RU2113022C1 - Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе - Google Patents

Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе Download PDF

Info

Publication number
RU2113022C1
RU2113022C1 RU97108412A RU97108412A RU2113022C1 RU 2113022 C1 RU2113022 C1 RU 2113022C1 RU 97108412 A RU97108412 A RU 97108412A RU 97108412 A RU97108412 A RU 97108412A RU 2113022 C1 RU2113022 C1 RU 2113022C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium
concentration
isotopes
hexafluoride
isotope
Prior art date
Application number
RU97108412A
Other languages
English (en)
Other versions
RU97108412A (ru
Inventor
В.А. Межуев
А.К. Панюшкин
Н.А. Балагуров
Г.Г. Потоскаев
В.С. Курсков
А.В. Иванов
Г.Ф. Пугачев
А.М. Белынцев
О.Л. Седельников
С.В. Малышев
Ю.В. Глаголенко
Е.Г. Дзекун
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" filed Critical Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод"
Priority to RU97108412A priority Critical patent/RU2113022C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2113022C1 publication Critical patent/RU2113022C1/ru
Publication of RU97108412A publication Critical patent/RU97108412A/ru

Links

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе заключается в том, что смешивают три компонента, причем в качестве первого компонента, т.е. исходного материала, используют выгоревшее топливо, к которому добавляют еще два компонента, а именно: гексафторид отвального (обедненного) урана и гексафторид обогащенного (до 100%) урана. В процессе смешивания производят контроль и регулирование содержания как делящихся изотопов (уран-235), так и вредных изотопов (уран-232 и уран-236). Смешивание производят до получения заранее заданной концентрации в установленных пределах. Изобретение обеспечивает высокую (заданную) степень концентрации делящегося нуклида урана-235 при низкой (заданной) степени концентрации вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 в восстановленном ядерном топливе и высокую гомогенность распределения делящегося изотопа уран-235 в смеси изотопов урана. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Description

Изобретение относится к области изготовления ядерного топлива для ядерных реакторов атомных электростанций, точнее к области восстановления (переработки) пригодности выгоревшего ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе.
Известен способ [1] изготовления свежего ядерного топлива в виде смеси изотопов урана. Способ сводится к повышению концентрации (массовой доли) делящегося изотопа уран-235 в гексафториде природной смеси изотопов урана электромагнитным методом (аналог).
Недостатком этого способа заключается в том, что на практике он не позволяет полностью разделить изотопы урана и не применяется в промышленных масштабах.
Известен способ [1] изготовления свежего ядерного топлива в виде смеси изотопов урана. Способ сводится к повышению концентрации (массовой доли) делящегося изотопа уран-235 в гексафториде природной смеси изотопов урана методом газовой диффузии (аналог).
Недостаток этого способа заключается в значительной энергоемкости, а также в том, что этот способ, при использовании применительно к выгоревшей (отработанной) смеси изотопов урана для повторного использования в ядерном реакторе, приводит к повышению концентрации и других изотопов урана, в том числе, практически, неотделимых (при радиохимической обработке выгоревшего топлива) примесей изотопов уран-232, уран-234 и уран-236, которые являются вредными, т.е. ухудшают качество топлива.
Известен способ [2] изготовления ядерного топлива в виде смеси изотопов урана. Способ заключается в том, что в качестве исходного сырья используют выгоревшее ядерное топливо, т.е. выгоревшую смесь изотопов урана, что смесь изотопов радиохимически очищают от примесей других элементов, в том числе и от плутония, что смесь изотопов фторируют до получения гексафторида урана. Далее гексафторид выгоревшей смеси изотопов урана нагревают до температуры выше тройной точки и подвергают возгонке в виде газовой фазы, затем газовую фазу гексафторида разбавляют в 6-10 раз газовой фазой гексафторида естественной смеси изотопов урана с концентрацией всего 0,7115% изотопа урана-235 с целью уменьшить концентрацию вредного изотопа уран-236. В дальнейшем в полученном гексафториде смеси изотопов урана восстанавливают или повышают концентрацию (обогащают) делящегося изотопа уран-235 методом газовой диффузии (прототип).
Этот способ, практически, мало отличается от описанного выше способа обогащения делящимся изотопом уран-235 методом газовой диффузии.
