RU107708U1 - Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива - Google Patents
Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU107708U1 RU107708U1 RU2011108972/13U RU2011108972U RU107708U1 RU 107708 U1 RU107708 U1 RU 107708U1 RU 2011108972/13 U RU2011108972/13 U RU 2011108972/13U RU 2011108972 U RU2011108972 U RU 2011108972U RU 107708 U1 RU107708 U1 RU 107708U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- drum
- processing
- housing
- sieve
- Prior art date
Links
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива, содержащая корпус, внутри которого концентрично размещены связанные с приводом вращения и закрытые с торцев перфорированный и ситовый барабаны, причем последний заполнен мелющими телами в виде стержней, патрубок загрузки ядерного топлива в ситовый барабан на переработку и патрубок выгрузки переработанного ядерного топлива, отличающаяся тем, что она снабжена патрубком подачи газообразного окислителя в корпус, ситовый барабан закреплен на перфорированном барабане изнутри, а дно кожуха, выполненное плоским и наклонным, снабжено присоединенным к нему контейнером, при этом патрубок выгрузки переработанного ядерного топлива размещен в контейнере и сообщен с системой вакуумирования.
Description
Заявляемая полезная модель относится к устройствам для осуществления процессов в технологии регенерации ядерного топлива, а именно к устройствам для измельчения облученного в энергетическом реакторе ядерного топлива или произведенного, но забракованного ядерного топлива.
Полезная модель может быть использована в радиохимической промышленности, занятой переработкой (регенерацией) облученного уранового топлива, смешанного уран-плутониевого топлива и нитридного топлива.
Регенерация ядерного топлива является основной задачей радиохимической технологии переработки отработавших тепловыделяющих элементов ядерных энергетических реакторов и представляет собой процесс осуществления большого числа разных технологических операций, как то: демонтаж тепловыделяющих сборок из ядерного реактора, освобождение тепловыделяющих элементов от конструктивных элементов тепловыделяющей сборки, разрушение защитных металлических оболочек тепловыделяющих элементов и отделение ядерного топлива от конструкционного материала. А затем уже начинается собственно процесс комплексной регенерации ядерного топлива, когда из облученного или бракованного ядерного топлива - уранового, уран-плутониевого, мононитридного - в результате проведения множества физических, химических, пирохимических, электрохимических и других операций извлекают остатки невыгоревшего урана и накопившегося плутония, которые затем направляют на изготовление новых тепловыделяющих элементов.
Следует отметить, что при регенерации ядерного топлива производят не только выделение урана и плутония, но и очистку их от большого количества радиоактивных продуктов деления на всех стадиях для того, чтобы:
- исключить попадание в повторно используемое ядерное топливо нейтроно-поглощающих нуклидов, которые могут препятствовать развитию цепной реакции в ядерном реакторе;
- изолировать биосферу от радиоактивных продуктов деления;
- сохранить большое количество весьма ценных радионуклидов (стронций, цезий технеций, редкоземельные и платиновые элементы, нептуний, америций, кюрий и т.п.), которые могут быть широко использованы в малой ядерной энергетике (радиоизотопные источники тепла для термогенераторов электроэнергии), а также для изготовления источников ионизирующего излучения различного назначения;
- максимально освободить облученное ядерное топливо от основной массы радиоактивных газов ксенона, криптона, йода и др., особенно от весьма опасного трития, образующего тритиевую воду, которую трудно отделить от обычной воды.
Из вышеизложенного следует, что на каждом этапе технологической переработки должны быть соблюдены все условия для очистки урана и плутония от радиоактивных продуктов деления при минимизации потерь и урана, и плутония, и радиоактивных продуктов деления.
В настоящее время сформировалось устойчивое мнение, что регенерация отработавшего ядерного топлива должна быть безводной с целью наилучшего освобождения топлива от основной массы радиоактивных газов. Такая концепция стимулировала осуществление процесса предварительной обработки ядерного топлива, получившей название окислительной перекристаллизации, при котором таблетки облученного ядерного топлива подвергаются окислению газообразным реагентом при температуре 450-500°С. Функцию окислителя может выполнять кислород O2 для уранового и уран-плутониевого оксидного топлива и азот N3 для мононитридного ядерного топлива. В условиях окислительной перекристаллизации происходит массообменный процесс с разрушением структуры решетки облученного или бракованного ядерного топлива, в результате чего идет диспергирование таблетки с образованием мелкодисперсного порошка. После перекристаллизации ядерного топлива получается разрыхленный продукт определенного гранулометрического состава с растворимостью в кислотах, расплавах и при галогенировании в три и более раз выше, чем исходное облученное ядерное топливо, из-за изменения химической природы и увеличения общей поверхности частиц. В то же время возникает и нежелательный результат - во время процесса окисления на таблетках накапливается слой продуктов реакции, что затрудняет и замедляет диффузию газообразного окислителя через этот слой к поверхности непрореагировавшей части таблетки, а значит и снижает скорость окисления. В результате снижается производительность процесса перекристаллизации ядерного топлива.
