RU2236053C2 - Способ изотопного восстановления регенерированного урана - Google Patents
Способ изотопного восстановления регенерированного урана Download PDFInfo
- Publication number
- RU2236053C2 RU2236053C2 RU2002129637/06A RU2002129637A RU2236053C2 RU 2236053 C2 RU2236053 C2 RU 2236053C2 RU 2002129637/06 A RU2002129637/06 A RU 2002129637/06A RU 2002129637 A RU2002129637 A RU 2002129637A RU 2236053 C2 RU2236053 C2 RU 2236053C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- isotope
- regenerated
- raw
- regenerate
- Prior art date
Links
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 136
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 136
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 20
- 238000011084 recovery Methods 0.000 title abstract description 4
- 238000010790 dilution Methods 0.000 claims abstract description 19
- 239000012895 dilution Substances 0.000 claims abstract description 19
- SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H uranium hexafluoride Chemical compound F[U](F)(F)(F)(F)F SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H 0.000 claims abstract description 18
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 claims abstract 3
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 claims description 9
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 abstract description 10
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 24
- 241000196324 Embryophyta Species 0.000 description 12
- 239000000463 material Substances 0.000 description 12
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 12
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 12
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 description 11
- 238000005372 isotope separation Methods 0.000 description 11
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 9
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 8
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 7
- 239000000047 product Substances 0.000 description 6
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 6
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 5
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 4
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 4
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 3
- 238000007865 diluting Methods 0.000 description 3
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 3
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 2
- 230000015556 catabolic process Effects 0.000 description 2
- 238000006731 degradation reaction Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 238000012856 packing Methods 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 2
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 2
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N Technetium-99 Chemical compound [99Tc] GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- 150000001224 Uranium Chemical class 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- WATWJIUSRGPENY-AKLPVKDBSA-N antimony-125 Chemical compound [125Sb] WATWJIUSRGPENY-AKLPVKDBSA-N 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 238000005119 centrifugation Methods 0.000 description 1
- GWXLDORMOJMVQZ-RNFDNDRNSA-N cerium-144 Chemical compound [144Ce] GWXLDORMOJMVQZ-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 1
- 238000012993 chemical processing Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 description 1
- 239000013065 commercial product Substances 0.000 description 1
- 238000010835 comparative analysis Methods 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 1
- 238000011049 filling Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N neptunium atom Chemical compound [Np] LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005457 optimization Methods 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 238000012552 review Methods 0.000 description 1
- KJTLSVCANCCWHF-BKFZFHPZSA-N ruthenium-106 Chemical compound [106Ru] KJTLSVCANCCWHF-BKFZFHPZSA-N 0.000 description 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 239000003826 tablet Substances 0.000 description 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 description 1
- 238000000844 transformation Methods 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- -1 uranium hexafluoride uranium hexafluoride Chemical compound 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
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
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: способ изотопного восстановления регенерированного урана, заключающийся в повышении содержания изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0-7,0 мас.% при снижении абсолютной или относительной концентрации изотопов 232U, 234U и 236U. Прямое обогащение сырьевого уранового регенерата осуществляют в изотопно-разделительном газоцентрифужном каскаде и производят разбавление гексафторида регенерированного урана гексафторидом урана природного происхождения до массы, не превышающей массу сырьевого уранового регенерата. При этом сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом 235U до 10,0-90,0 мас.%, предпочтительно до 21,0-36,0 мас.% Преимущество изобретения заключается в повышении качества восстановления регенерированного урана. 1 з.п. ф-лы, 6 табл., 1 ил.
Description
Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов.
Регенерированный из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) уран является ценным источником для повторного использования в легководных реакторах (LWR), поскольку содержит делящийся изотоп 235U в количестве, не меньшем, чем природный уран (табл.1), и позволяет экономить последний. С этой целью регенерированный уран должен быть обогащен изотопом 235U до содержания 2,0-5,0 маc.%, причем масса полученного топливного материала не должна превышать загрузку активной зоны LWR, откуда выгружено ОЯТ с сырьевым урановым регенератом.
