ПЕРЕРАБОТКА ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АЭС И ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ НА ПО «МАЯК»

Аннотация

На заводе РТ-1 ПО «Маяк» с 1977 г. перерабатывается отработавшее ядерное топливо АЭС с ВВЭР-440, БН-600, реакторов энергетических судовых установок флота, исследовательских реакторов. Почти 20-летний опыт эксплуатации первого радиохимического завода России показал высокую надежность технологии и оборудования. Концепция замкнутого топливного цикла реализована в линии урана, который после очистки поставляется в виде сплава уранил-нитрата на заводы- изготовители топлива для РБМК. Выделенный в процессе регенерации топлива плутоний в форме диоксида направляется на хранение и по своим качествам пригоден для изготовления смешанного уран-плутониевого топлива для быстрых реакторов. В докладе приведены показатели по объемам поставки отработавшего топлива и его переработки на заводе РТ-1 за последние 8 лет. В процессе переработки топлива на всех стадиях технологического процесса образуются жидкие радиоактивные отходы разного уровня активности — высоко-, средне- и низко-активные, соотношение которых оценивается как 1,4 и 95%. По данным статистического анализа за период 1988—1995 гг. всех показателей технологии рассчитан абсолютный и удельный объем жидких отходов, приходящийся на 1 т урана, от ТВС ВВЭР-440 и БН-600. Рассмотрены пути утилизации жидких отходов в зависимости от активности, солесодержания, содержания делящихся материалов. Все высокоактивные отходы после упаривания подвергаются отверждению остекловыванием, среднеактивные будут перерабатываться битумированием, низкоактивные после очистки на ионообменных смолах до ПДК сбрасываются в открытую гидрографическую сеть. Рис. 2, табл. 3.