Недостаток этого способа заключается в значительной энергоемкости, а также в том, что при этом способе нет возможности регулировать концентрацию вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 в процессе производства, т.е. в процессе обогащения (в процессе повышения концентрации изотопа уран-235). При использовании этого способа неизбежно, независимо от первоначального разбавления гексафторидов естественной смесью изотопов урана, в восстановленном или обогащенном гексафториде смеси изотопов урана повышается концентрация вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 в процессе обогащения методом газовой диффузии, так как массы ядер этих вредных изотопов близки к массе ядер делящегося изотопа уран-235. Таким образом, конечная концентрация вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 в высокообогащенном ядерном топливе зависит, практически, от их начального содержания в выгоревшем (исходном) ядерном топливе (смеси изотопов урана). Повышение концентрации вредного изотопа уран-232 приводит к затруднениям при дальнейшем изготовлении ядерного топлива (порошка, таблеток, твэлов, ТВС) из-за мощного и вредного излучения продуктов его распада. Повышение концентрации вредного изотопа уран-234 приводит к затруднениям при дальнейшем изготовлении ядерного топлива (порошка, таблеток, твэлов) из-за загрязнения воздуха в рабочем помещении и поверхностей в рабочем помещении вредными альфа-частицами. Повышение концентрации вредного изотопа уран-236 приводит к повышению паразитного захвата нейтронов в ядерном реакторе и, в свою очередь, требует повышения концентрации делящегося изотопа уран-235, что ухудшает экономические показатели ядерного реактора (атомной электростанции).
При многократном вовлечении выгоревшего ядерного топлива в эксплуатацию в ядерном реакторе (при многократной регенерации) концентрация вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 в выгоревшем ядерном топливе постоянно возрастает по сравнению с начальной концентрацией. В конце концов (практически уже на 3-м цикле), повторное использование выгоревшего ядерного топлива в ядерном реакторе становится невозможным из-за высокой концентрации вредных изотопов, в основном из-за изотопа уран-236.
Изобретение направлено на решение следующих задач:
а) обеспечить высокую (заданную) степень концентрации (массовой доли) делящегося нуклида - изотопа уран-235 при низкой (заданной) степени концентрации вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 в восстановленном гексафториде смеси изотопов урана, т.е. в восстановленном ядерном топливе;
б) повысить качество восстановленного гексафторида урана, т.е. восстановленного ядерного топлива, за счет значительного снижения концентрации вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236;
в) установить экономически приемлемый диапазон значений концентраций вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 в восстановленном гексафториде смеси изотопов урана, т.е. в восстановленном ядерном топливе, который удовлетворял бы как производителя, так и заказчика (атомную электростанцию-АЭС);
г) обеспечить возможность многократного использования в ядерном реакторе одной и той же выгоревшей смеси изотопов урана без повышения концентрации вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 в восстановленном (конечном) ядерном топливе;
д) обеспечить высокую гомогенность (однородность) распределения делящегося изотопа уран-235 в смеси изотопов урана и, тем самым, повысить надежность ядерного топлива (таблеток, твэлов, ТВС) за счет исключения локального перегрева из-за низкой гомогенности.
Указанные выше задачи по п. а - д решаются за счет введения в известное техническое решение совокупности основных отличительных признаков, заключающихся в том, что в гексафториде выгоревшей смеси изотопов урана понижают концентрацию изотопов уран-236, уран-234 и уран-232 по сравнению с исходной концентрацией, смешивают между собой преимущественно три компонента, смешивание компонентов производят в газовой и (или) в жидкой фазе, в качестве первого компонента, т.е. исходного материала, используют гексафторид выгоревшей смеси изотопов урана, в качестве второго, т.е. восстанавливающего компонента, используют гексафторид, как правило, свежей смеси изотопов урана, с меньшей, чем в первом компоненте, концентрацией изотопов уран-232, уран-234, уран-236 и концентрацией делящегося изотопа уран-235 преимущественно в диапазоне от 0,15 до 0,7115 мас.%, в качестве третьего, т.е. восстанавливающего компонента, используют гексафторид преимущественно свежей смеси изотопов урана с отличной от первого компонента концентрацией делящегося изотопа уран-235 преимущественно с концентрацией от 3,6 до 100 мас.%, в процессе смешивания регулируют концентрацию изотопов уран-232, уран-234, уран-235 и уран-236, регулирование производят, как правило, за счет контроля расхода массы компонентов и за счет контроля концентрации изотопов урана в процессе смешивания компонентов, вначале первый компонент смешивают, как правило, с вторым компонентом и доводят концентрацию изотопа уран-232 ниже 4,9•10-7 мас.%, изотопа уран-234 ниже 1,7•10-1 мас.% и изотопа уран-236 ниже 8,0•10-1 мас.%, затем, как правило, полученный материал смешивают с третьим компонентом и доводят концентрацию делящегося изотопа уран-235 и, как правило, концентрацию изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 до заданных величин.