Однако сырьевой урановый регенерат отличается от природного урана. Во-первых, он содержит остаточное количество радионуклидов, образовавшихся в результате ядерных превращений: трансурановые элементы (нептуний, плутоний), продукты деления (рутений-106, церий-144, сурьма-125 и др.), технеций-99. Временная выдержка, повторная радиохимическая очистка и конверсия регенерированного урана в гексафторид позволяют понизить содержание этих радионуклидов до незначимого уровня. Во-вторых, имеются существенные различия в изотопных составах. В сырьевом урановом регенерате помимо разницы в содержании 235U присутствуют в значительных количествах вредные изотопы 232U, 234U и 236U (см. табл.1), которые не отделяются в процессе химической переработки, и с повышенным содержанием которых связаны основные трудности в использовании регенерированного урана для производства реакторного топлива.
С ростом содержания изотопа 234U связано ухудшение радиационной обстановки по внутреннему облучению персонала. Изотоп 232U с дочерними элементами формирует основную дозовую нагрузку внешнего облучения персонала на всех этапах переработки регенерированного урана и изготовлении топлива. Изотоп 236U является поглотителем нейтронов и ухудшает показатели реакторного топлива. Присутствие этого изотопа требует затрат на дообогащение регенерированного урана изотопом 235U на 0,2-0,6 долей от содержания 236U.
Содержание вредных изотопов урана зависит от схемы рециклирования, числа циклов использования регенерированного урана и других параметров.
Здесь авторы обращают внимание экспертизы на следующее:
1) в тексте под термином "содержание" или "концентрация" авторы понимают массовое содержание (концентрацию) конкретного изотопа урана только в смеси изотопов урана. Эти термины не относятся к химической форме нахождения урана;
2) под терминами "ядерное (реакторное) топливо", "топливный материал" понимается в зависимости от контекста либо гексафторид смеси изотопов урана, либо продукты (порошки диоксида урана, таблетки, твэлы, ТВС), которые могут быть получены в дальнейшем из указанного выше гексафторида.
Как известно, обогащение сырьевых урановых регенератов изотопом 235U может производиться двумя методами: либо добавлением этого изотопа урана более высокого обогащения (например, 10-20%), или дообогащением, либо обогащением 235U до более высокого содержания на изотопно-разделительных урановых заводах, или прямым обогащением.
Известно опытное использование регенерированного урана в рецикле LWR прямым обогащением сырьевых урановых регенератов до 3,0-4,0% газовой диффузией /Райc Т.Г. Изготовление оксидного топлива из регенерированного урана на действующих заводах. - Атомная техника за рубежом. 1994, №12, с.19/ (аналог). Способ ведет к концентрированию вредных изотопов в обогащенном регенерированном уране, и, соответственно, существенному возрастанию их негативного воздействия. По этой причине вводят ограничения на исходную максимальную концентрацию вредных изотопов в гексафториде урана, направляемом на разделение изотопов. Стандартом США ASTM С 787-90 предусмотрены, например, следующие значения: 235U 5·10-7%; 234U 4,8·10-2%; 236U 8,4·10-1%.
Оценка составляющих внешней дозы облучения при изготовлении топлива для LWR из регенерированного урана после прямого обогащения показала /Райc Т.Г. Изготовление оксидного топлива из регенерированного урана на действующих заводах. - Атомная техника за рубежом. 1994, №12, с.21/, что 75% эффективной дозы облучения персонал получает во время операций с контейнерами, содержащими обогащенный регенерированный уран (в виде гексафторида, оксидов и т.п.), и для снижения мощности дозы необходимы ограничение доступа к контейнерам, установка радиационных экранов и т.п.
С другой стороны, из расчетов выгорания делящегося изотопа 235U и накопления вредных изотопов при облучении топлива в активной зоне LWR типа ВВЭР следует, что при таком восстановлении регенерированный уран из-за абсолютного накопления 236U (до 5-6%) деградирует как реакторное топливо уже к третьему циклу использования, а относительное содержание 232U уже после второго цикла превысит допустимый уровень. Это является одной из причин, по которой регенерированный уран пока не рециклируется в промышленном масштабе, а складируется и рассматривается как национальный резерв /Ле Бастер Ж. Рециклирование и приготовление смешанного оксидного топлива: Достижения Франции и Бельгии. - Атомная техника за рубежом, 1995, №11, с.7/.