Заявляемое техническое решение исключает возникновение такой ситуации.
Авторами заявляемого технического решения создано устройство, позволяющее проводить процесс перекристаллизации таблеток ядерного топлива после его предварительного измельчения в барабанной стержневой мельнице до такого размера, когда окисление частиц таблеток будет происходить быстрее, не будет накопления окалины на таблетке, благодаря чему не случится и замедления диффузии газообразного окислителя к поверхности ядерного топлива.
Но сначала рассмотрим известные барабанные мельницы, предназначенные для переработки твердых материалов, и проанализируем возможно ли в них осуществление перекристаллизации ядерного топлива.
В результате проведенных заявителем патентных исследований были выявлены известные технические решения, аналогичные по конструкции и по назначению заявляемому устройству, а именно, мельницы по авторским свидетельствам СССР №№297384, 398268 и 578101). Ограничительные части формул известных изобретений полностью совпадают. Все технические решения содержат корпус, внутри которого концентрично размещены два вращаюшихся (связанные с приводом вращения) и закрытых с торцев перфорированных барабана, внутренний из которых заполнен мелющими телами в виде стержней, патрубок загрузки перерабатываемого материала во внутренний барабан и патрубок выгрузки переработанного материала из корпуса. Цели известных технических решений - предотвращение переизмельчения материалов и увеличение выхода гранул заданной фракции, повышение производительности и срока службы мельницы, повышение производительности путем снижения налипания влажного материала на рабочие органы.
Достоинством известных мельниц является получение измельченного до требуемого размера частиц твердого материала.
Как было указано ранее, перед создателями нового технического решения стояла новая задача - повысить эффективность и производительность процесса перекристаллизации измельченного облученного или бракованного ядерного топлива за счет исключения снижения скорости окисления ядерного топлива газообразным окислителем - кислородом O2 в случае переработки уранового и уран-плутониевого оксидного топлива и азотом N2 при переработке мононинитридного топлива.
Кроме того, в конструкции устройства должны присутствовать признаки, обеспечивающие минимизацию потерь урана, плутония и радиоактивных продуктов деления.
В изобретениях по авт.свид. СССР №№297384, 398268, 578101 поставленные задачи недостижимы, так как отсутствуют конструктивные признаки, отвечающие за решение этих задач.
На основании вышеизложенного в качестве прототипа заявителем выбрана мельница-гранулятор по авт.свид. СССР №297384, как основополагающее техническое решение для последовавшего развития таких мельниц.
Заявляемая барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива, как и прототип, содержит корпус, внутри которого концентрично размещены связанные с приводом вращения и закрытые с торцев перфорированный и ситовый барабаны, причем последний заполнен мелющими телами в виде стержней, патрубок загрузки ядерного топлива в ситовый барабан на переработку и патрубок выгрузки переработанного ядерного топлива.
Отличается заявляемая барабанная мельница тем, что она снабжена патрубком подачи газообразного окислителя в корпус, ситовый барабан закреплен на перфорированном барабане изнутри, а дно кожуха, выполненное плоским и наклонным, снабжено присоединенным к нему контейнером, при этом патрубок выгрузки переработанного ядерного топлива размещен в контейнере и сообщен с системой вакуумирования.
Данная полезная модель отвечает всем условиям патентоспособности:
- в качестве полезной модели заявлено техническое решение, относящееся к устройству;
- полезная модель является новой, так как совокупность ее существенных признаков неизвестна из уровня техники. При проведении патентных исследований заявителем не обнаружена известная барабанная мельница, идентичная заявляемой по совокупности существенных признаков (см. вышеприведенный анализ известных, аналогичных заявляемой, барабанных мельниц).
Полезная модель промышленно применима, так как она может быть использована в промышленности. Заявляемое техническое решение охарактеризовано конкретными конструктивными признаками, каждый из которых воспроизводим и не противоречит применению барабанной мельницы в промышленных условиях. Вся совокупность существенных признаков полезной модели и каждый признак в отдельности направлен на достижение ожидаемого технического результата - осуществление процесса перекристаллизации при исключении снижения скорости окисления ядерного топлива и потерь урана, плутония и радиоактивных продуктов деления.