Указанные выше существенные отличительные признаки являются достаточными во всех случаях, на которые испрашивается объем правовой охраны.
В формулу способа введены дополнительные отличительные признаки, заключающиеся в том, что добавление и смешивание компонентов, а также контроль и регулирование концентрации изотопов урана продолжают до достижения заданных величин в следующем диапазоне концентраций, мас.%:
Уран-235 - 1 - 10
Уран-232 - 4,9•10-7 - 3,8•10-9
Уран-234 - 1,7•10-1 - 7,3•10-3
Уран-236 - 8,0•10-1 - 6,4•10-3
Уран-238 и другие примеси - Остальное
При этом авторы обращают внимание экспертизы на следующее:
1) в конечном (восстановленном) ядерном топливе могут быть и другие примеси, не удаленные ранее радиохимической очисткой выгоревшего в ядерном реакторе ядерного топлива или содержащиеся в восстанавливающих компонентах, Zr, Nb, Ru, причем содержание этих примесей в настоящем изобретении не лимитировано;
2) в настоящем описании изобретения под термином "ядерное топливо" авторы понимают в зависимости от контекста либо гексафторид смеси изотопов урана, либо продукты (порошки двуокиси урана, таблетки, твэлы, ТВС), которые могут быть в дальнейшем получены из указанного выше гексафторида;
3) под термином "концентрация" авторы подразумевают концентрацию изотопов урана именно в смеси изотопов урана (этот термин не относится к химическому соединению, т.е. при этом не учитываются такие химические элементы, как фтор, кислород и т.д.);
4) заявленный способ позволяет утилизировать (использовать) металлический уран-235 с концентрацией до 100% (оружейный), который ранее не использовался в ядерной энергетике.
При анализе приведенных выше известных способов (см. аналоги), т.е. при анализе уровня ядерной техники, не обнаружены способы с точно такой же совокупностью признаков, что позволяет авторам считать заявленный способ соответствующим критерию "новизна".
Для специалиста по ядерной технике явным образом не следует, что для решения приведенных выше задач, в формулу изобретения, которая заявлена, нужно ввести именно ту совокупность отличительных признаков (смешивание трех компонентов), включая изотопный состав (уран-232, уран-234, уран-236, уран-235, уран-238) и диапазон концентраций указанных изотопов в компонентах и в восстановленном (конечном) гексафториде ядерного топлива, которая заявлена (см. формулу). В связи с этим авторы считают, что заявленный способ соответствует критерию "изобретательский уровень".
Заявленный способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива осуществляется описанным ниже образом.
Между собой смешивают три компонента в газовой фазе и (или) жидкой фазе. В качестве первого компонента, т.е. исходного материала, используют в жидкой фазе гексафторид выгоревшей смеси изотопов урана. В качестве второго, т.е. восстанавливающего компонента, используют в жидкой фазе гексафторид свежего урана с меньшей, чем в первом компоненте, концентрацией делящегося изотопа уран-235 преимущественно от 0,15 до 0,7115%. В качестве третьего, т.е. восстанавливающего компонента, используют в газовой фазе гексафторид смеси изотопов с большей концентрацией делящегося изотопа уран-235, чем в первом компоненте преимущественно от 3,6 до 100%. В процессе смешивания контролируют и регулируют концентрацию изотопов уран-232, уран-234, уран-236 и уран-235. Регулирование производят как за счет контроля расхода массы трех компонентов, так и за счет прямого контроля концентрации указанных изотопов в трех компонентах и в восстановленном ядерном топливе. Вначале исходный материал смешивают со вторым компонентом и доводят концентрацию изотопа уран-232 ниже 4,9•10-7%, изотопа уран-234 ниже 1,7•10-1%, изотопа уран-236 ниже 8,0•10-01%. Затем полученный материал смешивают с третьим компонентом и доводят концентрацию делящегося изотопа уран-235 до заданной в диапазоне от 1 до 10%. При этом может быть не достигнуто заданное (заказчиком) значение или может быть изменено ранее достигнутое значение концентраций изотопов уран-232, уран-234, уран-236 и уран-235. Поэтому процесс смешивания и добавления (в основном восстанавливающих) компонентов продолжают до достижения в восстановленном гексафториде заданных (заказчиком) значений концентраций указанных выше изотопов в том диапазоне, который указан в формуле.
