.
Принятие Правительством решения о создании нового производства на «Маяке» было логичным: наличие высококвалифицированного персонала, свободные радиохимические мощности, практика переработки высокообогащенного ОЯТ промышленных реакторов.
Строительство перерабатывающего комплекса РТ-1 началось в 1967 году, а в декабре 1971 года в бассейн-хранилище была принята первая партия энергетического ОЯТ. В 1977 году были пущены в эксплуатацию первая и вторая перерабатывающие технологические цепочки измельчения и растворения ОЯТ, и была начата переработка энергетического (ВВЭР-210, 365, 440) и военно-морского ОЯТ (ОЯТ транспортных реакторов). В 1988 году была пущена в работу третья технологическая нитка.
Современная ситуация
На данный момент в мире ведётся промышленная переработка ОЯТ на предприятиях Франции, Великобритании и России. Находится в стадии пусковой отладки завод в Японии.
Все эти перерабатывающие предприятия используют аналогичные технологические процессы, такие как: промежуточное хранение ОЯТ под водой, механическое измельчение отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС), извлечение ценных элементов с помощью Пурекс-процесса (процесс жидкостной экстракции), остекловывание жидких высокоактивных отходов (ВАО), и др. Однако каждое из этих предприятий имеет свои особенности организации технологии, порой существенно отличающиеся.
Главной отличительной чертой завода РТ-1 является широкий спектр, перерабатываемого топлива. На РТ-1 осуществляется переработка облучённого ядерного топлива:
• энергетических реакторов (легководных ВВЭР-440 и на быстрых нейтронах БН-600);
• реакторов транспортных судовых установок ледокольного флота и ВМФ;
• промышленных реакторов;
• исследовательских реакторов.
Как было отмечено выше, технология РТ-1 использует многие апробированные в мировой практике процессы, но имеет и ряд отличительных особенностей:
1. Универсальность трёх технологических цепочек, позволяющая не только перерабатывать различные виды топлива на каждой из них, но и реализовывать схемы совместной переработки разных ОТВС.
2. Извлечение нептуния в ходе экстракционной переработки ОЯТ с целью обеспечения его отдельного хранения и наработки из него по мере необходимости радиоизотопной продукции.
3. Получение уранового регенерата как товарной продукции с целевым обогащением по урану-235 путём смешения урана от переработки различных видов ОЯТ.
4. Выделение из хвостовых растворов ОЯТ различных элементов с целью производства радиоизотопной продукции (цезий, стронций, прометий, америций, криптон и др.)
На рисунке 1 в упрощённом виде представлена технологическая схема завода.Целевыми продуктами переработки ОЯТ являются:
• гексагидрат уранилнитрата с номинальным обогащением по урану-235 до 3,1 %, получаемый путём упаривания азотнокислого раствора урана, используется для изготовления топлива реакторов РБМК;
• триураноктаоксид урана (закись-окись урана) с обогащением по урану-235 от 10 до 76%, получаемый путём аммиачного осаждения и последующей прокалки осадка, используется для изготовления топлива быстрых реакторов;
• диоксид плутония, получаемый путём оксалатного осаждения и последующей прокалки осадка, в настоящее время хранится в специализированных хранилищах. В перспективе планируется использование выделенного плутония для производства МОКС-топлива для быстрых реакторов.
Помимо названных целевых продуктов технологическая схема завода предусматривает полномасштабное выделение нептуния и радиоактивного йода с целью их локализации.
В отличие от зарубежных перерабатывающих предприятий в России регенерированный уран в полном объёме поставляется на предприятия ядерного топливного цикла для производства ядерного топлива для АЭС.
Для потребностей радиоизотопного производства производится выделение из облучённого топлива криптона (Kr-85), стронция (Sr-90), цезия (Cs-137), америция (Am-241), прометия (Pr-147) и др. радионуклидов.
Важной стороной работы завода РТ-1 является организация безопасного обращения с радиоактивными отходами.
