КАРТОЧКА ПРОЕКТА ФУНДАМЕНТАЛЬНЫХ И ПОИСКОВЫХ НАУЧНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ,
ПОДДЕРЖАННОГО РОССИЙСКИМ НАУЧНЫМ ФОНДОМ

Информация подготовлена на основании данных из Информационно-аналитической системы РНФ, содержательная часть представлена в авторской редакции. Все права принадлежат авторам, использование или перепечатка материалов допустима только с предварительного согласия авторов.

 

ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ


Номер 22-29-00846

НазваниеПоведение актиноидов при формировании и последующем хранении твердых радиоактивных отходов в приповерхностных хранилищах

РуководительСкрипченко Сергей Юрьевич, Кандидат технических наук

Организация финансирования, регион федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина", Свердловская обл

Период выполнения при поддержке РНФ 2022 г. - 2023 г. 

Конкурс№64 - Конкурс 2021 года «Проведение фундаментальных научных исследований и поисковых научных исследований малыми отдельными научными группами».

Область знания, основной код классификатора 09 - Инженерные науки, 09-503 - Ядерный топливный цикл, нераспространение

Ключевые словарадиоактивные отходы, актиноиды, приповерхностное хранилище, физико-химические характеристики, радионуклидный состав, удельная активность, шлам, донные осадки, фазовый состав, гранулометрический состав, морфология, соосаждение, кондиционирование, нормы радиационной безопасности

Код ГРНТИ58.91.29


СтатусУспешно завершен


 

ИНФОРМАЦИЯ ИЗ ЗАЯВКИ


Аннотация
В середине прошлого века на заре создания ядерного щита страны при строительстве предприятий переработки первичных концентратов урана размещение отходов производства в приповерхностных хранилищах виделось рациональным и безопасным решением. В итоге за годы их эксплуатации накопились миллионы тонн радиоактивных отходов (РАО), содержащих ряд химических элементов семейства актиноидов, и представленных как донными осадками, так и солесодержащими водами. Согласно Федеральному закону от 11.07.2011 № 190-ФЗ и в соответствии с НП-069 п.2.3, п.6.2 и п. 6.6. находящиеся в приповерхностных хранилищах РАО подлежат кондиционированию. Однако на практике приповерхностные хранилища после окончания их эксплуатации десятки лет находятся в состоянии консервации в ожидании переработки. А это значит, что данные техногенные объекты несут в себе потенциальную угрозу экологии прилегающей территории. Анализ современного состояния проблемы показал, что полностью безопасных инженерных решений для приповерхностного хранения радиоактивных отходов нет. Воздействие естественных природных факторов запускает процессы выщелачивания и выветривания шламов, благодаря чему посредством инфильтрации в грунтовые воды неизбежно поступление радиоактивных элементов в окружающую среду. Поэтому процесс кондиционирования РАО применительно к таким объектам должен быть запущен как можно раньше. Несмотря на лидирующие позиции нашей страны в области атомной промышленности похвастаться опытом кондиционирования РАО приповерхностных хранилищ предприятий переработки первичных концентратов урана мы не можем. При этом постоянное ужесточение экологических стандартов обращения с отходами и норм радиационного контроля все более приближает тот момент, когда отложить проблему в долгий ящик уже не удастся. И когда это случится, надо уже иметь набор действенных решений. Казалось бы, природа и механизмы формирования таких радиоактивных отходов понятны (они обусловлены технологической схемой переработки первичных концентратов урана), а значит должны быть ясны и возможные пути их кондиционирования. Однако приповерхностные хранилища в ходе их эксплуатации зачастую используются не только для радиоактивных, но и других видов отходов предприятия, особенно, если оно осуществляет комплексную деятельность. Поэтому окончательное формирование и осаждение твердой фазы из сбросных пульп происходит именно в приповерхностном хранилище, и в этом случае предсказать поведение актиноидов, или радия, который вносит основной вклад в удельную активность шламов, основываясь лишь на анализе технологической схемы невозможно. Требуется проведение целого спектра исследований накопленных радиоактивных отходов, позволяющих понять механизмы их формирования, распределения актиноидов в ходе данного процесса, зон их концентрирования и миграционной активности в процессе хранения. И только так можно эффективно справиться с задачей кондиционирования твердых радиоактивных отходов приповерхностных хранилищ. При этом техногенных характер их формирования, а также специфика каждого конкретного производства исключает универсальность подходов в решении данной проблемы. В настоящее время ожидают кондиционирования радиоактивные отходы, находящиеся в приповерхностных хранилищах АО «Чепецкий механический завод» (г. Глазов, Удмуртская Республика). На данном предприятии вплоть до 2016 года перерабатывали первичные концентраты урана с получением в качестве конечного продукта тетрафторида урана, и было накоплено за годы эксплуатации порядка 5 млн. т радиоактивных отходов. При этом в приповерхностные хранилища наряду с РАО поступали отходы и других производств (кальциевого, циркониевого). Туда же стекали сернокислые растворы после дезактивации металлолома, загрязнённого радионуклидами, травления изделий из обедненного урана и т.д. Поэтому при формировании донных отложений хранилища была неизбежна их неоднородность, в том числе по удельной активности, а их последующее хранении сопровождалось вымыванием актиноидов в приповерхностные воды. Открытые поверхностные хранилища АО «ЧМЗ» располагаются на левом берегу реки Чепца в непосредственной близости к её руслу и несут в себе потенциальную угрозу экологии прилегающей территории. А значит, переработка расположенных в них радиоактивных отходов позволит снизить антропогенную нагрузку предприятия на окружающую среду, уменьшив при этом риски для жизни и здоровья граждан. И первым шагом на пути к этому является определение физико-химических характеристик накопленных радиоактивных отходов, установление форм нахождения актиноидов и механизмов их осаждения при формировании твердой фазы, степени их распространённости в зависимости от глубины донных осадков, миграционной активности в приповерхностные воды и т.д. Это является основной целью данной работы, выполнение которой позволит конкретизировать подходы к кондиционированию радиоактивных отходов, размещенных в приповерхностных хранилищах АО «ЧМЗ», и определить возможность извлечения из них актиноидов для дальнейшего использования в ядерно-топливном цикле.

