RU2190671C2 - Method of processing uranium metal-based nuclear fuel - Google Patents
Method of processing uranium metal-based nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2190671C2 RU2190671C2 RU2000124127A RU2000124127A RU2190671C2 RU 2190671 C2 RU2190671 C2 RU 2190671C2 RU 2000124127 A RU2000124127 A RU 2000124127A RU 2000124127 A RU2000124127 A RU 2000124127A RU 2190671 C2 RU2190671 C2 RU 2190671C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- aluminum
- uranium
- silicon
- melt
- nuclear fuel
- Prior art date
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
- Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
- Y02P10/00—Technologies related to metal processing
- Y02P10/20—Recycling
Landscapes
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области металлургии, а именно к пирометаллургической переработке ядерного топлива на основе металлического урана, преимущественно металлического уран-алюминиевого топлива, в т.ч. с алюминий-кремниевой прослойкой, и уран-силицидного ядерного топлива. The invention relates to the field of metallurgy, in particular to the pyrometallurgical processing of nuclear fuel based on metallic uranium, mainly metallic uranium-aluminum fuel, including with aluminum-silicon interlayer, and uranium-silicide nuclear fuel.
Существует способ переработки отработавшего металлического уран-алюминиевого топлива ядерных реакторов методом растворения в щелочи в присутствии нитрата натрия [З. Петерсон, Р. Уаймер. Химия в атомной технологии. - М.: Атомиздат, 1967, с. 209-212]. Недостатками являются многостадийность технологической схемы, большие объемы аппаратуры, занимающие значительные производственные площади, большие объемы образующихся водных растворов, содержащих радионуклиды, которые необходимо утилизировать. There is a method for processing spent metal uranium-aluminum fuel from nuclear reactors by dissolving in alkali in the presence of sodium nitrate [Z. Peterson, R. Wymer. Chemistry in atomic technology. - M.: Atomizdat, 1967, p. 209-212]. The disadvantages are the multi-stage technological scheme, large volumes of equipment, occupying significant production areas, large volumes of the resulting aqueous solutions containing radionuclides that must be disposed of.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ переработки отработавшего металлического уран-алюминиевого топлива, включающий растворение в азотной кислоте в присутствии азотнокислой ртути, являющейся катализатором, с последующим выделением урана из раствора методом жидкостной экстракции [З. Петерсон, Р. Уаймер. Химия в атомной технологии. - М.: Атомиздат, 1967, с. 212-213]. Остающийся после экстрагирования урана раствор, содержащий алюминий и радионуклиды, упаривают и направляют на остекловывание. Недостатками данного способа являются:
- присутствие кремния в растворе, поступающем на экстракцию, приводящее к снижению извлечения урана на этой операции;
- образование больших объемов стекла, основное долю в котором занимают не радионуклиды, а алюминий.The closest in technical essence and the achieved result is a method of processing spent metal uranium-aluminum fuel, including dissolving in nitric acid in the presence of nitric acid mercury, which is a catalyst, followed by separation of uranium from solution by liquid extraction [Z. Peterson, R. Wymer. Chemistry in atomic technology. - M.: Atomizdat, 1967, p. 212-213]. The solution containing aluminum and radionuclides remaining after uranium extraction is evaporated and sent for vitrification. The disadvantages of this method are:
- the presence of silicon in the solution supplied to the extraction, leading to a decrease in uranium extraction in this operation;
- the formation of large volumes of glass, the main share of which is not radionuclides, but aluminum.
Технологии предварительного отделения алюминия и кремния от урана и радионуклидов в растворах до настоящего времени не существует. The technology of preliminary separation of aluminum and silicon from uranium and radionuclides in solutions does not exist to date.
Предложен способ переработки ядерного топлива на основе металлического урана, содержащего в своем составе кремний и/или алюминий, включающий растворение в кислоте и экстракционное отделение урана от радиоактивных продуктов деления и стабильных примесей, согласно которому ядерное топливо предварительно расплавляют в вакуумной плавильной печи и выдерживают в присутствии кислорода при остаточном давлении в плавильной камере ниже равновесного давления летучих оксидов низших степеней валентности кремния и/или алюминия. A method for processing nuclear fuel based on metallic uranium containing silicon and / or aluminum, comprising dissolving in acid and extraction separation of uranium from radioactive fission products and stable impurities, according to which nuclear fuel is preliminarily melted in a vacuum melting furnace and kept in the presence of oxygen at a residual pressure in the melting chamber below the equilibrium pressure of volatile oxides of lower valencies of silicon and / or aluminum.
