Источник фото — rscf.ru
Одним из элементов атомных реакторов является графитовая кладка, которая используется в качестве замедлителя нейтронов. При эксплуатации таких реакторов образуется облученный графит, для которого пока что нет оптимальной технологии дезактивации. Наибольшую опасность в облученном графите представляет углерод-14 – вещество с полураспадом в 5700 лет, которое является продуктом нейтронного облучения азота-14 из азотно-гелиевой смеси. Графит-14 осаждается на поверхности графитовых блоков, откуда он затем извлекается для безопасного захоронения.
Свой метод извлечения гарфита-14 предложили специалисты компании «ИнноПлазмаТех», специализирующейся на дезактивации ядерных энергетических установок. Суть метода сводится к тому, что облученный графитовый блок размещается в камере, заполненной аргоновой плазмой, после чего углерод-14 удаляется с поверхности графита с помощью распыления ионов аргона. Одновременно с этим происходит прогрев графитового блока плазмой до температуры 1700 градусов Цельсия, в результате другие радионуклиды перемещаются из графита на поверхность, с которой они также удаляются распылением.
Новая – ионно-плазменная – технология позволяет избежать образования вторичных ядерных отходов и не нарушить целостности графитовых блоков. При этом ее принципы применимы для переработки ядерного топлива. Для этого таблетки отработанного ядерного топлива размещаются в разделительной трубе, оснащенной цилиндрическими вкладышами. Через трубу пропускают инертный газ аргон и с его помощью проводят плазменное разделение отработанной топливной таблетки. Температура поверхности трубы не является равномерной – от 2600 градусов Цельсия в месте, где расположена таблетка, до комнатной на другом 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 менее 99%. Извлечение вкладышей позволяет получить уже разделенные компоненты ядерного топлива. В их числе – уран и плутоний, которые могут использоваться повторно, и стронций для «долгоиграющих» бета-вольтаических батарей.
«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», – цитирует Российский научный фонд кандидата физико-математических наук Анну Петровскую.