Причинно-следственная связь между совокупностью заявленных отличительных признаков, касающихся того, что концентрацию делящегося изотопа уран-235 повышают за счет того, что смешивают между собой три компонента, смешивание компонентов производят в газовой фазе и (или) в жидкой фазе, в качестве первого компонента, т.е. исходного материала, используют гексафторид выгоревшей смеси изотопов урана, в качестве второго, т.е. восстанавливающего компонента, используют гексафторид смеси изотопов свежего урана с меньшей, чем в первом компоненте, концентрацией изотопа уран-235, в качестве третьего, т. е. восстанавливающего компонента, используют гексафторид смеси изотопов урана с большей концентрацией делящегося изотопа уран-235, чем в первом компоненте, в процессе смешивания контролируют и регулируют концентрацию изотопов уран-232, уран-234, уран-236 и уран-235 и техническим результатом, состоящим в том, что обеспечивается высокая (заданная) степень концентрации (массовой доли) делящегося изотопа уран-235 при низкой (заданной) степени концентрации вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 в восстановленном гексафториде смеси изотопов урана заключается в том, что при заявленном способе не производится обогащение методом газовой диффузии, как в способе-прототипе, а производится обогащение в одном технологическом процессе путем смешивания трех компонентов. При этом производится как обогащение делящимся изотопом ураном-235, так и обеднение вредными изотопами уран-232, уран-234, уран-236 за счет указанных в формуле этих трех компонентов и концентраций изотопов в них, причем в них объединены такие противоположные по смыслу процессы, как обогащение (уран-235), так и обеднение (уран-232, уран-234, уран-236). Кроме того, положительный результат достигается за счет того, что в процессе смешивания производится контроль и регулирование концентрации изотопов уран-232, уран-234, уран-236 и уран-235 (а в способе-прототипе, по крайней мере регулирование изотопов уран-232, уран-234 и уран-236, невозможно и не производится). При этом следует иметь в виду, что при смешивании гексафторидов изотопов урана в жидкой и (или) газовой фазе достигается максимально возможная гомогенность ядерного топлива, которое будет изготовлено из этого гексафторида, в части распределения изотопа уран-235 по объему ядерного топлива, что повысит его надежность.
Причинно-следственная связь между совокупностью заявленных отличительных признаков, касающихся того, что в процессе смешивания контролируют и регулируют концентрацию изотопов уран-232, уран-234, уран-236 и уран-235, регулирование производят, как правило, за счет контроля расхода массы компонентов и за счет непосредственного контроля концентрации указанных изотопов в смешиваемом или восстановленном ядерном топливе, вначале исходный материал смешивают с вторым компонентом и доводят концентрацию изотопа уран-232 ниже 4,9•10-7%, изотопа уран-234 ниже 1,7•10-1, изотопа уран-236 ниже 8,0•10-1%, затем полученный материал смешивают с третьим восстанавливающим компонентом и доводят концентрацию изотопа уран-235 до заданной преимущественно от 1 до 10%, процесс смешивания и добавления компонентов (как правило, восстанавливающих) продолжают до достижения в восстановленном гексафториде смеси изотопов урана заданного значения концентраций в диапазоне, указанном в формуле изобретения, и техническим результатом, состоящим в повышении качества восстановленного гексафторида урана, т.е. восстановленного ядерного топлива, за счет снижения концентрации вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236, заключается в том, что указанные операции, касающиеся контроля и регулирования, а также окончание операции регулирования (с окончанием добавления и смешивания компонентов) связаны с конкретным диапазоном концентраций вредных изотопов в конечном ядерном топливе, что этот диапазон как правило меньше, чем конкретные значения этих же вредных изотопов (уран-232, уран-234 и уран-236) в исходном выгоревшем топливе и, как правило, в топливе, полученном другим известным способом (см. аналоги и прототип).
Для сведения экспертизы авторы сообщают, что в соответствии со стандартом США ASTM C 787-90 "Standard Specification for Uranium Hexafluoride for Enrichment" в гексфаториде из выгоревшей смеси изотопов урана, предназначенном для обогащения методом газовой диффузии или центрифужным способом, может быть следующая максимальная концентрация вредных изотопов урана:
Уран-232 - 5•10-7%
Уран-234 - 4,8•10-2%
Уран-236 - 8,4•10-1%
В процессе обогащения (повышения концентрации изотопа уран-235) гексафторида методом газовой диффузии или центрифужным методом указанные значения максимальных концентраций вредных изотопов могут только увеличиваться.