Ожидаемые результаты
На территории предприятия АО «ЧМЗ» расположены два приповерхностных хранилища радиоактивных отходов. Приповерхностное хранилище № 2 используется до сих пор для сброса пульп ряда производств предприятия, приповерхностное хранилище № 1 более сорока лет как выведено из эксплуатации. Ранее нашей научной группой были проведены физико-химические исследования донных осадков приповерхностного хранилища № 2. Полученные результаты позволили определить пути кондиционирования радиоактивных отходов хранилища. Более того, на основании полученных данных была разработана и прошла промышленную апробацию технологическая схема извлечения урана из шлама с целью возврата его в ядерно-топливный цикл. Это была первая попытка ликвидации «ядерного наследия» в нашей стране и опыт участие в данном проекте является основой для успешного выполнения текущей работы. Объектом данного исследования является приповерхностное хранилище № 1. Уже не одно десятилетие многими специалистами экологического профиля региона, а также учеными, занимающимися проблематикой ядерного наследия отмечается особая важность решения задачи кондиционирование отходов, размещенных в приповерхностном хранилище № 1 АО «ЧМЗ», которое, по их мнению, не может обеспечить безопасное хранение радиоактивных продуктов. В течение тридцати лет в хранилище сбрасывались отходы трех производств. Это и растворы, и шламы уранового производства, и гидратные и сухие отходы кальциевого и циркониевого производства. Последнее делалось в том числе с целью предотвращения пылеобразования рудных илов и снижения радиоактивного фона. Ранее изучение отходов хранилища ограничивались только определением их удельной активности. Поэтому в ходе данной работы будет проведен комплекс физико-химических исследований донных осадков и солесодержащих вод, находящихся в приповерхностном хранилище № 1. В результате будут установлены фазовый, химический, гранулометрический состав шлама, определена его влажность. Изучены морфологические характеристики поверхности донных осадков. Исследовано влияние температурных режимов сушки шлама на его различные физико-химические характеристики. Проведены ИК-спектроскопические исследования донных осадков хранилища. Все это позволит выделить соединения формирующие основу состава шлама, раскрыть характер и особенности распределения различных элементов (и в первую очередь актиноидов) в объеме донных осадков, установить степень неоднородности твердой фазы. Определить форму и размер частиц шлама, фильтрационные и седиментационные характеристики донных осадков. Установить формы нахождения актиноидов в шламе и их изотопный состав, а также раскрыть механизмы их осаждения при формировании твердой фазы (неизоморфное совместное осаждение, изоморфное соосаждение, адсорбционное соосаждение). В ходе исследований будет определена удельная активность шлама и причины ее формирования (радионуклидный состав), что позволит более точно дать оценку соответствия шлама одной из категорий твердых радиоактивных отходов, выделяемых согласно НРБ-99/2009. Будет установлен химический и радионуклидный состав вод приповерхностного хранилища, что позволит оценить степень вымывания актиноидов в процессе длительного хранения твердых радиоактивных отходов. На основании полученных данных будут предложены варианты кондиционирования радиоактивных отходов, находящихся в приповерхностном хранилище № 1, а также дана оценка возможности попутного извлечения актиноидов с целью дальнейшего использования их в ядерно-топливном цикле. Результаты данной работы станут важным шагом на пути решения проблемы снижения антропогенной нагрузки предприятия на окружающую среду, уменьшения риска для жизни и здоровья граждан.


