Радиохимична преработка на ОЯГ

При изваждане на ОЯГ от реактора, само около 4% от масата му представляват РАО. В ОЯГ има значително количество U и около 1% Pu, които могат да бъдат рециклирани и използувани като ЯГ.

Има смисъл да се преработят ТОЕ с цел да се извлече по-голямата част от U и Pu за повторна употреба. В допълнение към това, възможно е неголям брой опасни изотопи (с големи периоди на полуразпадане, като изотопите на Am, Np, Cs, Tc, I) да се отделят химически (partitioning)) от останалите отпадъци с цел да се намали радиотоксичността на РАО в дългосрочен план.

След временното отстояване на ОЯГ (първоначално в БОК, а след това в ХОГ), има две възможности за неговата по-нататъшна съдба, които определят основните различия между отворения и затворения ЯГЦ:

· окончателно погребване на ОЯГ без преработка;

· радиохимична преработка на ОЯГ.

По-подробно радиохимичната преработка включва следните етапи:

· химична преработка (регенерация) на ОЯГ в радиохимичен завод;

· превръщане на извлечените в предния етап U и Pu във форма, пригодна за производство на гориво и връщането му в ЯГЦ (напр. конверсия на регенерирания U в UF₆ за дообогатяване, получаване на чист PuO₂ или други плутониеви съединения и пр.);

· концентриране (напр. с изпаряване) и междинно съхраняване на високо-, средно- и нискоактивните отпадъци, получени в резултат на преработката на ОЯГ;

· окончателно погребване на високоактивните отпадъци (ВАО);

· подходящо третиране на средно- и нискоактивните отпадъци.

Най-сложните операции от изброените в този заключителен стадий от ЯГЦ се отнасят до химичната преработка на ОЯГ, дълбокото извличане и пречистване на регенерирания U и Pu от радиоактивните продукти на делене, както и окончателното безопасно погребване на РАО.

Преработка на ОЯГ чрез течна екстракция

Засега единственият усвоен в широки промишлени мащаби метод за химическа преработка на ОЯГ от реакторите, работещи с оксидно гориво е екстракцията на уран и плутоний от водни разтвори на техните нитрати с помощта на течен органичен разтворител. Най-голямо приложение има технологията, наречена пурекс-процес (purex) и първо разработена в 50-те години в САЩ за отделяне на плутоний от гориво с метален уран. Впоследствие този метод е значително усъвършенствуван в посока на намаляване на радиационното въздействие върху екстрагента (което води до радиолиза на използувания органичен разтворител) и за постигане по-дълбоко пречистване на урана и плутония от продукти на делене.

В някои страни се провеждат изследвания и се разработват сухи (безводни) методи за химична регенерация. Такива са флуорирането (т.е. превръщането на U и Pu в газообразни хексафлуориди), пирометалургични методи (разтваряне в стопилка) и др. Предполага се, че сухите методи могат да осигурят по-добри резултати по отношение на степента на пречистване и по икономически показатели в сравнение с течната екстракция. При сухите методи се получават и по-малък обем РАО (главно в твърда форма, която по-лесно се съхранява и консервира).

Схема на основните етапи на подготовка и РХ преработка на ОЯГ по метода на екстракция в течна среда е показана на следващата фигура.

В началото ОЯГ се претоварва под вода в басейни-складове, където касетите се поставят в стелажи и се осигурява необходимото охлаждане.

От басейните касетите постъпват в отделение за разрязване, което е сложен комплекс от машини с дистанционно управление.

Разрязването се осъществява с механични средства: рязане чрез преси или чрез фрези, като предварително се отделят празните (несъдържащи гориво) крайни части на касетите.

На някои места се използува химично отстраняване на циркониевите обвивки на ТОЕ. Недостатък на този метод е образуването на голямо количество радиоактивен отпадък (шлам) 8-10m³/tU. Напоследък се използуват и лазерни методи за рязане.

