Это на порядок уменьшит затраты на его захоронение. Также новый подход будет в десятки раз дешевле для переработки отработанного ядерного топлива, чем использующиеся сегодня радиохимические методы.
При этом он позволит с 99% эффективностью разделить входящие в топливо компоненты, что даст возможность повторно использовать часть из них.
Объемы облученного реакторного графита, образовавшегося в процессе эксплуатации уран-графитовых реакторов, в которых графитовая кладка служит замедлителем нейтронов, достигают около 260 тысяч тонн в мире и порядка 60 тысяч тонн в России. Оптимальной технологии его дезактивации пока нет.
Наибольшую опасность в облученном графите представляет углерод-14 с периодом полураспада 5700 лет, поэтому ученые ищут способ отделять его от других элементов и извлекать из графитовых блоков для безопасного захоронения. В реакторах углерод-14 образуется из-за нейтронного облучения азота-14 из азотно-гелиевой смеси и осаждается на поверхности графитовых блоков.
Ученые из ООО «ИнноПлазмаТех» (Санкт-Петербург) предложили помещать облученный графитовый блок в камеру, заполненную аргоновой плазмой, и удалять углерод-14 за счет распыления ионами аргона с поверхности графита. Одновременно прогрев графитового блока плазмой до температуры порядка 1700°С приводит к тому, что другие радионуклиды перемещаются из графита на поверхность, с которой они также удаляются распылением. Преимущество такой технологии состоит в том, что при ее использовании не образуются вторичные радиоактивные отходы и не нарушается целостность графитовых блоков.
По словам ученых, принципы ионно-плазменной технологии также применимы для переработки отработанного ядерного топлива. Ежегодно из реакторов российских АЭС выгружается около 650 тонн отработанного ядерного топлива, при этом перерабатывается не более 15%, а остальное — захоранивается. Дело в том, что сегодня переработка отработанного ядерного топлива требует большого количества химических процессов, в ходе которых выделяется до 40 химических элементов — продуктов деления. Кроме того, химические методы неизбежно приводят к добавлению в отработанное топливо «чистых» реагентов и образованию значительных объемов вторичных радиоактивных отходов.
По ионно-плазменной технологии таблетки отработанного ядерного топлива помещают в разделительную трубу, оснащенную съемными цилиндрическими вкладышами. Через трубу пропускают инертный газ аргон и с его помощью проводят плазменное разделение отработанной топливной таблетки. Температура вдоль трубы постепенно меняется от 2600°С в месте, где располагается топливная таблетка, до комнатной на конце. Благодаря градиенту температур и различиям в давлении насыщенных паров, разные химические элементы «осаждаются» на разных участках разделительной трубы (съемных вкладышах), поэтому их удается разделить с точностью не ниже 99%. Это позволит, извлекая вкладыши, получить разделенные поэлементно компоненты отработанного ядерного топлива. Некоторые из них, например, уран и плутоний, могут использоваться повторно, другие — применяться в иных отраслях промышленности (например, стронций для «долгоиграющих» бета-вольтаических батарей), а остальные — компактно захораниваться, поскольку вторичные радиоактивные отходы при этом не образуются.
«Предложенный подход позволит на порядок сократить расходы на вывод из эксплуатации уран-графитовых реакторов и в десятки раз удешевить переработку отработанного ядерного топлива, а также сделать ее более экологичной. Следующим этапом развития ионно-плазменной технологии станет решение ряда научных и конструкторских задач: разработка и создание прототипа устройства и проведение работ в условиях, приближенных к реальным, на объектах ядерной энергетики. Технологию ионно-плазменной дезактивации мы запатентовали совместно с ГК "Росатом" и АО "Концерн Росэнергоатом", также начато международное патентование», — рассказала руководитель проекта Анна Петровская, кандидат физико-математических наук, генеральный директор ООО «ИнноПлазмаТех».