С 1987 года на заводе ведётся эксплуатация комплекса остекловывания. Основная задача данного производства – иммобилизация ВАО и части отходов средней активности (САО) в натрийалюмофосфатном стекле.
Основное оборудование установки – это печь прямого электрического нагрева типа ЭП-500 с номинальной производительностью 500 л/час по исходному раствору. Это печь непрерывного действия с рабочим объёмом 5,5 м3 по стеклу. На рисунке 2 изображен общий вид печи остекловывания.
1 – газоход; 2 – корпус;
3 – подвесной свод;
4 – питатели;
5 – под варочной зоны;
6 – приямок;
7 – перегородка;
8 – электроды переточной зоны;
9 - бакоровая часть порога;
10 – шамотная часть порога;
11 – под накопительной зоны;
12 – шамотная кладка;
13 - сливное устройство;
14, 15 – токоподводы накопительной зоны;
16 – шамотная кладка пода;
17 – трубы охлаждения порога;
18 - переточный канал;
19, 22, 23, 25 – токоподводы варочной зоны;
20 - бакоровая кладка пода;
21 – трубы охлаждения корпуса печи;
24 – песчаная засыпка;
26 – кирпичная кладка;
27 – бакоровая кладка
За период с 1987 года по февраль 2010 года на установке было остекловано более 28 000 м3 жидких высокоактивных ВАО, и тем самым переведено в безопасное иммобилизованное состояние около 620 млн. кюри активности. В настоящее время эксплуатируется 4-я по счёту печь, ведутся работы по созданию 5-й печи типа ЭП-500.
В качестве перспективного направления развития технологии остекловывания с учетом изменения характера перерабатываемых ВАО специалисты предприятия рассматривают двустадийную технологию с использованием холодного тигля с индукционным нагревом в качестве плавителя. В настоящее время ведутся стендовые работы по испытанию и выбору основных единиц технологического оборудования разрабатываемого процесса.
В 1996 году на заводе была пущена в эксплуатацию промышленная установка фракционирования. Основной причиной развития работ в этом направлении явилось большое количество накопленных в предыдущие годы высокоактивных растворов сложного солевого состава, прямое остекловывание которых было невозможно. Помимо этого технология фракционирования дала возможность высокопроизводительно извлекать из ВАО цезий и стронций для производства радиоизотопных источников.
На рисунке 3 представлена принципиальная технологическая схема установки фракционирования.
На установке фракционирования до 2007 года применялась технология экстракционного извлечения концентратов цезия и стронция из азотнокислых высокоактивных растворов с помощью дикарболлида кобальта как экстрагента и осадительная технология извлечения трансплутониевых и редкоземельных элементов. В настоящее время совместно со специалистами НПО "Радиевый институт" прорабатывается вопрос внедрения комплексной системы фракционирования с целью минимизации количества ВАО, подлежащих остекловыванию, и повышения экономической эффективности обращения с радиоактивными отходами на РТ-1. Задачи, стоящие перед заводом
Основными задачами на сегодняшний день являются:
• повышение уровня безопасности существующего перерабатывающего производства путём замены части оборудования на более безопасное и внедрения современных систем контроля технологических процессов;
• повышение уровня экологических показателей производства.
Направления развития
Основными перспективными направлениями развития комплекса РТ-1 являются:
• развитие технологий по обращению с радиоактивными отходами;
• расширение номенклатуры перерабатываемого ОЯТ;
• апробация и внедрение новых перспективных технологических процессов.
С целью организации переработки жидких среднеактивных отходов в полном объеме в настоящее время ведутся работы по сооружению комплекса цементирования проектной мощностью до 2000 т в год по компаунду с вводом в эксплуатацию в 2014 году.
С 2009 года ведутся работы по созданию на предприятии комплексной системы по обращению с твердыми радиоактивными отходами (ТРО) всех видов. В результате планируется создание ряда установок по переработке ТРО и подготовке кондиционированных ТРО к долговременному хранению (или захоронению).