 

ОТЧЁТНЫЕ МАТЕРИАЛЫ


Аннотация результатов, полученных в 2022 году
Приповерхностное хранилище № 1 АО «ЧМЗ» состоит из 3 карт, отделенных друг от друга разделительными дамбами. Карта № 1 использовалась с 1951 по 1966 год для размещения отходов уранового производства, сброс которых производился в центр карты, где в настоящее время находится непересыхающий прудок. Карта № 2 использовалась с 1952 по 1980 год для сброса гидротранспортом растворов и шламов уранового производства, а также отходов циркониевого и кальциевого производств ОА «ЧМЗ». При этом сброс двух последних осуществлялся раздельно, из-за чего карта 2 условно состоит из двух зон, в одну из которых производился сброс отходов циркониевого (зона 1), а в другую - кальциевого производства (зона 2). Карта 3 использовалась с 1952 по 1975 год для размещения различных гидратных шламов и сухих отходов. По окончании срока эксплуатации приповерхностного хранилища была проведена консервация данного объекта, включавшая в себя обезвоживание накопленных отходов с последующей засыпкой территории грунтом толщиной слоя 0,65 м. В начале 2000-х годов с целью усиления изоляции РАО от окружающей среды толщина рекультивационного слоя была увеличена за счет отсыпки грунтом, добытым с помощью земснаряда в акватории реки Чепца. Отбор проб проводили со всех 3 карт приповерхностного хранилища. С использованием спецтехники послойно (с шагом в 1 м) извлекали грунт вплоть до глубины залегания 7 м, формировали на поверхности для каждого слоя отдельную насыпь, из которой затем отбирали пробы. После ряда процедур подготовки, направленных на усреднение и сокращение образцов, были проведены их исследования с применением комплекса физико-химических методов анализа. Согласно результатам проведенных исследований, толщина рекультивационного слоя грунта приповерхностного хранилища составляет 3-4 м. Более чем на 60 масс. % он состоит из кварца. В фазовый состав также входят алуноген, анортит, альбит, жисмондин, мусковит, кальцит, гипс. Помимо элементов, характерных для установленных соединений, в грунте наблюдается повышенное содержание Fe (2-6 масс. %) и Ti (0,3-0,6 масс. %), что указывает на присутствие в рекультивационном слое титан- и железосодержащих минералов. Ниже рекультивационного слоя грунта находятся твердые РАО, состав которых характеризуется высокой степенью неоднородности как по локациям, так и по глубине их залегания. Отходы карт 1 и 2 представлены преимущественно гипсом (53-87 масс. %) и кальцитом (5-11 масс. %), образовавшимися при переработке стоков уранового производства. Данные шламы характеризуются повышенным содержанием Mn, Fe, Pb, K, As, P, их присутствие указывает на наличие в отходах остатков выщелачивания урановых руд. Также они содержат сульфат бария, использовавшийся при переработке урановых руд для отделения радия. Слои шлама карты 2, залегающие на отметке 3-5 м, являются отходами циркониевого (зона 1) и кальциевого (зона 2) производств АО «ЧМЗ». Первые состоят из кальцита (около 60 масс. %) и фторида кальция (более 31 масс. %) и характеризуются повышенным содержанием Zr, Mo и Nb. Вторые более чем на 90 масс. % состоят из кальцита, в них обнаружен уранофан-альфа (1,19 масс. %), и содержится значительное количество Cu, Mg, и Ni. Шламы циркониевого и кальциевого производств направляли в приповерхностное хранилище в том числе с целью предотвращения пылеуноса радиоактивных частиц и снижения удельной активности отходов. Твердые РАО карты 3 более чем на 64 масс. % состоят из кальцита и характеризуются повышенным содержанием Cu, Mg, Ni и Cl. В данных отходах обнаружены уранофан-альфа (0,85 масс. %) и уранкалкарит (0,73 масс. %). Уранофан-альфа входил в состав рудного материала, переработка которого ранее осуществлялась на предприятии. Уранкалкарит осаждается из перенасыщенных кальцитом водных растворов. Карта 3 использовалась в основном для хранения кека выщелачивания U из руд. При этом с целью предотвращения пылеобразования рудных илов и снижения радиоактивного фона сюда же сбрасывали отходы кальциевого производства. В ходе рентгенофазового анализа соединения U были