За по-добра разтворимост ТОЕ се режат на парчета с дължини 15-20mm. Разтварянето става в загрята силна азотна киселина за няколко часа (в зависимост от вида на горивото - за оксидно гориво по-бързо, за метален уран - до едно денонощие). Урановият диоксид се разтваря като уранилнитрат. Получените при това азотни оксиди се улавят и отново се връщат в производствения цикъл.

Основно изискване при разтварянето на ТОЕ е недопускането на верижна реакция. За тази цел се добавят неутронни поглътители (Gd) или се осигурява подходяща безопасна геометрия на съоръжението.

Основната химична реакция е:

Водният разтвор на UO₂(NO₃)₂ след филтриране постъпва на екстракция с разтворители. При този процес разтвореното вещество се разпределя между две несмесващи се течности (водна и органична фази). Във всяка от тези фази отделните компоненти на първоначалната смес се разпределят в различни съотношения, което определя т.нар. коефициенти на рaзпределение. След няколко последователни процеса на екстракция в органичната фаза могат да се концентрират почти 100% от нитратите на урана и плутония, като при това се осигурява необходимият коефициент на пречистване от продукти на делене (до 10⁸ за Pu, около 10⁶-10⁷ за U). По този начин чрез многостепенна екстракция едновременно се постига висока степен на извличане на ЯГ от разтвора и дълбокото му пречистване от примеси (радиоактивни продукти на делене). Тази степен на очистване трябва да бъде такава, че остатъчната радиоактивност на продукта да бъде близка до естествената с цел по-нататък с него да може да се работи без необходимост от биологична защита.

Като екстрагент се използува обикновено трибутилфосфат (ТБФ), разреден с пречистен керосин или друг инертен разредител (както при хидрометалургичното получаване на уран от руда). Главното предимство на ТБФ е способността му за селективно извличане на U и Pu от нитратни разтвори. Самата азотна киселина се очиства чрез дестилация и отново се използува в процеса.

При селективната екстракция с ТБФ продуктите на делене остават почти изцяло във водната фаза, в която постепенно се концентрират като ВАО. Органичната фаза (с U и Pu) се реекстрахира отново към водна фаза с цел по-добро пречистване на U и Pu. В следващия цикъл U се разделя от Pu чрез т.нар. агент-възстановител (четиривалентен уран или двувалентно желязо). По-нататък разтворите с U и тези с Pu се обработват поотделно. Последният цикъл за пречистване е с йонообменни смоли с цел премахване на продуктите на делене (особени трудности при това представляват Zr, Nb, Ru).

Целият пурекс-процес е доста сложен и многостепенен. В крайна сметка се получават регенериран уран (като UF₆, UF₄ или UO₂)  и плутоний (като PuO₂).

РАО при радиохимичната преработка на ОЯГ

В заводите за радиохимична преработка на ОЯГ се получава голямо количество РАО - високо-, средно- и нискоактивни, в твърда, течна и газообразна форма.

Приетата от Международната агенция по атомна енергия (МААЕ, IAEA) класификация включва следните категории:

Категория течни РАО	активност [Bq/l]	Aктивност [Ci/l]
високоактивни	>3.7.10^11	>10
средноактивни	3.7.10^5-3.7.10^11	10^-5-10
нискоактивни	37-3.7.10^5	10^-9-10^-5

Газообразните РАО също се делят на три категории:

Категория газообразни РАО	активност [Bq/m^3]	Aктивност [Ci/m^3]
I	<3.7	<10^-10
II	3.7-3.7.10^4	10^-10-10^-6
III	>3.7.10^4	>10^-6

Освен това, газообразните РАО се подразделят също и по източниците на тяхното образуване и по нуклиден състав, което е важно за определянето на технология за тяхното очистване и консервация. Твърдите РАО се делят също и по мощност на погълнатата доза на повърхността им (за b-g в Gy/h, за a-емитерите в Bq/m²). Те освен това се делят на запалими и незапалими, поддаващи се и неподдаващи се на пресоване. Това е необходимо за определяне на технологиите за по-нататъшната им преработка.