Ведётся подготовка к строительству приповерхностного модульного хранилища твёрдых низко- и средне-активных отходов вместимостью 10000 м3.
Расширение номенклатуры перерабатываемого ОЯТ призвано решить три основные задачи:
1. Переработать накопленное в ограниченном количестве ОЯТ, неперерабатываемое в настоящее время, с целью окончательного решения проблемы безопасного обращения с ним. Из энергетического топлива таковым является ОЯТ реакторов АМБ (Белоярская АЭС) и ЭГП-6 (Билибинская АЭС). В основной же своей массе (по количеству видов) – это ОЯТ исследовательских реакторов. Количество типов такого топлива исчисляется десятками.
2. Обеспечить переработку накопленного дефектного ядерного топлива всех видов. Наиболее проблемными типами здесь являются ОЯТ АМБ (в силу больших габаритных размеров ОТВС) и ОЯТ реакторов РБМК (большое количество дефектных ОТВС).
3. Обеспечить оптимальную загруженность производственных мощностей РТ-1, что делает переработку всех видов перерабатываемого ОЯТ экономически более привлекательной.
В плане развития новых технологий переработки ОЯТ комплекс РТ-1 имеет значительное преимущество в сравнении с другими аналогичными призводствами – гибкость построения технологической схемы и, тем самым, возможность апробации новых технологических процессов в условиях действующего производства.
В ближайшее время на заводе предстоит апробация новых технологических процессов в трех направлениях:
• освоение технологии переработки отработавшего уран-плутониевого (МОКС) топлива;
• совершенствование основных процессов переработки ОЯТ;
• получение готовой продукции в виде диоксида плутония керамического качества для обеспечения нового полномасштабного производства МОКС-топлива для реакторов на быстрых нейтронах.
Роль завода РТ-1 в рамках отрасли
Масштабность и сложность задач, стоящих перед "Росатомом" на пути создания передовой атомной энергетики, определяет необходимость эффективного решения задачи организации замкнутого ЯТЦ. Полноценное решение этой задачи возможно только на основе четкой и эффективной координации работы различных предприятий.
Размещение объектов ЯТЦ будущего может и должно учитывать объективные показатели по каждому из предприятий и потенциальные возможности этих предприятий. Очевидно, что в центре сотрудничества в области создания эффективного ядерно-топливного цикла должны стоять три предприятия «Маяк», ГХК и СХК.
Роль «Маяка» в отраслевой кооперации определяется традиционно высоким потенциалом предприятия и уровнем технологий завода РТ-1, имеющихся сегодня и планируемых к внедрению в ближайшей перспективе.
«Маяк» готов обеспечить решение актуальных задач, стоящих перед отраслью, реализуя следующие направления деятельности:
• переработка широкого ассортимента «малосерийного» и уникального ОЯТ (как энергетического, так и исследовательского, и в том числе дефектного), – это та сфера деятельности, где требуется гибкость технологии, и задача может быть полностью решена в пределах установленной мощности завода РТ-1;
• исследование и отладка новых технологических процессов переработки ОЯТ в производственных условиях для последующего использования в технологии будущих перерабатывающих производств;
• создание производства МОКС-топлива для быстрых реакторов следующего поколения (нитридная топливная композиция).
Подводя итог вышеизложенному, важно отметить, что развитие технологий РТ-1 может и должно быть неотъемлемой частью создания будущего ядерно-топливного цикла России, сложной задачи, решение которой возможно только при условии эффективной координации в работе основных предприятий отрасли и профильных институтов.
Источник: Горн, В.Ф. ПО «Маяк»: перспективы развития технологий завода РТ-1 / В.Ф. Горн, С.Н. Кириллов, Д.Н. Колупаев // Безопасность окружающей среды. – 2010. – № 1. – Режим доступа: https://www.atomic-energy.ru/technology/33253