обнаружены лишь в ряде слоев твердых РАО. Однако по данным химического анализа уран содержится во всём объеме отходов, расположенных ниже рекультивационного слоя грунта. При этом по глубине залегания шлама U сконцентрирован неравномерно, его содержание в слоях отходов составляет от 0,01 до 0,51 масс. %. При обработке стоков уранового производства известковым молоком U переходит в осадок преимущественно в результате соосаждения. Уран главным образом адсорбируется на поверхности кальцита и гипса, являющихся основными компонентами шлама, а также внедряется в их структуру на стадии осаждения. Он также соосаждается с фторидом кальция и сульфатом бария. По изотопному составу уран, содержащийся в твердых РАО, близок к природному. Гранулометрический состав, форма частиц, влажность твёрдых РАО определяются природой основного компонента шлама. Большинство частиц отходов, преобладающей фазой которых является гипс, имеют игольчатую форму. Средний диаметр частиц шлама составляет 11-14 мкм. Влажность отходов данного типа составляет 35-40%. Подавляющее количество частиц отходов, основной фазой которых является кальцит, имеет неправильную форму. Средний диаметр частиц шлама составляет 20-29 мкм. Влажность отходов данного типа составляет 49-53%. Большинство частиц рекультивационного слоя грунта приповерхностного хранилища имеют округлую форму. Средний диаметр частиц составляет 23-31 мкм. Влажность грунта составляет 15-19%. Результаты спектрометрических и радиометрических исследований показали существенную неоднородность радионуклидного состава и активности твердых РАО. В большинстве случаев активность отходов обусловлена присутствием Ra-226 и его короткоживущих дочерних продуктов распада, при этом активность Ra-226 в шламе в зависимости от его локации и глубины залегания составляет от 0,05 до 70 кБк/кг. Исключением являются слои отходов циркониевого и кальциевого производств карты 2. В первом случае радионуклидный состав шлама определяется U-238 в равновесии с дочерними Th-234 и Pa-234, во втором – Pb-210, вероятно, в равновесии с Bi-210 и Po-210. Оценочная удельная активность Pb-210 в слое отходов кальциевого производства карты 2 составляет 71 кБк/кг, тогда как удельная активность Ra-226 в данном слое шлама составляет 470 Бк/кг. Дополнительные исследования показали наличие заметного содержания в отходах хранилища долгоживущего альфа-излучающего изотопа Th-230 из ряда распада U-238. Он не детектируется методом гамма-спектрометрии, что следует учитывать в случае переработки шламов, так как потребуется контроль содержания данного радионуклида. В верхней части рекультивационного слоя грунта карты 1 (толщиной 2 м) содержится 0,043 масс. % U, что обусловлено адсорбцией его породообразующими минералами из почвенных вод, связанных с непересыхающим прудком, расположенным в центре данной части хранилища. Содержание U в прудке составляет 17,7 мг/л, в почвенных водах – около 2 мг/л. Наличие U в прудке и почвенных водах указывает на активное выщелачивание его из твердых РАО. Так как прудок не пересыхает в отсутствии атмосферных осадков, то очевидна его связь с грунтовыми водами, а значит существует угроза выхода радиоактивных веществ за пределы хранилища посредством инфильтрации. Радионуклидный состав верхнего рекультивационного слоя грунта карты 1 толщиной 2 м преимущественно представлен изотопом U-238 в равновесии с дочерними Th-234 и Pa-234. Слой грунта на глубине 2-3 м в основном представлен Ra-226 и его короткоживущими дочерними продуктами распада. Удельная активность верхнего рекультивационного слоя грунта толщиной 2 м определяется активностью U-238 (0,79 кБк/кг), слоя грунта на глубине 2-3 м – активностью Ra-226 (12,9 кБк/кг). Согласно ОСПОРБ-99/2010, все отходы карт 1 и 2, а также грунт рекультивационного слоя карты 1 относятся к категории ОНАО. Для установления категории РАО, к которой относятся грунт рекультивационного слоя карт 2 и 3, и шламы карты 3, требуется проведение дополнительных исследований, в частности, анализ удельной активности Th-230. В случае, если она будет превышать 1 Бк/г, отходы должны быть отнесены к ОНАО.