Процесс ведут до полного удаления кремния из урана. The process is conducted until complete removal of silicon from uranium.
Процесс ведут до остаточного содержания алюминия в уране 0,5-35 мас.%. The process is carried out to a residual aluminum content in uranium of 0.5-35 wt.%.
Процесс ведут в вакуумной индукционной печи металлическим разрезным охлаждаемым тиглем, прозрачным для электромагнитного поля, при электромагнитном перемешивании расплава. The process is conducted in a vacuum induction furnace with a metal split cooled crucible, transparent to the electromagnetic field, with electromagnetic stirring of the melt.
В качестве ядерного топлива на основе металлического урана, содержащего в своем составе кремний и/или алюминий, используют обработавшее металлическое уран-алюминиевое топливо с алюминий-кремниевой прослойкой и урана-силицидное топливо. The processed metal uranium-aluminum fuel with an aluminum-silicon interlayer and uranium-silicide fuel are used as nuclear fuel based on metal uranium containing silicon and / or aluminum.
Частота индукционных токов составляет 50-200000 Гц. The frequency of induction currents is 50-200000 Hz.
Экспериментально установлено, что на поверхности расплава, состоящего из металлических урана, кремния и/или алюминия, в присутствии определенного количества кислорода образуется пленка, состоящая из оксидов кремния - SiO2 и/или алюминия - Аl2O3. При достижении определенного значения разрежения в плавильной камере на поверхности расплава протекают реакции взаимодействия компонентов оксидной пленки с Si и/или Аl, содержащихся в расплаве:
SiO2+2Si=2SiO (газ) (1)
Al2O3+4Al2=3Al2O (газ) (2)
с образованием газообразных оксидов низших степеней валентности кремния и/или алюминия, преимущественно SiO и Al2О, которые обладают весьма высокой упругостью пара по сравнению с SiO2, Аl2О3, SiO, Al2O, Si и Аl. Кроме того, термодинамическими расчетами установлено и экспериментально подтверждено, что в интервале температур 900-1800oС, необходимых для расплавления уран-алюминиевых, уран-кремниевых и уран-алюминий-кремниевых ядерных топливных композиций, давление пара SiO практически всегда превышает давление пара Аl2О. Это позволяет, подавая кислород в зону расплава в течение определенного периода времени и поддерживая при этом разрежение в плавильной камере ниже, чем равновесные давления летучих оксидов низших степеней валентности кремния и алюминия, удалить кремний в виде SiO из расплава полностью, а алюминий в виде Аl2О лишь частично. Уран и расчетное количество алюминия останутся в холодном тигле в виде расплава.It was experimentally established that on the surface of a melt consisting of metal uranium, silicon and / or aluminum, in the presence of a certain amount of oxygen a film is formed consisting of silicon oxides - SiO 2 and / or aluminum - Al 2 O 3 . Upon reaching a certain value of rarefaction in the melting chamber on the surface of the melt, reactions of the interaction of the components of the oxide film with Si and / or Al contained in the melt proceed:
SiO 2 + 2Si = 2SiO (gas) (1)
Al 2 O 3 + 4Al 2 = 3Al 2 O (gas) (2)
with the formation of gaseous oxides of lower valencies of silicon and / or aluminum, mainly SiO and Al 2 O, which have a very high vapor elasticity compared to SiO 2 , Al 2 O 3 , SiO, Al 2 O, Si and Al. In addition, thermodynamic calculations established and experimentally confirmed that in the temperature range 900-1800 o C, necessary for the melting of uranium-aluminum, uranium-silicon and uranium-aluminum-silicon nuclear fuel compositions, the vapor pressure of SiO almost always exceeds the vapor pressure Al 2 A. This allows, supplying oxygen to the melt zone for a certain period of time and while maintaining a vacuum in the melting chamber lower than the equilibrium pressures of volatile oxides of lower degrees of valence of silicon and aluminum The line, remove silicon in the form of SiO from the melt completely, and aluminum in the form of Al 2 O only partially. Uranium and the calculated amount of aluminum will remain in the cold crucible as a melt.
SiO и Аl2O улавливаются на специальном водоохлаждаемом конденсаторе, установленном над тиглем. При конденсации SiO и Аl2О и будут протекать реакции, обратные реакциям (1) и (2), т.е.SiO and Al 2 O are captured on a special water-cooled condenser mounted above the crucible. During the condensation of SiO and Al 2 O, the reactions opposite to reactions (1) and (2) will take place, i.e.
