В МГУ нашли способ извлекать больше урана из отработавшего ядерного топлива
Здание Московского государственного университета имени М. В. Ломоносова. Архивное фото
Сотрудники химического факультета МГУ имени Ломоносова нашли новый способ для эффективного извлечения урана-235 из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), что, как ожидается, даст экономические преимущества для дальнейшего использования этого главного изотопа урана в атомной энергетике и поможет снизить риски, связанные с утилизацией радиоактивных материалов, сообщила пресс-служба МГУ.
Вопросы переработки топлива, «отслужившего» свой срок в ядерных реакторах, становятся особенно актуальными в связи с освоением в России технологий замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). В таком цикле расширится воспроизводство ядерного «горючего» и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, исключающая необходимость добычи природного урана в больших объемах.
Также появится возможность сокращать количество и биологическую опасность радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ОЯТ — самые опасные вещества, так называемые минорные актиниды, планируется «выжигать» в реакторах на быстрых нейтронах. Так можно будет, как образно говорят атомщики, «вынуть две ключевые занозы» нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и отложенной проблемой ОЯТ.
Переработка ОЯТ и выделение из него ценных ядерных материалов – это ключевой этап, необходимый для замыкания ядерного топливного цикла.
«После того, как отработавшее топливо извлекают из реактора, из него выделяют уран и плутоний, чтобы снова использовать их как источник энергии. Помимо этих двух элементов, извлекают различные высокоактивные элементы (например, америций и кюрий). Это необходимо для того, чтобы захоронить отходы с меньшей радиоактивностью», – рассказала один из авторов работы, сотрудник кафедры радиохимии химического факультета МГУ Светлана Гуторова.
Сейчас для переработки урана и плутония на предприятиях применяют технологию PUREX (от англ. plutonium-uranium recovery by extraction: сначала их извлекают из топлива, а затем разделяют с помощью окислительно-восстановительной реакции в смеси водной и органической фаз. Но это не очень удобный процесс для реализации задач замыкания ядерного топливного цикла.
Одна из альтернатив – GANEX-процесс (от англ. group actinide extraction, групповое извлечение актинидов). Технология представляет собой двухступенчатую схему: на первом этапе из отработавшего ядерного топлива селективно выделяют уран, а затем извлекают минорные актиниды. Но для успешной реализации этой схемы надо подобрать селективные экстракционные агенты с высокой емкостью (то есть способные «захватывать» большие количества нужных химических элементов).
Ранее ученые химического факультета МГУ предложили на роль такого «добытчика» соединение на основе фенантролина – азотсодержащего полициклического соединения.
Сейчас коллектив сотрудников кафедр радиохимии, органической и физической химии химфака МГУ создал новый вариант вещества на основе фенантролина для извлечения урана из отработанного ядерного топлива с помощью экстракции. Исследователи решили перейти от лабораторных моделей топлива к технологическим моделям, основанным на в тысячи раз больших концентрациях урана.
В результате оказалось, что предложенный экстрагент позволяет выделять значительно большие количества урана, чем ранее. Ученые продолжают свои исследования, одна из их главных задач – расширить круг соединений с высокой емкостью по урану. Кроме того, авторы работы планируют решить две задачи одновременно: попытаться не только селективно извлечь уран и плутоний из ОЯТ, но и разделить их.