Реально в реакторах, например, в ядерных энергетических установках для морских судов, значения концентраций вредных (указанных выше) изотопов могут быть выше. При многократной загрузке одного и того же выгоревшего и восстановленного известным способом (см. аналоги и прототип) ядерного топлива, значения концентраций вредных (указанных выше) изотопов (особенно урана-236) возрастают.
Причинно-следственные связи между указанными выше отличительными признаками, касающимися контроля и регулирования концентрации изотопов, и техническим результатом, состоящим в том, что установить экономически приемлемый диапазон значений концентраций вредных изотопов уран-232, уран-235 и уран-236 в восстановленном гексафториде смеси изотопов урана, т.е. в восстановленном ядерном топливе, который удовлетворял бы как производителя, так и заказчика (атомную электростанцию-АЭС), заключаются в точно таких же причинах, которые уже указаны в вышестоящем абзаце. Цифры диапазона концентраций изотопов урана установлены в формуле изобретения, исходя из опыта работы по восстановлению пригодности гексафторида выгоревшего урана и в результате анализа эксплуатации ядерного топлива в ядерном реакторе. Дело в том, что топливо можно изготовить очень чистым в части содержания вредных изотопов, но экономически эго невыгодно, так как затраты на его производство не будут экономически приемлемыми.
Причинно-следственная связь между совокупностью заявленных отличительных признаков, касающихся того, что процесс смешивания и добавления компонентов производят до достижения в конечном ядерном топливе указанного в формуле изобретения диапазона концентраций изотопов урана и техническим результатом, состоящим в возможности обеспечить многократное использование в ядерном реакторе одной и той же выгоревшей смеси изотопов урана без повышения концентрации вредных изотопов уран-232, уран-234 и уран-236, заключается в том, что каждый раз после эксплуатации ядерного реактора выгоревшее ядерное топливо, обработанное в соответствии с указанным способом, будет иметь низкое (заданное заказчиком в том диапазоне, которое указано в формуле) содержание вредных изотопов урана, повышение вредных изотопов в процессе однократной эксплуатации будет приведено в норму, указанную в изобретении перед последующей эксплуатацией в ядерном реакторе этой же выгоревшей смеси изотопов урана при изготовлении конечного ядерного топлива.
К настоящему описанию приложена одна из конкретных схем оборудования для осуществления заявленного способа и дано подробное описание одного из конкретных примеров осуществления заявленного способа.
На чертеже изображены пять взаимосвязанных установок для осуществления заявленного способа. Первая установка содержит контейнер (герметичную емкость) 1, в котором размещено (для хранения, транспортирования, переработки) выгоревшее в ядерном реакторе топливо в виде гексафторида смеси изотопов урана, т.е. первого компонента. Контейнер 1 установлен на весах 6 для контроля за расходом гексафторида в процессе смешивания компонентов. Гексафторид урана при нормальных условиях (температуре 20oC и давлению 760 мм ртутного столба) находится внутри контейнера в твердом состоянии. Контейнер 1 находится внутри реторты 7, которая может обогреваться электропечью 8 за счет продувки горячего воздуха с помощью вентилятора 9. Температура горячего воздуха может регулироваться в пределах от 50 до 150oC. К реторте 7 прикреплен датчик температуры (на схеме не показан) для контроля за температурой реторты и соответственно за температурой контейнера 1 (аналогичные датчики имеются на всех других установках для контроля температуры остальных контейнеров 2, 3, 4, 5). Контейнер 1 снабжен запорным клапаном 10 для подвода газа азота и запорным клапаном 11 для отвода (подвода) газообразного или жидкого гексафторида урана. На трубопроводе для отвода гексафторида установлен прибор 12 для контроля давления и прибор 13 для контроля расхода газа или жидкости. Далее на этом же трубопроводе установлен запорный клапан 14 для отсечки (изолирования) от соседнего контейнера с гексафторидом.
Остальные установки в части обогревательных устройств, запорной арматуры (клапанов) и контрольных приборов устроены аналогичным образом, причем на схеме графически эти устройства и приборы для разных установок изображены одинаково. Во второй установке размещен контейнер 2 со вторым компонентом, в третьей установке размещен контейнер 3 с третьим компонентом, в четвертой установке размещен контейнер 4, в котором производят смешивание трех компонентов, в пятой установке размещен контейнер 5, в который перемещают (далее хранят или транспортируют) уже восстановленное (уже смешанное) ядерное топливо.
