ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Получение радионуклидов — осколков деления ядерного топлива из "Изотопы Свойства получение применение Том1" Введение. Существует давний спор о том, что более ценно в работе АЭС — электрическая энергия или вторичные продукты её деятельности искусственные стабильные и радиоактивные изотопы. Среди специалистов, занятых физикой и техникой реакторов, бытует представление о том, что атомные станции приносят прибыль исключительно за счёт выработки электроэнергии. Однако это мнение весьма далеко от реального положения вещей. [c.513] В начале девяностых годов по инициативе американского Совета по энергетическим проблемам ( oun il for Energy Awareness) было предпринято детальное исследование влияния ядерных и радиационных технологий (за исключением оборонных) на национальную экономику США [1]. Оно состояло из двух частей. В одной рассматривались только применения радиоактивных материалов в промышленности, медицине и научных исследованиях, в другой — собственно ядерная энергетика, то есть выработка электроэнергии на АЭС. Результаты удивили как авторов отчёта, так и заказчиков. Во-первых, масштабом цифр. Оказалось, что суммарный годовой объём бизнеса, связанного с применением радионуклидов в Соединённых Штатах, составил в 1991 году 257 млрд долларов. Во-вторых, эта сумма оказалась в три с половиной раза выше полной стоимости ядерной электроэнергии (73 млрд долларов). Радионуклиды используются в восьмидесяти различных отраслях, этой деятельностью занято 3,7 млн человек почти пятисот специальностей, что составляет около трёх процентов всех работающих в США. Суммарный валовой продукт в 330 млрд долларов означает, что ядерно-энергетический и радиационный комплекс США как бы является одиннадцатой по величине промышленной державой мира. При этом стоимость самих радионуклидов составляет лишь малую долю полного оборота. [c.514] О масштабах выгрузки ОЯТ из энергетических реакторов и объёмах его переработки можно судить по данным за 1997 г. [6]. Суммарная выгрузка отработавшего ядерного топлива на энергоблоках достигла 10,5 тыс. тонн. Из них переработано 3040 т, получено около 2,3 т плутония, произведено около 9 т смешанного уран-плутониевого топлива. По прогнозам, в ближайшем будущем объём переработки останется близким сегодняшнему. [c.515] Масштабная переработка ОЯТ ведётся во Франции — 1600 т/год (заводы в Маркуле на мысе Аг), в Великобритании — 1200 т/год (завод в Селлафил-де). В значительно меньших объёмах отработавшее топливо перерабатывается в Японии (100 т/год) и Индии (220 т/год). [c.516] Выделение продуктов деления. Методы, разработанные для переработки облучённого ядерного топлива, делятся на два больших направления водные (гидрометаллургические) и сухие (пирохимические) методы. К водным методам относятся осадительные, экстракционные, хроматографические из группы сухих методов в технологии получения радионуклидов используется лишь сублимация. [c.516] Благодаря избирательности, быстроте и простоте технологии экстракционный метод переработки ОЯТ считается наиболее современным. Экстракционные процессы имеют ряд преимуществ перед осадительными методами. Прежде всего, переход вещества в органическую фазу сравнительно мало зависит от его исходной концентрации и может быть осуществлён практически из весьма разбавленных растворов, что позволяет извлекать микроколичества вещества. Экстракционное равновесие устанавливается, как правило, быстро (в течение нескольких минут), и процесс проводится при умеренных температурах. Используется очень простое и компактное оборудование. При экстракционной переработке резко сокращаются объёмы сбросных высокоактивных растворов. Кроме того, наличие жидких фаз позволяет легко осуществить экстракцию в виде высокопроизводительного противоточного процесса, оснащённого современными средствами автоматизации. [c.516] Радиохимическая переработка ОЯТ способствует сохранению природных ресурсов. Отработавшая топливная кассета, выгруженная из реактора, всё ещё содержит ценные компоненты, среди которых продукты деления составляют всего 3% от общей массы отработавшего топлива, а содержание урана и плутония в этом топливе равняется соответственно 96% и 1 %. [c.516] Уран в отработавшем топливе по-прежнему присутствует в виде обогащённого урана с содержанием изотопа 0,8-0,9%. Количество делящихся изотопов плутония в этом топливе близко к 70% от общей массы Ри. Утилизируемый энергетический потенциал 1 г плутония при его рецикле в существующих ЛВР составляет не менее 1-2 т условного топлива. [c.516] Обычно ОЯТ выдерживается в пристанционных хранилищах не менее года. За это время короткоживущие