Подтверждение тому - приведенное ниже описание конструкции заявляемой барабанной мельницы и ее работы.
Полезная модель иллюстрируется представленными чертежами. На фиг.1 - общий вид заявляемой барабанной мельницы в разрезе; на фиг.2 сечение А-А.
Барабанная мельница содержит корпус 1, внутри которого концентрично размещены связанные с приводом вращения (на чертеже не показан) и закрытые с торцев перфорированный барабан 2 и ситовый барабан 3, причем ситовый барабан 3 заполнен мелющими телами в виде стержней 4, патрубок 5 загрузки ядерного топлива в ситовый барабан 3 на переработку и патрубок 6 выгрузки переработанного ядерного топлива. Барабанная мельница снабжена патрубком 7 подачи газообразного окислителя в корпус 1. Ситовый барабан 3 закреплен на перфорированном барабане 2 изнутри. Дно 8 корпуса 1, выполненное плоским и наклонным, снабжено присоединенным к нему контейнером 9, в котором размещен патрубок 6 выгрузки переработанного ядерного топлива, при этом патрубок 6 сообщен с системой вакуумирования (на чертеже не показан).
Корпус 1 мельницы оснащен патрубком 10 для отвода газообразных продуктов в систему очистки и патрубком 11 для возврата твердых частиц в корпус 1 из системы очистки газообразных продуктов.
Заявляемая барабанная мельница работает следующим образом. Исходное облученное или бракованное ядерное топливо в виде таблеток дозированно загружают через патрубок 5 в ситовый барабан 3 на переработку, затем барабаны 2 и 3 приводят во вращение, благодаря чему таблетки ядерного топлива получают и вращательное и продольное перемещение, распределяясь по всей длине барабана 3, а стержни 4, перекатываясь в ситовом барабане 3, измельчают таблетки. Одновременно с загрузкой в барабан 3 ядерного топлива в корпус 1 через патрубок 7 подают нагретый до температуры 450-500°С газообразный окислитель (О2 или N2), проходящий через отверстия внутрь барабанов 2 и 3. Таблетки ядерного топлива, измельчаемые стержнями 4, в то же время вступают во взаимодействие с газообразным окислителем, завершающееся кристаллохимическими превращениями ядерного топлива, то есть перекристаллизацией. Образовавшийся мелкодисперсный порошок, являющаяся продуктом перекристаллизации, под действием центробежной силы и ударов стержней удаляется с таблеток и их частей, вращающихся с барабанами 2 и 3. Полученный мелкодисперсный продукт просеивается через отверстия заданного размера ситового барабана 3 и поступает в нижнюю часть корпуса 1. В барабанах 2 и 3 процессы измельчения и перекристаллизации продолжаются до окончательной переработки всей порции загруженного ядерного топлива, а высыпающийся в корпус 1 мелкодисперсный порошок скатывается по плоскому наклонному дну 8 корпуса 1 мельницы и ссыпается в присоединенный к дну 8 контейнер 9, из которого по патрубку 6, сообщенному с системой вакуумирования выгружается для транспортирования на следующий технологический передел.
Освобождающиеся в процессе перекристаллизации газообразные радиоактивные продукты деления через патрубок 10 уходят в систему их очистки от унесенного из мельницы твердого продукта, который может быть возвращен через патрубок 11.
Использование в радиохимическом производстве заявляемой барабанной мельницы для переработки облученного или бракованного ядерного топлива обеспечит следующие преимущества:
- осуществление высокоэффективного процесса перекристаллизации за счет измельчения таблеток, что увеличивает поверхность взаимодействия ядерного топлива с газообразным окислителем (кислородом O2 или азотом N2), исключает накопление окалины на поверхности перерабатываемых таблеток и их частей ударным воздействием стержней 4, а также удалением ее при вращении барабанов 2 и 3. Таким образом, обеспечивается постоянная диффузия газообразного окислителя к поверхности перерабатываемого ядерного топлива, а значит и скорость процесса перекристаллизации, и производительность устройства не снизятся;
- совмещение в одном аппарате двух технологических процессов - измельчения исходного ядерного топлива и его перекристаллизации - позволит избежать дополнительных операций, связанных с транспортировкой измельченного в любой из известных, описанных выше, мельниц в специально создаваемое устройство для осуществления перекристаллизации, а также исключит потери перерабатываемого ядерного топлива и газообразных радиоактивных продуктов деления и попадание их в биосферу.