SiO(газ.)=SiO2(тв.)+Si(тв.) (3)
Al2O(газ.)=Al2O3(тв.)+Al(тв.) (4)
Осуществление процесса в вакуумной индукционной печи с тиглем, прозрачным для электромагнитного поля, преимущественно металлическим разрезным водоохлаждаемым тиглем (ИПХТ), обеспечивает электромагнитное перемешивание расплава, интенсифицирующее массоперенос кремния и/или алюминия из глубины металлического расплава на поверхность, где он(и) вступают в реакции согласно уравнениям (1-2).SiO (gas) = SiO 2 (solid) + Si (solid) (3)
Al 2 O (gas) = Al 2 O 3 (solid) + Al (solid) (4)
The process in a vacuum induction furnace with a crucible transparent to the electromagnetic field, mainly a metal split water-cooled crucible (IPCT), provides electromagnetic mixing of the melt, intensifying the mass transfer of silicon and / or aluminum from the depth of the metal melt to the surface where it (s) enter into reactions according to equations (1-2).
Применение индукционных токов относительно низкого диапазона частот (50-200000 Гц) позволяет использовать простые и надежные источники силового электропитания, что значительно упрощает конструкцию ИПХТ, а также обеспечивает отжатие расплава от стенок тигля. При этом происходит увеличение в несколько раз поверхности расплава по сравнению с плоской, а следовательно, пропорционально возрастает количество летучих оксидов кремния и алюминия, удаляемых из тигля в единицу времени. The use of induction currents in a relatively low frequency range (50-200000 Hz) allows the use of simple and reliable sources of power supply, which greatly simplifies the design of IPCT, and also ensures the melt is squeezed from the walls of the crucible. In this case, the melt surface increases by several times in comparison with a flat one, and consequently, the amount of volatile silicon and aluminum oxides removed from the crucible per unit time increases proportionally.
Остаточное содержание алюминия в расплаве 0,5-35 мас.% определяется составом стекол, применяемых для иммобилизации радионуклидов, направляемых на длительное хранение. The residual aluminum content in the melt of 0.5-35 wt.% Is determined by the composition of the glasses used to immobilize radionuclides sent for long-term storage.
Предлагаемый способ может применяться как для переработки отработавшего топлива ядерных реакторов на основе металлического урана, содержащего в своем составе кремний и/или алюминий, так и для переработки необлученных сплавов металлического урана с кремнием и/или алюминием. С этой целью исходный материал загружают в вакуумную плавильную печь и расплавляют. Расплав выдерживают в течение определенного времени, подавая в него кислород и поддерживая при этом остаточное давление в плавильной камере ниже равновесного давления летучих оксидов низших степеней валентности кремния и/или алюминия. Время выдержки определяется составом исходного материала и тем, какое количество алюминия требуется удалить из расплава. После полного удаления из расплава кремния и частично алюминия его кристаллизуют, извлекают из тигля, растворяют в кислоте и из полученного раствора извлекают уран методом экстракции органическими экстрагентами. Оставшийся раствор, содержащий радиоактивные продукты деления и др. примеси, упаривают, остекловывают и направляют на хранение. The proposed method can be used both for the processing of spent fuel from nuclear reactors based on metal uranium containing silicon and / or aluminum, and for the processing of unirradiated alloys of metal uranium with silicon and / or aluminum. To this end, the starting material is loaded into a vacuum melting furnace and melted. The melt is maintained for a certain time, supplying oxygen to it and maintaining the residual pressure in the melting chamber below the equilibrium pressure of volatile oxides of lower degrees of valence of silicon and / or aluminum. The exposure time is determined by the composition of the starting material and how much aluminum needs to be removed from the melt. After complete removal of silicon and partially aluminum from the melt, it is crystallized, extracted from the crucible, dissolved in acid, and uranium is extracted from the resulting solution by extraction with organic extractants. The remaining solution containing radioactive fission products and other impurities is evaporated, vitrified and sent for storage.