Заявленный способ осуществляется следующим образом. Контейнер 1 с определенной (заранее известной) массой и концентрацией вредных и делящихся изотопов нагревают до температуры выше тройной точки (64oC) - до температуры 80oC - и переводят гексафцторид в жидкое состояние, выдерживая в контейнере давление 1790 - 1830 мм рт.ст. Далее через клапан 10 подают в контейнер 1 газ азот и выдавливают определенную массу (часть или весь) жидкого гексафторида в контейнер 4 для смешивания со вторым компонентом. Контроль массы производят по весам 6 и расходомеру 13. Клапан 14 перекрывают и отсекают трубопроводы 15 контейнера 1 от трубопроводов 16 контейнера 2.
Аналогичным образом второй компонент (гексафторид низкообогащенного урана, например, отвального урана) в контейнере 2 переводят в жидкое состояние и выдавливают определенную массу второго компонента через трубопроводы 16 и 17 в контейнер 4 для смешивания с первым компонентом. Контроль массы производят по весам 6 и расходомеру 13 (на чертеже эти приборы графически изображены одинаково с такими же приборами, изображенными на первой установке с контейнером 1). Зная массы компонентов и концентрацию вредных и делящихся изотопов, расчетным путем определяют их концентрацию в контейнере 4. К реторте 7 контейнера 4 прикреплен (или размещен рядом) прибор 18 для дистанционного контроля типов изотопов и их концентрации внутри контейнера 4. По этому прибору проверяют расчет концентрации изотопов в контейнере 4. Увеличивая массу первого или второго компонента в контейнере 4, концентрацию вредных изотопов уран-232 и уран-236 доводят до наибольшего допускаемого значения, указанного в формуле изобретения, или понижают далее до заданного заказчиком уровня. Зная массы двух компонентов и концентрацию вредных изотопов в первом и втором компоненте, а также требования заказчика, можно расчетным путем определить пригодность к использованию смеси компонентов до их фактического смешивания. В этом случае можно одновременно выдавливать первый и второй компонент из контейнеров 1 и 2 по трубопроводам 15, 16, 17 в контейнер 4 для смешивания, не отсекая клапаном 14 контейнер 1 от контейнера 2. Все равно результат расчета будет перепроверен дистанционным прибором 18 (на практике этот прибор может отсутствовать, тогда расчет будет перепроверен на конечной стадии после отбора контрольной пробы специальным пробоотборником в виде стакана на анализ изотопного состава и концентраций изотопов восстановленного топлива - см. поз. 21).
Третий компонент (гексафторид высокообогащенного урана, например, оружейного урана с обогащением 98%) размещен в контейнере 3. Третий компонент нагревают до температуры выше тройной точки - до 90oC и создают в контейнере 3 давление 1900 - 2000 мм рт.ст. При этом третий компонент из твердого состояния переводят в газовое состояние (в газовую фазу). Газовая фаза третьего компонента по трубопроводу 19 самотеком поступает в контейнер 4 на смешивание с первым и вторым компонентами. При этом нет необходимости выдавливать третий компонент из контейнера 3. Показанный на схеме клапан 20 служит для продувки пустого контейнера 3 азотом или для подвода третьего компонента (газа гексафторида) из другого контейнера (в одном контейнере не может быть много высокообогащенного топлива из-за ограничений ядерной безопасности). При этом производится приборный контроль (весы типа 6 и расходомер типа 13) расхода массы третьего компонента.
Когда концентрация (степень обогащения) восстановленного ядерного топлива делящимся нуклидом (ураном-235) в контейнере 4 достигнет заданного заказчиком уровня, расход (истечение) третьего компонента прекращают путем перекрытия запорного клапана типа 11 на контейнере 3 и контейнере 4. В процессе смешивания, как правило, барботируют (пропускают через жидкость) газ азот для лучшего смешивания всех компонентов. Концентрацию делящихся нуклидов в восстановленном ядерном топливе определяют расчетным путем, учитывая массу компонентов в смеси и их концентрацию. Перепроверка значения концентрации делящихся изотопов (уран-235) и вредных изотопов (уран-232, уран-234, уран-236) может производиться как дистанционным прибором 18, так и прямым контрольным отбором пробы на анализ специальным пробоотборником.
На чертеже показано место 21 для присоединения специального пробоотборника. После положительных результатов контроля открываются клапаны типа 11 и жидкая смесь трех компонентов по трубопроводу 22 за счет подачи азота в контейнер 4 выдавливается из контейнера 4 в контейнер 5.