 

Публикации

1. - Ученые разработали метод выделения урана из радиоактивных отходов Портал УрФУ, - (год публикации - )

2. - Ученые УрФУ разработали новый метод выделения урана из радиоактивного урансодержащего шлама с помощью сернокислотного выщелачивания Атомная энергия 2.0, - (год публикации - )

3. - На Урале разработали метод выделения урана из радиоактивных отходов Информационное телеграфное агентство России (ИТАР-ТАСС), - (год публикации - )

4. - Разработан метод выделения урана из радиоактивных отходов Naked Science, - (год публикации - )

5. - Специалисты УрФУ разработали метод выделения урана из радиоактивных отходов RuNews24.ru - круглосуточная служба новостей, - (год публикации - )

6. - Уральские ученые представили метод выделения урана из радиоактивных отходов ЦСН-ТВ, - (год публикации - )

7. - Ученые УрФУ разработали технологию извлечения 99,98% урана из отходов FBM.ru, - (год публикации - )

8. - Уральские ученые создали метод выделения урана из радиоактивных отходов Планета Сегодня / Planet Today, - (год публикации - )


Аннотация результатов, полученных в 2023 году
В 2023 г. был осуществлен новый отбор проб твердых РАО из хвостохранилища № 1 с увеличением глубины взятия образцов. Проведенные физико-химические исследования данных проб шлама подтвердили правильность сделанных годом ранее выводов относительно ареалов нахождения в приповерхностном хранилище различных типов отходов и глубин их залегания. Кроме того, было установлено, что на всей территории объекта хранения ниже отметки 7 м находится подстилающий слой грунта, который состоит из кварца и глинистых минералов. На глубину один метр он содержит до 0,011 масс. % урана. В ходе анализа новых образцов шлама полностью нашли подтверждение и полученные ранее в рамках проекта результаты касательно физико-химических характеристик различных типов твердых РАО. Ранее было установлено, что корректному определению изотопного состава урана, содержащегося в твердых РАО хранилища, мешает высокое содержание в отходах U, Fe, Al и Th-230. В отчетный период был проведен комплекс исследований, направленных на решение данной проблемы. В результате была изменена процедура радиохимической подготовки счетного образца, были добавлены стадия очистки урана от тория ионообменным методом с использованием катионита КУ-2 и стадия отделения его от Fe и Al за счет перевода в карбонатный комплекс. Все это позволило получить счетный образец удовлетворительного качества. Разработанная методика определения изотопов урана была использована для анализа образцов различных типов отходов хвостохранилища № 1 и показала свою высокую эффективность. Согласно полученным данным, твердые РАО приповерхностного хранилища в основном содержат уран по изотопному составу близкий к природному. В отдельных слоях отходов карты 2 и в грунте защитного слоя карты 1 был обнаружен обедненный уран. Приповерхностное хранилище постоянно подвержено воздействию естественных природных факторов. В результате инфильтрации атмосферных осадков происходит выщелачивание урана и ряда других компонентов из твердых РАО. Последующая миграция урана с инфильтрующимися водами приводит к его распространению в пределах всего шламового поля каждой из карт, включая защитный слой грунта. Особое беспокойство вызывает миграционная активность урана на территории карты 1, где расположен прудок, подпитываемый за счет подземных вод. Образование водоема привело к обводнению отходов шламового поля в границах данной карты и, как следствие, к усилению миграции урана. В итоге на сегодняшний день в грунте защитного слоя карты 1 его содержание достигает 0,045 масс. %. В самих почвенных водах концентрация урана составляет 3-4 мг/л, их химический состав характеризуется высоким содержанием Ca (0,65 г/л), сульфат-ионов (0,39 г/л) и гидрокарбонатов (0,38 г/л). Радионуклидный состав почвенных вод представлен преимущественно Ra-226 в равновесии с его дочерними короткоживущими продуктами распада. Значение pH почвенных вод составляет 6,75. Уран находится в них, как и в прудке, в форме прочных карбонатных комплексов и ограничено адсорбируется компонентами грунта и РАО. Концентрация урана в водоеме по состоянию на 2022 г. достигала порядка 29 мг/л, в нем также наблюдалось высокое содержание Ca (1 г/л), хлорид-ионов (1,51 г/л), сульфат-ионов (0,81 г/л), гидрокарбонатов (0,12 г/л). В течение календарного года были зафиксированы значительные колебания химического состава вод прудка, которые носят, главным образом, циклический характер. Они обусловлены климатическими изменениями и определяются количеством выпавших зимой