Пример 1. Сплав массой 4 кг, содержащий, мас.%: Аl - 70, U - 26 и Si - 4, загружали в вакуумную индукционную печь с медным разрезным водоохлаждаемым тиглем, прозрачным для электромагнитного поля, и расплавляли за счет наведения непосредственно в сплаве индукционных токов частотой 2400 Гц. Расплав выдерживали в течение 20 мин, изменяя при этом значение температуры расплава на различных стадиях плавки в пределах 1250-1650oС. Остаточное давлении в плавильной камере поддерживали на уровне 5•10-2 мм рт. ст. Значения равновесных давлений Аl2О и SiO в этом интервале температур находятся в пределах 0,062-0,48 и 35,7-330 мм рт. ст. соответственно. В расплав непрерывно подавали кислород со скоростью 1,5 г/с. Улетучивающиеся с поверхности расплава SiO и Al2O улавливали на медный водоохлаждаемый конденсатор, установленный над плавильным тиглем. Извлеченный из тигля слиток урана содержал, мас.%: Si - 0,23, Аl - 5,7.Example 1. An alloy weighing 4 kg, containing, wt.%: Al - 70, U - 26 and Si - 4, was loaded into a vacuum induction furnace with a copper split water-cooled crucible, transparent to the electromagnetic field, and melted by direct guidance in the alloy induction currents with a frequency of 2400 Hz. The melt was kept for 20 minutes, while changing the value of the melt temperature at various stages of melting within 1250-1650 o C. The residual pressure in the melting chamber was maintained at 5 • 10 -2 mm RT. Art. The equilibrium pressures Al 2 O and SiO in this temperature range are in the range of 0.062-0.48 and 35.7-330 mm Hg. Art. respectively. Oxygen was continuously fed into the melt at a rate of 1.5 g / s. SiO and Al 2 O escaping from the melt surface were captured on a water-cooled copper condenser mounted above the melting crucible. The uranium ingot extracted from the crucible contained, wt.%: Si - 0.23, Al - 5.7.
Пример 2. Сплав массой 4 кг, содержащий, мас.%: Аl - 75 и U - 25 плавили в той же печи. Расплав выдерживали в течение 18 мин, изменяя при этом значение температуры расплава в пределах 1250-1650oС. Остаточное давление в плавильной камере поддерживали на уровне 5•10-2 мм рт. ст. Значение равновесного давления Аl2О в этом интервале температур находится в пределах 0,062-0,48 мм рт. ст. В расплав непрерывно подавали кислород со скоростью 0,9 г/с. Извлеченный из тигля слиток урана содержал 33,4 мас.% Аl.Example 2. An alloy weighing 4 kg, containing, wt.%: Al - 75 and U - 25 were melted in the same furnace. The melt was held for 18 minutes, while changing the melt temperature in the range 1250-1650 o C. The residual pressure in the melting chamber was maintained at 5 • 10 -2 mm RT. Art. The value of the equilibrium pressure Al 2 About in this temperature range is in the range of 0.062-0.48 mm RT. Art. Oxygen was continuously fed into the melt at a rate of 0.9 g / s. The uranium ingot extracted from the crucible contained 33.4 wt.% Al.
Пример 3. Сплав массой 7,5 кг, содержащий, мас.%: Si - 30 и U - 70 плавили в той же печи. Расплав выдерживали в течение 30 мин, изменяя при этом значение температуры расплава в пределах 1250-1750oС. Остаточное давление в плавильной камере поддерживали на уровне 20 мм рт. ст. Значение равновесного давления SiO в этом интервале температур находится в пределах 35,7-420 мм рт. ст. В расплав непрерывно подавали кислород со скоростью 0,75 г/сек. Извлеченный из тигля слиток урана содержал 0,08 мас.% Si.Example 3. An alloy weighing 7.5 kg, containing, wt.%: Si - 30 and U - 70 were melted in the same furnace. The melt was held for 30 minutes, while changing the melt temperature in the range 1250-1750 o C. The residual pressure in the melting chamber was maintained at 20 mm RT. Art. The value of the equilibrium pressure of SiO in this temperature range is in the range of 35.7-420 mm RT. Art. Oxygen was continuously fed into the melt at a rate of 0.75 g / s. The uranium ingot extracted from the crucible contained 0.08 wt.% Si.