Обща представа за количествата РАО, образувани при РХ преработка на 1t ОЯГ при средна дълбочина на изгаряне 33GW.d/tU от леководни реактори дава следната таблица:

РАО	обем [m^3/t]	забележка
газообразни (^3H, ^85Kr, ^131Xe, ^129I, ^131I)		при разрязване и разтваряне на ТОЕ
течни ВАО	0.8-1.3	след първия екстракционен цикъл
течни средноактивни	1.0-2.0	след изпаряване и смесване
течни нискоактивни	2-5
твърди ВАО	0.6-1.0	парчета от ТОЕ
твърди средно- и нискоактивни	5-6	крайни детайли на касетите, използувано оборудване, облекло и др.

Обработка на РАО при РХЗ

Течни ВАО

Основен източник на ВАО при РХ регенерация на ядреното гориво е първият цикъл на пречистване на ОЯГ по пурекс-метода, при което във водно-киселия разтвор остават почти всички нелетливи радиоактивни нуклиди.

Тези азотнокисели разтвори се съхраняват обикновено в големи съдове (бакове) от неръждаема стомана с двойни стени, които се поместват в бетонни камери. Тези съдове имат системи за топлоотвеждане (серпантини или охлаждащи кожуси). В някои случаи те са снабдени с циркулатори за разбъркване на разтвора с въздушни струи. В случай на изтичане на разтвори са предвидени резервни съдове, в които да се прелее съдържанието на основните.

Технологията на съхраняване на киселинни разтвори в съдове от неръждаема стомана е добре разработена. Тя обаче изисква непрекъснато обслужване: охлаждане, разбъркване, дозиметричен контрол. Смята се за разумно след изтичане на известен срок (например след 20-30 години), когато общата активност и енергоотделяне станат достатъчно ниски, течните ВАО да се втвърдят чрез калциниране, включване в боросиликатни или фосфатни стъкла и др. Включването на ВАО в битуми е евтино и осигурява безопасно съхранение в плитки хранилища и дори на открито, но е допустимо само за ВАО с активност до 10 Ci/l. Веществото на втвърдителя трябва да бъде химически инертно, неразтворимо, да не се излужва (екстрахира), да не съдържа летливи вещества и да има добра топлопроводност.

Средно- и нискоактивни РАО

Течни РАО със средна активност се образуват главно от разтворите на екстракционния цикъл (след първия), при очистване на газообразните фази (разтворите за промиване), при изпаряване на нискоактивните течни РАО, при очистване на екстрагента и при дезактивация на оборудването. Тези разтвори съдържат главно ⁹⁵Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁰⁶Ru.

Обемът на течните САО се намалява 20-30 пъти чрез изпаряване. При това се получава значително количество кондензат (около 40m³/t ОЯГ), който е нискоактивен РАО. Този кондензат след известно разреждане и съответна обработка може да се изхвърли в околната среда поради малката остатъчна концентрация на радиоактивни нуклиди. Очевидно при това трябва да се спазват строго правилата на радиационна безопасност и съответните норми. САО съдържат и много малки количества от някои дългоживеещи нуклиди: ¹³⁷Cs, ⁹⁰Sr, ³H, ¹⁰⁶Ru.

Твърдите САО се образуват от обвивките на ТОЕ, детайли на касетите, различни органични  почистители и пр. В тях може да остане до 1% от преработения U или Pu. Те се пресоват или разтопяват с цел намаляване на обема им и се съхраняват или в циментиран вид, или в басейни под вода.

Нискоактивните твърди РАО са главно материали с индуцирана радиоактивност (детайли от касетите и от оборудването) или замърсени материали, инструменти и облекло, както и отпадъци от дезактивацията. Такива твърди отпадъци се съхраняват в специални хранилища.

Всички течни РАО се концентрират с цел намаляване на обема, поевтиняване на транспорта и съхранението им и ограничаване на възможностите за попадането им в околната среда. С изключение на ВАО те се включват в цимент, битум или някакви полимерни материали. Така втвърдени, те се съхраняват в бункери или на други места при осигуряване на биологична защита и липса на досег с влага.