продукты деления в значительной степени распадаются, и общая активность ядерного топлива снижается примерно в 100 раз [4]. Такая выдержка или охлаждение топлива необходима, поскольку непосредственно после извлечения из реактора его активность столь высока, что вызывает серьёзные затруднения при переработке, связанные с радиационными повреждения реагентов, необходимостью увеличения толщины биологической защиты и т. д. В выдержанном ядерном топливе основную долю активности составляют радионуклиды 2г, Nb, 5г, Ки, КЬ, У, Еа, Се, Рг, N(1, Рт, Ва, Те, 1, Сз. Более длительная выдержка ОЯТ нецелесообразна, поскольку дальнейшее уменьшение активности продуктов деления происходит уже значительно медленнее. Выдержанное топливо подвергается химической переработке с целью регенерации урана и извлечения накопившегося плутония. Одновременно с этим из топлива извлекаются и осколочные радионуклиды, представляющие интерес для практического использования в промышленности, медицине или научных исследованиях. [c.517] Важнейшее практическое значение продуктов деления связано с возможностью их использования в качестве источников излучения для различных целей. Среди продуктов деления по величине периода полураспада и относительной распространённости выделяются Сз и 5г. [c.517] Второе место после цезия по объёму производства осколочных радионуклидов занимает 5г (вместе с дочерним У), который представляет собой чистый 5-излучатель с наиболее высокоэнергетическим излучением — 2,3 МэВ. Кроме Sг в продуктах деления содержится также короткоживущий находящий в настоящее время широкое применение в медицине [7. [c.517] Излучение осколочных радионуклидов используется в промышленной и медицинской радиографии, в специальных облучателях, предназначенных для исследовательских целей, в толщиномерах и уровнемерах, для облучения пищевых продуктов и медикаментов с целью стерилизации, при осуществлении химических процессов в промышленности и т.д. Облучатели с успешно конкурируют с рентгеновскими установками в медицине в области терапии. Преимущество радионуклидов связано с простотой применяемых устройств, отсутствием необходимости в снабжении электроэнергией, возможностью придавать источнику излучения любую форму, постоянством спектра излучения, простотой и дешевизной обслуживания. [c.518] За последние годы получило значительное развитие применение радионуклидов в качестве источников тепловой и электрической энергии. Радиоактивные источники тепла обладают многими преимуществами они выделяют тепло со скоростью, которую можно точно рассчитать, и в течение длительного времени, не нуждаясь в каком-либо наблюдении и уходе, без внешних коммуникаций и без заметных изменений в физическом или химическом состоянии источника. Наиболее разработаны радионуклидные термоэлектрические генераторы (РИТЭГ), где используется термоэлектрический метод преобразования энергии радиоактивного распада в электрическую энергию. Основной областью применения РИТЭГ является энергообеспечение бортовой аппаратуры космических летательных аппаратов, навигационных и метеорологических наземных и морских станций. [c.518] В составе Лунохода-1 (1970) РИТ ВЗ-70-4 проработал 322 сут и в составе Лунохода-2 (1973) — 220 сут. [c.519] В последнее время проводятся исследования по созданию разнообразных источников света (РИС) на основе газообразного трития и Кг. В частности в НПО Радиевый институт для нужд авиации созданы аэродромные светосигнальные комплексы на основе газообразного трития [10]. Исследования и разработки конструкции радиолюминисцентных источников света с газообразным нуклидом начаты ещё в 1985 году. В настоящее время имеются все необходимые условия для их серийного выпуска [3, 12. [c.519] В 80-е годы крупное промышленное производство Мо кроме Канады было сосредоточено в Бельгии и Германии (Россендорф и Карлсруэ). Предпринимались попытки организовать его и во Франции. Одной из причин закрытия производства Мо в Карлсруэ и в Россендорфе явилось большое количество радиоактивных отходов, образующихся в результате переработки облучённых урановых мишеней и выделения из них молибдена. [c.521] Наличие в Южно-африканской республике ядерного реактора SAFARI-1 позволило с апреля 1993 года наладить выпуск до 1000 Ки Мо в неделю вблизи г. Претория для производства генераторов технеция-99т для собственного потребления и для продажи в Индию, Китай и на Тайвань. Созданное производство уже сейчас может обеспечить 15-20% текущей потребности мирового рынка в Mo, а при необходимости выйти на уровень до 10000 Ки Мо/неделя, в случае возможных аварий и остановок производства Мо в других странах [21, 22]. [c.521] Вернуться к основной статье