атмосферных осадков, режимом таяния снегов, продолжительностью периодов дождей и засухи. При этом из-за постоянного выщелачивания компонентов твердых РАО в результате просачивания через слои шлама поверхностных и подземных вод их концентрация в водоеме неизменно растет. Быстрее идет накопление в водах прудка тех элементов, содержание которых выше в отходах, а также тех, что образуют хорошо растворимые соединения. Высокое содержание урана в прудке стало основанием для перекачки предприятием осенью 2022 г. его вод в действующее приповерхностное хранилище. В результате этого водоём обмелел, однако уже весной 2023 г. за счет поступления подземных вод, а также снеговой и дождевой воды он полностью восстановился. При этом вновь началось накопление в водах прудка различных элементов, в том числе и урана, обусловленное выщелачиванием их из твёрдых РАО хранилища. Для определения возможности извлечения урана из твердых РАО хранилища с последующей его очисткой и концентрированием был проведен комплекс исследований с использованием гидрометаллургических методов. Выбор в пользу гидрометаллургических процессов обусловлен их высокой эффективностью применительно к переработке бедного и сложного по составу сырья. Извлечение урана из отходов проводили путем выщелачивания, последующую очистку и концентрирование целевого металла – сорбционным способом. Согласно полученным результатам, переработку различных типов отходов необходимо осуществлять совместно. Для эффективного извлечения урана из твердых РАО процесс выщелачивания необходимо проводить растворами азотной кислоты 100-150 г/л в течение 1-2 часов при температуре 353 К и Т:Ж = 1:6. Это обеспечивает степень извлечения урана 95-98% и его содержание в продуктивном растворе 100-250 мг/л. Масса кека при этом составляет не более 50% от массы исходного шлама. Он состоит в основном из гипса и оксида кремния. Радионуклидный состав нерастворимого остатка представлен Ra-226 в равновесии с его дочерними короткоживущими продуктами распада. Его суммарная бета-активность в 2 раза больше, чем у исходных РАО. В несколько раз выше в них и удельная активность Ra-226. Таким образом, на стадии выщелачивания радий остается в твердой фазе и практически не переходит в раствор. В ходе выщелачивания помимо урана в продуктивный раствор переходит 16-20% Ti, Mo и Zr, 64-67% Cu и Ca, 74% Mg, 80% Al, 85% Mn, 93-96% Cr и Fe, полностью извлекаются Ni и Zn. Таким образом, метод выщелачивания характеризуется низкой степенью селективности и обогащения по отношению к урану, поэтому следующим этапом переработки являлась его очистка и концентрирование с использованием ионного обмена. Уран присутствует в продуктивных растворах преимущественно в катионных формах, поэтому для его сорбционного извлечения был рассмотрен ряд катионитов и амфолитов различных промышленных марок. На основании результатов проведенных исследований было установлено, что эффективная сорбционная переработка продуктивных растворов достигается за счет использования амфолита Tulsion CH93 (Thermax, Индия). Он обладает лучшими емкостными характеристиками по урану среди всех рассмотренных ионитов, мг/г: СОЕ – 25,91, ДОЕ – 13,16, ПДОЕ – 43,96. Наряду с ураном сорбируются Th, Zr, Mo, Ti, Ca, Al, Mg, Fe, РЗЭ. Применение на стадии десорбции растворов углеаммонийных солей обеспечивает селективное выделение урана из смолы. Более того, только данный реагент позволяет количественно извлечь уран из фазы насыщенного ионита, что связано с образованием прочного уранилтрикарбонатного комплекса. Среди примесей высокие степени десорбции наблюдаются только для Th, Ti, Mo и Zr, однако их содержание в смоле по отношению к урану невелико. Основные же примесные ионы (Ca, Fe, Mg, Al) остаются в фазе ионита, откуда могут быть выделены на стадии регенерации ионита азотной кислотой. Процесс десорбции урана в динамическом режиме необходимо проводить в две ступени с постепенным повышением концентрации УАС в десорбирующем растворе (I – 140 г/л, II – 180 г/л) и при температуре 313-323 К. Это позволяет предотвратить образование во время десорбции кристаллов амонийуранилтрикарбоната. Суммарная степень десорбции урана по двум ступеням составляет 83%. Максимальная его концентрация в товарном десорбате составляет 5,56 г/л. Наиболее вероятным вариантом последующей переработки товарных десорбатов видится осаждение из них урана за счет добавления щелочных реагентов. Согласно полученным данным, Tulsion CH93 также может быть использован для извлечения урана из вод прудка карты 1 хранилища. Статическая обменная емкость ионита по урану при этом составляет 56,67 мг/г.