Контейнер 5 содержит восстановленное ядерное топливо, качество которого проконтролировано на соответствие требованиям заказчика. Этот контейнер 5 отправляется заказчику для производства порошка, таблеток, твэлов и ТВС.
В процессе смешивания жидких компонентов в контейнере 4 и выдавливания (перелива) жидких компонентов из контейнера 4 в контейнер 5 образуется паровая подушка. С целью ликвидации этой подушки и предупреждения появления избыточного давления имеется конденсатор 23, который охлаждается хладагентом 24 до температуры ниже 0oC и в котором поддерживается давление меньше, чем в контейнерах 4 и 5, например, ниже атмосферного из-за подсоединения 25 к вакуумному насосу. Пары гексафторида по трубопроводам 26 и 27 поступают в конденсатор и превращаются в нем в твердую фазу, т.е. в отходы, которые затем отправляются на переработку.
При низком значении концентраций делящегося изотопа уран-235 и низких значениях концентраций вредных изотопов уран-232, уран-234, уран-236 в первом компоненте (гексафторид выгоревшей смеси изотопов) и при низких значениях вредных изотопов урана в третьем компоненте (гексафторид высокообогащенного урана), а также при низких требованиях заказчика к восстановленному ядерному топливу в части содержания указанных вредных изотопов, допускается смешивать только первый и третий компоненты.
При высоком значении концентрации делящегося изотопа уран-235 и низких значениях концентраций вредных изотопов уран-232, уран-234, уран-236 в первом компоненте (гексафторид выгоревшей смеси изотопов) и при низких значениях вредных изотопов урана во втором компоненте (гексафторид отвального низкообогащенного урана), а также при низких требованиях заказчика к восстановленному ядерному топливу в части содержания указанных вредных изотопов, допускается смешивать только первый и второй компоненты.
При поступлении выгоревшего ядерного топлива в виде окислов изотопов урана эти окислы изотопов урана можно фторировать по известной технологии и превращать в гексафторид изотопов урана. Далее можно производить повышение концентрации (обогащение) по заявленному и описанному выше способу.
Восстановленное заявленным способом ядерное топливо предназначено преимущественно для ядерных реакторов на тепловых нейтронах с обычной (легкой) водой в качестве замедлителя и теплоносителя.
Экономический эффект от использования заявленного способа зависит от объема восстановленного (переработанного) выгоревшего ядерного топлива. При этом следует иметь в виду, что цена ядерного топлива приближается к цене золота.
Для внедрения заявленного способа нужно завезти необходимое количество гексафторида выгоревшей смеси изотопов урана, гексафторида отвального (обедненного) урана и гексафторида высокообогащенного (возможно оружейного) урана. При этом следует провести соответствующую технологическую подготовку производства, т.е. произвести монтаж пяти описанных выше установок.
Источники информации.
1. Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики. Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. Экономика АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1987, с. 201.
2. Синев Н.М. и Батуров Б.Б. Экономика ядерной энергетики. Основы технологии и экономики ядерного топлива. М.: Атомиздат, 1980, с. 212.

Claims (2)

1. Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида выгоревшей смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе, заключающийся в том, что в гексафториде выгоревшей смеси изотопов урана изменяют, т. е. повышают или понижают концентрацию делящегося изотопа уран-235 по сравнению с исходной концентрацией до заданной величины, отличающийся тем, что в гексафториде выгоревшей смеси изотопов урана понижают концентрацию изотопов уран-236, уран-234 и уран-232 по сравнению с исходной концентрацией, смешивают между собой преимущественно три компонента, смешивание компонентов производят в газовой и/или в жидкой фазе, в качестве первого компонента, т.е. исходного материала, используют гексафторид выгоревшей смеси изотопов урана, в качестве второго, т.е. восстанавливающего компонента, используют гексафторид, как правило, свежей смеси изотопов урана с меньшей, чем в первом компоненте концентрацией изотопов уран-232, уран-234, уран-236 и концентрацией делящегося изотопа уран-235 преимущественно в диапазоне 0,15 - 0,7115 мас.%, в качестве третьего, т.е. восстанавливающего компонента, используют гексафторид преимущественно свежей смеси изотопа урана с отличной от первого компонента концентрацией делящегося изотопа уран-235, преимущественно с концентрацией 3,6 - 100,0 мас.