радиохимическая переработка активированных образцов

УДК 66.061.5
РАДИОХИМИЧЕСКАЯ ПЕРЕРАБОТКА АКТИВИРОВАННЫХ
ОБРАЗЦОВ ВАНАДИЙ-ХРОМ-ТИТАНОВОГО СПЛАВА
С.А. Бартенев, В.Н. Романовский, Н.Г. Фирсин (НПО «Радиевый институт им.
В.Г. Хлопина»), Б.Н. Колбасов (РНЦ «Курчатовский институт»),
П.В. Романов (Росатом)
Ранее была разработана принципиальная схема радиохимического разделения компонентов
облученного в термоядерном реакторе ванадий-хром-титанового (ВХТ) сплава и очистки их от
металлических продуктов активации до мощности эффективной дозы (МЭД) ~10 мкЗв/ч. С целью
проверки этой схемы в условиях, более близких к реальным, проведены исследования с
активированными образцами. Эти исследования позволили проверить всю экстракционную часть
технологической схемы в комплексе, выявить и устранить ряд ее недостатков. В докладе приводятся
характеристики модернизированной принципиальной схемы радиохимической переработки ВХТсплава.
RADIOCHEMICAL REPROCESSING OF ACTIVATED SPECIMENS OF VANADIUM–CHROM–
TITANIUM ALLOYS. S.A. BARTENEV, V.N. ROMANOVSKIJ, N.G. FIRSIN, B.N. KOLBASOV,
P.V. ROMANOV. Earlier we developed a conceptual model for the radiochemical separation of components
of vanadium-chromium-titanium (V—Cr—Ti) alloys irradiated in a fusion reactor and for their purification
from metallic activation products to the contact effective dose rate not exceeding 10 mSv/h. Now the studies
with activated specimens were performed to check this conceptual model in conditions approximating the real
ones. These studies allowed checking all the extraction part of the conceptual model as a whole as well as
revealing and eliminating some its drawbacks. Some characteristics of the modernized conceptual model for
radiochemical reprocessing of V—Cr—Ti alloy are given in the report.
55
ВВЕДЕНИЕ
В ряде проектов демонстрационных и энергетических термоядерных реакторов
жидкий литий рассматривается в качестве воспроизводящего тритий материала и
теплоносителя, а иногда также материала, отводящего в диверторе продукт термоядерной реакции (гелий) и энергию и защищающего первую стенку от эрозии. В таких проектах неизбежно при выборе конструкционного материала первой стенки,
бланкета и дивертора основным кандидатом являются ванадиевые сплавы, так как
найти другой конструкционный материал, совместимый с жидким литием и обладающий требуемыми свойствами, не удается. В частности, в российском проекте демонстрационного термоядерного реактора ДЕМО-С в качестве конструкционного
материала рассматривается ванадий-хром-титановый cплав, основу которого (до 90%
масс.) составляет дефицитный и дорогостоящий ванадий [1]. Исходя из этих соображений, целесообразно рассмотреть возможность регенерации ВХТ-сплава с целью удаления из него основных продуктов активации и снижения МЭД до уровня,
позволяющего повторно использовать сплав, в первую очередь в термоядерной
энергетике. Очевидно, что при этом решается и другая важная задача — существенно уменьшается количество радиоактивных отходов.
Конечно, одной из первых приходит идея до облучения удалить из ванадия, хрома
и титана те загрязняющие элементы, которые при облучении сплава в реакторе будут
родителями изотопов, определяющих МЭД. К сожалению, эта идея не решает проблему. Во-первых, потому что ряд продуктов активации, определяющих МЭД, в частности
42
К, образуется из компонентов сплава, особенно титана. Во-вторых, в процессе эксплуатации реактора практически неизбежно загрязнение основного конструкционного
материала радиоактивными элементами, от которых этот сплав придется очищать.
Нами была разработана принципиальная схема радиохимической переработки
ВХТ-сплава, который будет облучен в демонстрационном термоядерном реакторе
нейтронным флюенсом до 35 МВтžгод/м2 (5·1027 н/м2). Эта схема (см. рисунок)
включает растворение сплава в азотной кислоте [2] и его последующую экстракционную переработку, в результате которой V, Cr и Ti могут быть разделены и очищены от металлических продуктов активации [3]. В качестве экстрагента использовалась смесь 30% ди-2-этил-гексил-фосфорной кислоты (Д2ЭГФК) и 70% углеводородного разбавителя (додекана). МЭД от компонентов сплава может быть снижен до уровня 10 мкЗв/ч, т.е. при повторном использовании этих компонентов
можно обращаться с ними, как с неактивными материалами.