 

Публикации

1. В.С. Семенищев, А.В. Фомин, Е.Н. Куляшова, С.Ю. Скрипченко, С.М. Титова, К.А. Наливайко, А.И. Полянский Радионуклидный состав твердых радиоактивных отходов конверсионного производства Радиоактивные отходы, № 3 (24), С. 65-76. (год публикации - 2023) https://doi.org/10.25283/2587-9707-2023-3-65-76

2. В.С. Семенищев, Е.Н. Ишимбаева, В.А. Рогожников, С.М. Титова, С.Ю. Скрипченко, К.А. Наливайко A comparative study of sorption of microamounts of Ra, Po, U, Th, Np and Pa by a thin-layer sorbent based on manganese dioxide Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Vol. 333 (год публикации - 2024) https://doi.org/10.1007/s10967-023-09269-6

3. К.А. Наливайко, С.Ю. Скрипченко, С.М. Титова, В.С. Семенищев Radioactive wastes from near‑surface storage facility of uranium conversion production Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, Vol. 332, № 7, P. 2499-251 (год публикации - 2023) https://doi.org/10.1007/s10967-023-08912-6

4. С.Ю. Скрипченко, С.М. Титова, К.А. Наливайко, В.С. Семенищев Uranium behavior during the formation and subsequent storage of solid radioactive wastes from conversion production Известия высших учебных заведений. Серия «Химия и химическая технология», - (год публикации - 2024)

5. Скрипченко С.Ю., Титова С.М., Наливайко К.А., Семенищев В.С., Рычков В.Н. Recovery of uranium from conversion production sludge by leaching with nitric acid and subsequent ion-exchange concentration Hydrometallurgy, - (год публикации - 2024)

6. - Уран – основа атомной энергетики Журнал «Машины и Механизмы», Том № 2 (209), С. 32-39, февраль 2023 (год публикации - )