Claims (1)
- Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива, содержащая корпус, внутри которого концентрично размещены связанные с приводом вращения и закрытые с торцев перфорированный и ситовый барабаны, причем последний заполнен мелющими телами в виде стержней, патрубок загрузки ядерного топлива в ситовый барабан на переработку и патрубок выгрузки переработанного ядерного топлива, отличающаяся тем, что она снабжена патрубком подачи газообразного окислителя в корпус, ситовый барабан закреплен на перфорированном барабане изнутри, а дно кожуха, выполненное плоским и наклонным, снабжено присоединенным к нему контейнером, при этом патрубок выгрузки переработанного ядерного топлива размещен в контейнере и сообщен с системой вакуумирования.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011108972/13U RU107708U1 (ru) | 2011-03-10 | 2011-03-10 | Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2011108972/13U RU107708U1 (ru) | 2011-03-10 | 2011-03-10 | Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU107708U1 true RU107708U1 (ru) | 2011-08-27 |
Family
ID=44756996
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2011108972/13U RU107708U1 (ru) | 2011-03-10 | 2011-03-10 | Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU107708U1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
USD973786S1 (en) * | 2021-07-15 | 2022-12-27 | Alexander Krys | Puzzle game |
-
2011
- 2011-03-10 RU RU2011108972/13U patent/RU107708U1/ru not_active IP Right Cessation
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
USD973786S1 (en) * | 2021-07-15 | 2022-12-27 | Alexander Krys | Puzzle game |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5961572B2 (ja) | 破損あるいは溶融した核燃料の処理方法 | |
RU107708U1 (ru) | Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива | |
Masson et al. | Block-type HTGR spent fuel processing: CEA investigation program and initial results | |
RU2453937C1 (ru) | Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива | |
Maher | Current headend technologies and future developments in the reprocessing of spent nuclear fuels | |
Pozzetto et al. | Proposal of a prototype plant based on the exfoliation process for the treatment of irradiated graphite | |
Khot et al. | Development of recycling processes for clean rejected MOX fuel pellets | |
Volkova et al. | Radionuclides in irradiated graphite of uranium–graphite reactors: decontamination of sleeves using liquid reagents | |
US9428401B1 (en) | Separation of the rare-earth fission product poisons from spent nuclear fuel | |
Levitz et al. | A conceptual design study of a fluoride-volatility plant for reprocessing LMFBR fuels | |
Hoogen et al. | Evaluation of potential head-end procedures for graphite-containing fuel elements | |
US8502179B1 (en) | Amalgam of crushed hazardous radioactive waste, such as spent nuclear fuel rods, mixed with copious amounts of lead pellets, also granulated, to form a mixture in which lead granules overwhelm | |
KR101522980B1 (ko) | 핵종 아이오다인-129의 핵변환을 위한 이트륨 트라이 아이오다이드 표적물 및 그 제조방법과 이를 이용한 아이오다인-129의 처리장치 | |
McDeavitt et al. | Thoria-based cermet nuclear fuel: cermet fabrication and behavior estimates | |
Bespala et al. | Study of irradiated graphite-bakelite paste | |
Heath et al. | Reprocessing development for HTGR fuels | |
JP2012127717A (ja) | 原子炉における使用済燃料棒の脱被覆方法 | |
Kiegiel et al. | Management of Radioactive Waste from HTGR Reactors Including Spent TRISO Fuel—State of the Art. Energies 2022, 15, 1099 | |
Pillon et al. | Impact of the Curium Management on the Fabrication of Ma-bearing Targets at an Industrial Scale in the Frame of a Mixed PWR and FR P&T Scenario | |
Li | Treatment and Disposal of the Radioactive Graphite Waste of High-Temperature Gas-Cooled Reactor Spent Fuel | |
Simirskii et al. | Graphite Research Reactor (RFT) Spectrometric Investigation During Dismantling.–17006 | |
Feno et al. | Building ball mill design from 20 cm diameter steel for chalcopyrite mineral destruction as a learning processing media of uranium processing | |
Maloir et al. | Optimization of the Post-Operational Phase on Two Belgian Multi-Unit Nuclear Power Plants: the Case of the Non-Fissile Irradiated Core Items-20156 | |
Sawa et al. | Study on storage and reprocessing concept of the high temperature engineering test reactor (HTTR) fuel | |
Bordier et al. | The Atalante facility at CEA/Marcoule: towards Gen IV systems fuel cycle |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MG1K | Anticipatory lapse of a utility model patent in case of granting an identical utility model |
Ref document number: 2011108973 Country of ref document: RU Effective date: 20120620 |