В лабораторных масштабах (в статических условиях с необлученным сплавом)
проведена экспериментальная проверка эффективности разработанной технологической схемы [4]. Технико-экономическое сравнение радиохимической переработки сплава с его захоронением показало, что переработка значительно выгоднее захоронения [5]. В течение последних лет продолжались развитие и усовершенствование предложенной технологии.
Целью данной стадии работы была проверка всей экстракционной части —
технологической схемы радиохимической переработки ВХТ-сплава в комплексе в
условиях, более близких к реальным, — с активированными образцами. Эти исследования позволили выявить и устранить ряд недостатков схемы. В статье приводятся характеристики модернизированной схемы.
56
Конструкционные
материалы
ВХТ-сплав
Измельчение
6—8 моль/л HNO3
Газоочистка
o
Растворение, t = 60—80 C; t = 6—8 ч
Конденсат
∑ Ме ≈ 40 г/л
HNO3 1,0—1,5 моль/л
На приготовление
промывочных
растворов
Осветление
Д2ЭГФК
Экстракционное извлечение Ti
Муравьиная
кислота
Экстракт
Ti + Mo + Nb
Рафинат
V + Cr
Осаждение Ti(OH)4
Химическая денитрация
H2O
Корректировка pH » 2,5
0,7 моль/л HNO3
Д2ЭГФК
Раствор
V + Cr
Маточный
раствор
Mo + Nb
1,5 моль/л HNO3
Coль
К + Д2ЭГФК
Реэкстракт V
Д2ЭГФК
Осадок
Ti(OH4)
Прокаливание
Ti(OH)4
Экстракционное извлечение V
Рафинат Cr
4,0 моль/л КОН
Реэкстракт РЗЭ
Денитрация
Корректировка
pH = 4,0—4,5
0,7 моль/л HNO3
Цементирование РАО
Реэкстракт Cr
Экстракционное
извлечение Сr
V2O5,
Cr2O3
TiO2
На хранение
РАО
Готовый
продукт
Рафинат
Принципиальная схема радиохимической переработки ВХТ-сплава
57
ИЗОТОПНЫЙ СОСТАВ РАСТВОРА ОБЛУЧЕННОГО СПЛАВА
Новые исследования так же, как и предыдущие, проводились в статических условиях, а не в динамических, как это должно быть в реальном процессе. Однако в
отличие от исследований, проведенных ранее, они проводились с активированными
образцами.
Облучение образцов ВХТ-сплава проводилось в ядерном реакторе ВВР-М Петербургского института ядерной физики в Гатчине в течение 1,5 месяцев при потоке
нейтронов 1014 см–2×с–1 до флюенса около 4·1024 н/м2, т.е. приблизительно в 1000 раз
меньше максимального проектного флюенса в реакторе ДЕМО-С.
После облучения образцы выдерживались в течение 2 месяцев для распада короткоживущих радиоизотопов, растворялись в азотной кислоте, и раствор поступал
на радиохимическую переработку.
В табл. 1 приведен радиохимический состав исходного раствора сплава в азотной кислоте.
Т а б л и ц а 1. Радиохимический состав исходного раствора сплава в азотной кислоте
Нуклид
Активность, Бк/мл
51
8,3·105
20
5,3·102
2,6·103
55
30
85
Cr
Mn
59
Fe
60
Co
95
Nb
110
Ag
152
Eu
54
Из этих данных следует, что изотопный состав раствора заметно отличается от
того, который получается при растворении реального сплава. Прежде всего в реальном растворе ВХТ-сплава не будет изотопа хрома-51, который распадется к моменту переработки сплава и в нашем случае составляет более 95% всей активности
образца.
РЕЗУЛЬТАТЫ ОПЫТОВ ПО РАНЕЕ РАЗРАБОТАННОЙ СХЕМЕ [2—5]
В то время как в предыдущих сериях опытов проходили проверку отдельные
стадии процесса переработки ВХТ-сплава, в данной работе была проверена вся
технологическая схема в комплексе, во всяком случае, вся ее экстракционная часть.
Образцы находились в экстракционной системе ванадия и хрома более продолжительное время, что наложило отпечаток на их химическое поведение и проявилось в дальнейшем на кинетических параметрах процесса.
В табл. 2 приведены основные результаты опытов, проведенных по схеме,
представленной на рисунке.