%, в процессе смешивания регулируют концентрацию изотопов уран-232, уран-234, уран-235 и уран-236, регулирование производят, как правило, за счет контроля расхода массы компонентов и за счет контроля концентрации изотопов урана в процессе смешивания компонентов, вначале первый компонент смешивают, как правило, с вторым компонентом и доводят концентрацию изотопа уран-232 ниже 4,9 • 10-7 мас.%, изотопа уран-234 ниже 1,7 • 10-1 мас. % и изотопа уран-236 ниже 8,0 • 10-1 мас.%, затем, как правило, полученный материал смешивают с третьим компонентом и доводят концентрацию делящегося изотопа уран-235 и, как правило, концентрацию изотопов уран-232, уран-234 и уран-236 до заданных величин.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что добавление и смешивание компонентов, а также контроль и регулирование концентрации изотопов урана продолжают до достижения заданных величин в следующем диапазоне концентраций, мас.%:
Уран-235 - 1 - 10
Уран-232 - 4,9 • 10-7 - 3,8 • 10-9
Уран-234 - 1,7 • 10-1 - 7,3 • 10-3
Уран-236 - 8,0 • 10-1 - 6,4 • 10-3
Уран-238 и другие примеси - Остальноеа
RU97108412A 1997-05-20 1997-05-20 Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе RU2113022C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97108412A RU2113022C1 (ru) 1997-05-20 1997-05-20 Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU97108412A RU2113022C1 (ru) 1997-05-20 1997-05-20 Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2113022C1 true RU2113022C1 (ru) 1998-06-10
RU97108412A RU97108412A (ru) 1998-10-10

Family

ID=20193218

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU97108412A RU2113022C1 (ru) 1997-05-20 1997-05-20 Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2113022C1 (ru)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2497210C1 (ru) * 2012-05-11 2013-10-27 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Способ изотопного восстановления регенерированного урана
US9799414B2 (en) 2010-09-03 2017-10-24 Atomic Energy Of Canada Limited Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same
US10176898B2 (en) 2010-11-15 2019-01-08 Atomic Energy Of Canada Limited Nuclear fuel containing a neutron absorber
US10950356B2 (en) 2010-11-15 2021-03-16 Atomic Energy Of Canada Limited Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9799414B2 (en) 2010-09-03 2017-10-24 Atomic Energy Of Canada Limited Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same
US10176898B2 (en) 2010-11-15 2019-01-08 Atomic Energy Of Canada Limited Nuclear fuel containing a neutron absorber
US10950356B2 (en) 2010-11-15 2021-03-16 Atomic Energy Of Canada Limited Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same
RU2497210C1 (ru) * 2012-05-11 2013-10-27 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Способ изотопного восстановления регенерированного урана

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA2801408C (en) Methods and apparatus for selective gaseous extraction of molybdenum-99 and other fission product radioisotopes
Clement et al. The Phebus fission product and source term international programmes
CN109657905A (zh) 一种mox燃料的临界事故环境释放源项的估算方法
US3028327A (en) Closed-cycle water-boiler reactor
RU2113022C1 (ru) Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе
Simnad Nuclear reactor materials and fuels
Giordano et al. Recent advances in understanding ruthenium behaviour under air-ingress conditions during a PWR severe accident
RU2307410C2 (ru) Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида выгоревшей смеси изотопов урана для повторного использования в ядерном реакторе
JPH05100070A (ja) 原子炉制御系及びホウ酸濃度制御方法
Herranz et al. Comparison of LWR and SFR in-containment source term: Similarities and differences
Lahr Fabrication, properties, and irradiation behavior of U/Pu particle fuel for light water reactors
US3607107A (en) Plural spent-reactor-fuel dissolvers having selective feed means
Hilliard et al. Large-scale fission product containment tests
Bresee et al. Chemical Pre-Treatment of used Fuel for Long–Term Storagea
Drolet et al. Canadian experience with Tritium—The basis of a new Fusion Project
Volkov et al. Use of burnable poisons in nuclear reactors
RU2242812C2 (ru) Способ изотопного восстановления регенерированного урана
Heath et al. Reprocessing development for HTGR fuels
JP2743087B2 (ja) 原子炉
Edwards et al. GIF Supercritical Water Cooled Reactor: Proliferation Resistance and Physical Protection White Paper
RU2236053C2 (ru) Способ изотопного восстановления регенерированного урана
Gallais-During et al. Nuclear fuel behaviour at high temperature new insights from post-test examinations on the VERDON-1 sample
Kitabata et al. Tritium handling experience in 165MWe power generating station, Fugen
Gue et al. French experience in MOX fuel dissolution
Anderson et al. Tritium handling experience at TFTR