Возможность практического использования результатов
Полученные в рамках данного проекта результаты показали, что несмотря на то, что уже дважды пункт размещения особых радиоактивных отходов (хвостохранилище № 1) АО «ЧМЗ» проходил процедуру консервации, на его территории сохраняется высокая миграционная активность урана. Помимо непосредственно отходов, уран был обнаружен и в поверхностных водах карты 1, и в верхнем защитном слое грунта, что повышает угрозу выхода радиоактивных веществ за пределы объекта хранения. Это возможно за счет ветрового уноса твердых частиц с поверхности шламового поля и капель воды с зеркала прудка в случае возникновения экстремальных природных явлений, но, главное, в результате миграции радионуклидов в подземные воды. Все полученные результаты были предоставлены АО «ЧМЗ» и стали основанием для проведения предприятием в срочном порядке работ по осушению прудка хвостохранилища № 1. Но главное, они поставили под сомнения эффективность разработанного несколько лет назад проекта нового этапа консервации пункта размещения особых радиоактивных отходов. Очевидно, что укрепления дамб и усиления защитного слоя грунта, как предполагает проект, недостаточно для предотвращения выхода радиоактивных веществ за пределы хранилища. Эти меры попросту не могут остановить их утечку в подземные горизонты через подстилающий слой грунта хранилища. А укрепление его с учётом значительной площади объекта хранения и огромного объёма отходов потребует такого же количества финансовых затрат, а также сложных инженерных решений. Наиболее рациональным видится строительство нового приповерхностного хранилища, соответствующего современным нормам безопасности. При этом простой перенос отходов в той же форме и объёме возможен, однако с учётом результатов, полученных научной группой, больший интерес представляет их предварительная переработка с целью извлечения урана. Это позволит не только получить стратегически важный металл для атомной отрасли, но и уменьшить антропогенную нагрузку предприятия на окружающую среду. Последнему способствует как снижение содержания урана в твёрдых РАО, так и ожидаемое сокращение объема отходов. Именно поэтому руководство АО «ЧМЗ», высоко оценив результаты проведенной научным коллективом работы, высказало заинтересованность в её продолжении в направлении разработки технологии переработки радиоактивных отходов, размещенных в хвостохранилище № 1, решающей задачи извлечения, очистки и концентрирования урана. Более того, было получено документальное заверение, что со стороны предприятия научной группе будет оказано содействие при реализации проекта по данной тематике. Это стало основанием для подачи научным коллективом на конкурс Российского научного фонда (Конкурс 2024 года «Проведение фундаментальных научных исследований и поисковых научных исследований отдельными научными группами») заявки на поддержку проекта «Разработка технологии переработки твердых радиоактивных отходов конверсионного уранового производства» (№24-19-00655). Результаты, полученные научной группой в ходе исследований в 2022-2023 гг., станут солидным научным заделом данной работы, а сама она – логичным продолжением текущего проекта. Одним из приоритетных направлений устойчивого развития России является многоцелевое, непрерывное и неистощительное использование ресурсов, в том числе максимально полный возврат отходов в цикл производства. Тематика нового проекта соответствует данному направлению, а его задачи – программам национальных проектов «Экология» и «Экономика замкнутого цикла». АО «ЧМЗ» обладает площадями и частично оборудованием, необходимыми для организации переработки твёрдых радиоактивных отходов, всё это высвободилось после остановки уранового производства в 2016 году. Поэтому путь от разработки технологии до проведения опытно-промышленных испытаний и последующего внедрения может быть достаточно коротким. А открытая поддержка и высокая заинтересованность в результатах исследований со стороны АО «ЧМЗ» позволяют предполагать именно такой вариант развития событий. В настоящее время и в нашей стране, и за рубежом лишь единичные лаборатории занимаются проблематикой переработки радиоактивных отходов приповерхностных хранилищ. При этом интерес к вопросу с каждым годом только возрастает. Этому способствуют два фактора: растущий дефицит урана, стимулирующий поиски всё новых и новых источников металла, и ужесточение экологических стандартов, требующее повышения уровня безопасности объектов хранения радиоактивных отходов. В современных условиях атомная энергетика – один из важнейших секторов экономики России. Динамичное развитие данной отрасли является одним из основных условий обеспечения энергонезависимости государства и стабильного роста экономики страны. При этом уран ещё долгие годы будет оставаться основой атомной энергетики, а он, как известно, является невозобновляемым ресурсом. Поэтому актуальность работ по его извлечению из радиоактивных отходов будет только возрастать. И результаты данного проекта станут научным заделом для будущих исследований в этом направлении.