Т а б л и ц а 2. Основные результаты опытов
Компонент
сплава
Ti
V
Cr
58
Выход,
%
~90
~80
~80
Co
2000
~1000
8—10
Nb
10
1000
1000
Коэффициент очистки от элемента
Eu
Ag
Fe
~80
>30
Не опред.
8
~5
20
Не oпред. Не oпред. Не oпред.
Mn
>20
6
Не oпред.
В целом полученные результаты подтвердили данные предыдущих исследований, но были и отличия. Так, снижение концентрации ниобия в титане оказалось
несколько ниже, чем ранее (10—12 вместо 50). Кроме того, в процессе работы была
отмечена низкая скорость реэкстракции ванадия и замедленная кинетика экстракции хрома, чего в такой степени мы ранее не замечали.
МОДЕРНИЗАЦИЯ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ СХЕМЫ И ЕЕ РЕЗУЛЬТАТЫ
Для устранения отмеченных недостатков проведена модернизация технологической схемы экстракционного процесса. Кислотная реэкстракция ванадия заменена на пероксидную, а кислотная реэкстракция хрома — на щелочную.
Проведенные изменения позволили существенным образом улучшить процесс
экстракционной переработки активированного ВХТ-сплава. Так, при высокой кинетике реэкстракции ванадия был повышен его выход в реэкстракт с 90 до 100%
при увеличении очистки от редкоземельных элементов (РЗЭ) вдвое.
В табл. 3 приведены сравнительные данные процессов кислотной и пероксидной реэкстракции ванадия.
Т а б л и ц а 3. Параметры процессов реэкстракции ванадия
Способ реэкстракции
Количество циклов
Время реэкстракции, мин
Выход ванадия
Очистка ванадия от РЗЭ, отн. ед.
Кислотный
3
90—120
80%
8
Перекисный
1
5—10
100%
20
Использование щелочного раствора вместо азотно-кислого для реэкстракции хрома
позволило почти в 10 раз сократить продолжительность этого процесса, увеличить выход хрома в реэкстракт и на два порядка величины увеличить очистку хрома от кобальта. Сравнительные данные двух процессов реэкстракции хрома приведены в табл. 4.
Т а б л и ц а 4. Параметры процессов реэкстракции хрома
Способ реэкстракции
Количество циклов
Время реэкстракции, мин
Выход хрома
Очистка хрома от кобальта, отн. ед.
Кислотный
3
250—350
~80%
8—10
Щелочной
1
5—10
100%
103
Как следует из представленных данных, проведенные исследования позволили
выявить определенные недостатки в разработанном ранее процессе и устранить их. В
результате приблизительно на порядок величины сокращена продолжительность экстракционного процесса, увеличен выход ванадия и хрома из органической в водную
фазу и соответственно увеличена очистка ванадия от РЗЭ, а хрома — от кобальта.
В табл. 5 приведены окончательные результаты опытов по переработке облученного ВХТ-сплава, свидетельствующие о существенном улучшении схемы переработки по сравнению с предложенной ранее.
Т а б л и ц а 5. Показатели экстракционного процесса по модернизированной схеме
Компонент
сплава
Ti
V
Cr
Выход,
%
~90
100
100
Co
2000
~1000
1000
Коэффициент очистки от элемента
Nb
Eu
Ag
Fe
10
~80
>30
Не опред.
1000
10—20
~5
20
1000
Не oпред. Не oпред. Не oпред.
Mn
>20
6
Не oпред.
59
Следует отметить, что именно комплексное испытание всей экстракционной
части технологической схемы с облученными образцами сплава позволили выявить
имеющиеся недостатки схемы и устранить их.
Сергей Александрович
Бартенев, зам. директора отдела, кандидат
т.н., ветеран атомной
энергетики и промышленности,
награжден
орденом Дружбы
Борис Николаевич Колбасов, старший н.с.,
лауреат премии им.
И.В. Курчатова, ветеран
атомной энергетики и
промышленности
Петр Васильевич Романов, начальник отдела,
кандидат т.н., лауреат
премии им. И.В. Курчатова, ветеран атомной
энергетики и промышленности
Валерий
Николаевич
Романовский, генеральный директор института,
доктор т.н., награжден
орденом «Знак почета»,
ветеран атомной энергетики и промышленности
PEЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ
Проведено дополнительное исследование разработанной ранее принципиальной
схемы радиохимического разделения компонентов облученного ВХТ-сплава и очистки
их от металлических продуктов активации, которая позволяет снизить МЭД компонентов сплава (после его облучения в термоядерном реакторе) до уровня 10 мкЗв/ч.