Как следует из полученных результатов, приведенные примеры подтверждают эффективность предлагаемого способа. Внедрение этого способа позволит:
1) практически полностью удалить из отработавшего топлива кремний как резко снижающий извлечение урана в процессе экстракции;
2) поскольку алюминий входит в состав стекол для иммобилизации ВАО и не влияет на извлечение урана на последующих операциях, то удалить его (алюминий) из отработавшего топлива лишь частично, оставив в расплаве такое количество, которое обеспечит содержание в стекле на требуемом уровне. В результате, пропорционально количеству удаленного алюминия сокращается объем остеклованных отходов, образующихся при переработки отработавшего ядерного топлива.As follows from the results, the above examples confirm the effectiveness of the proposed method. The implementation of this method will allow:
1) almost completely remove silicon from the spent fuel as a sharp decrease in uranium extraction during the extraction process;
2) since aluminum is part of the glass for immobilization of HLW and does not affect the extraction of uranium in subsequent operations, then remove it (aluminum) from the spent fuel only partially, leaving the amount in the melt that will ensure the content in the glass at the required level. As a result, in proportion to the amount of aluminum removed, the amount of vitrified waste generated during the reprocessing of spent nuclear fuel is reduced.
Claims (6)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000124127A RU2190671C2 (en) | 2000-09-20 | 2000-09-20 | Method of processing uranium metal-based nuclear fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000124127A RU2190671C2 (en) | 2000-09-20 | 2000-09-20 | Method of processing uranium metal-based nuclear fuel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2000124127A RU2000124127A (en) | 2002-08-27 |
| RU2190671C2 true RU2190671C2 (en) | 2002-10-10 |
Family
ID=20240274
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000124127A RU2190671C2 (en) | 2000-09-20 | 2000-09-20 | Method of processing uranium metal-based nuclear fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2190671C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2472711C1 (en) * | 2011-09-06 | 2013-01-20 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of dissolving silicon-containing pulp |
| CN115404349A (en) * | 2022-09-30 | 2022-11-29 | 中核四0四有限公司 | System and method for recycling metallic uranium in uranium ore indissoluble residues |
-
2000
- 2000-09-20 RU RU2000124127A patent/RU2190671C2/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ПЕТЕРСОН З., УАЙМЕР Р. Химия в атомной технологии. - М.: Атомиздат, 1967, с.212 и 213. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2472711C1 (en) * | 2011-09-06 | 2013-01-20 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of dissolving silicon-containing pulp |
| CN115404349A (en) * | 2022-09-30 | 2022-11-29 | 中核四0四有限公司 | System and method for recycling metallic uranium in uranium ore indissoluble residues |
| CN115404349B (en) * | 2022-09-30 | 2023-10-27 | 中核四0四有限公司 | Method for recycling metallic uranium in uranium ore indissolvable residues |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP0215121B1 (en) | Process for purification of solid material | |
| KR910001356B1 (en) | Metallothermic reduction of rare earth chlorides | |
| US9567227B2 (en) | Process for producing silicon, silicon, and panel for solar cells | |
| US3721549A (en) | Preparation of metal ingots from the corresponding metal oxides | |
| US2707679A (en) | Methods of producing zirconium and titanium | |
| US2950962A (en) | Reduction of fluoride to metal | |
| RU2190671C2 (en) | Method of processing uranium metal-based nuclear fuel | |
| Spedding et al. | Production of pure rare earth metals | |
| US3140170A (en) | Magnesium reduction of titanium oxides in a hydrogen atmosphere | |
| Wilhelm et al. | Columbium metal by the aluminothermic reduction of Cb 2 O 5 | |
| US3084037A (en) | Gaseous ion purification process | |
| US4781756A (en) | Removal of lithium nitride from lithium metal | |
| JPH05262512A (en) | Purification of silicon | |
| Carlson et al. | Preparation and Refining of Yttrium Metal by Y‐Mg Alloy Process | |
| US4308245A (en) | Method of purifying metallurgical-grade silicon | |
| Leary et al. | Pyrometallurgical purification of Plutonium reactor fuels | |
| Mullins et al. | Removal of fission product elements by slagging | |
| JP2926280B2 (en) | Rare earth-iron alloy production method | |
| RU2048558C1 (en) | Method for production of high-purity zirconium of hafnium | |
| Kamihira et al. | Solid state deoxidation of some rare earth metals and reduction of their interstitial impurity concentrations by electron beam melting | |
| US3726666A (en) | Dephosphorization of aluminum alloys by cadmium | |
| McNeese et al. | Recovery of plutonium by pyroredox processing | |
| RU2082793C1 (en) | Process for preparing hafnium | |
| Blumenthal | Refining of Uranium | |
| Daane et al. | Distillation of rare-earth metals |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20060921 |