Впервые исследования были проведены на активированных образцах. Они позволили проверить всю экстракционную часть технологической схемы в комплексе. При этом
был выявлен и устранен ряд ее недостатков.
Замена кислотной реэкстракции ванадия на пероксидную и кислотной реэкстракции хрома на щелочную позволила существенно улучшить процесс экстракционной переработки активированного ВХТ-сплава, в частности, уменьшить время реэкстракции ванадия и хрома приблизительно
на порядок величины, увеличить их выход, улучшить очиНиколай
Григорьевич стку ванадия от РЗЭ (вдвое) и очистку хрома от кобальта
Фирсин, старший н.с.
(на два порядка величины).
Работа выполнена при финансовой поддержке Российского фонда фундаментальных исследований (проект № 05-02-08150-ОФИ_Э).
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Sokolov Yu.A., Altovsky I.V., Borisov A.A. et al. Russian DEMO plant study. — Plasma Dev. Oper.,
1998, vol. 6, p. 3—15.
2. Бартенев С.А., Клемина A.M., Колбасов Б.Н., Романов П.В., Романовский В.Н. Способ растворения конструкционного материала термоядерного реактора на основе ванадий-хромтитанового сплава. Патент РФ № 2197545, выдан 09.01.2001 г.
60
3. Бартенев C.A., Колбасов Б.Н., Романов П.В., Марков Г.С. и др. Возможность экстракционной
очистки конструкционных материалов термоядерного реактора от продуктов активации. — ВАНТ.
Сер. Термоядерный синтез, 2001, № 3, с. 37—41.
4. Bartenev S.A., Kolbasov B.N., Romanov P.V. et al. Radiochemical reprocessing of vanadiumchromium-titanium alloys after the decommissioning of the DEMO fusion reactor. — Plasma Dev. Oper.,
2003, vol. 11, № 4, р. 251.
5. Bartenev S.A., Kolbasov B.N., Markov G.S. et al. Radiochemical reprocessing of V—Cr—Ti alloys
and its feasibility study. — J. Nucl. Mater., 2004, vol. 329—333, р. 406—410.
Статья поступила в редакцию 3 мая 2006 г.
Вопросы атомной науки и техники.
Сер. Термоядерный синтез, 2006, вып. 3, с. 55—61.
УДК 621.039.6
НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ ДИАГНОСТИЧЕСКИХ
СИСТЕМ ТОМСОНОВСКОГО РАССЕЯНИЯ
В НИЖНЕМ ПОРТУ ИТЭР
Г.Е. Шаталов, С.В. Шелудяков (РНЦ «Курчатовский институт»),
Е.Е. Мухин, Г.Т. Раздобарин (ФТИ им А.Ф. Иоффе)
В работе проведен нейтронно-физический анализ нижнего порта с диагностическими системами томсоновского рассеяния. Получены потоки нейтронов и гамма-квантов, а также энерговыделение в зеркалах и линзах систем. Подобрана оптимальная толщина дополнительной защиты, при которой потоки нейтронов на криостате обеспечивают приемлемую дозу на криостате после остановки реактора.
NEUTRON ANALYSIS OF THOMSON SCATTERING SYSTEMS IN LOWER PORT OF ITER.
G.E. SHATALOV, S.V. SHELUDJAKOV, E.E. MUHIN, G.T. RAZDOBARIN. Neutron analysis was provided for systems of Thomson scattering at lower port of reactor ITER. The neutron and gamma fluxes and
energy deposition were estimated for mirrors and lenses. Optimal thickness of additional shield was selected
behind diagnostic systems which provide acceptable dose rate after reactor shutdown.
ВВЕДЕНИЕ
Проведенный нейтронно-физический анализ имеет целью понять общие и специфические требования, предъявляемые к защите в диверторном порту. Расчеты
выполнены на примере весьма сложной в техническом исполнении диагностической системы томсоновского рассеяния, расположенной в диверторном порту дистанционного обслуживания.
В диагностике томсоновского рассеяния локальность измерений достигается
двумя различными способами. В классическом исполнении рассеянное излучение
наблюдается из плазмы в наборе пространственных точек на пересечении лазерного пучка и набора хорд наблюдения. В другом варианте, известном, как диагностика ЛИДАР, используется единственная ось наблюдения, совпадающая с осью зондирования. При этом пространственное разрешение основано на времяпролетном
принципе регистрации в соответствии с временной задержкой сигналов рассеяния
61