Известно изотопное дообогащение сырьевого уранового регенерата из отработавшего топлива ВВЭР путем смешения со средне- и высокообогащенным регенерированным ураном (СОУ, ВОУ), полученным от переработки ОЯТ военно-морских реакторов и другого ОЯТ высокого обогащения /Поляков А.С. и др. Состояние и перспектива технологии переработки отработавшего топлива. - Атомная энергия, т.89, вып.4, с.286, рис.1/ (аналог). Способ не требует обогащения сырьевого уранового регенерата на изотопно-разделительных урановых заводах.
Способ экономически оправдан для сырьевых урановых регенератов с содержанием изотопа 235U более 1% и при обогащении их до 2,2-2,6%. При других условиях масса топливного материала превышает массу сырьевого уранового регенерата. Кроме того, поскольку регенераты СОУ и ВОУ также содержат вредные изотопы, то дообогащение не приводит к очистке регенерированного урана от радиационно-опасных нуклидов и их содержание увеличивается. Уже после двукратного рециклирования необходима разработка специальных мер радиационной защиты на всех переделах обращения с регенерированным ураном / Сравнительный анализ радиационной обстановки при изготовлении ядерного топлива из регенерированного урана//Препр. / ВНИИ неорган. материал. - 1997, №1, с.1-21 (Реферативный журн.: Технология неорганических веществ и продуктов, 1998, №17, с.22. Реферат 17Л273)/.
Существенный недостаток аналога - ограниченные количества СОУ и ВОУ, а также сырьевого уранового регенерата с содержанием изотопа 235U более 1%, извлекаемые из ОЯТ. Вовлечение же в смешение ВОУ оружейного качества делает этот способ экономически нерентабельным по причине значительной потери работы разделения (основной составляющей затрат в стоимостном выражении на приготовление реакторного топлива для LWR /Синев И.М., Батуров Б.Б. Экономика атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива. - М.: Энергоатомиздат, 1984, с.379/), содержащейся в оружейном ВОУ.
Высокообогащенный уран (ВОУ) представляет собой уран с обогащением по 235U выше 20%; среднеобогащенный уран (СОУ) от 5 до 20%; низкообогащенный уран (НОУ) от 1,5 до 5%; сырьевой уран природного происхождения 0,711%; обедненный уран менее 0,711%.
Предложен способ восстановления пригодности регенерированного урана для повторного использования в реакторах LWR /патент №2113022, Россия, МПК 6 G 21 С 19/42/ (аналог), заключающийся в одновременном снижении концентраций изотопов 232U, 234U и 236U относительно 235U путем смешения в жидкой и/или газовой фазах трех компонентов: первого - гексафторид сырьевого уранового регенерата; второго - гексафторид урана природного происхождения с концентрацией изотопа 235U от 0,15 до 0,7115%, и третьего - гексафторид обогащенного урана природного происхождения, содержащий 3,6-100% 235U. Последовательное добавление и смешение компонентов продолжаются до приведения содержания изотопов урана в экономически целесообразный (приемлемый) диапазон концентраций /патент №2110855, Россия, МПК 6 G 21 С 19/42 /, маc.%: 235U 1-10; 232U 4,9·0-7-3,8·10-9; 234U 1,7·10-1-7,3·10-3; 236D 8,0·10-1-6,4·10-3; 238U и другие примеси - остальное. Относительное отклонение содержания от номинальных значений от -35 до +35%. Смешению подвергают уран в форме гексафторида. Смешение в жидкой и/или газовой фазах обеспечивает максимально возможную гомогенность ядерного топлива, которое будет изготовлено из этого гексафторида.
Способ-аналог позволяет снизить содержание вредных изотопов в регенерированном уране практически до любого уровня, однако стоимость такого реакторного топлива и расход природных восстановителей будут пропорционально возрастать. Кроме того, масса топливного материала превышает массу сырьевого уранового регенерата.
Наиболее близким по технической сущности является предложенный способ изотопного восстановления регенерированного урана, позволяющий стабилизировать содержание изотопов 232U и 236U в реакторном топливе и заключающийся в разбавлении сырьевого уранового регенерата ураном природного происхождения перед операцией прямого изотопного обогащением в ординарном изотопно-разделительном каскаде (ординарный каскад - каскад с одним потоком питания) /Лебедев В.М. Топливо для АЭС. Производство и экономика. - Обнинск: ГЦИПК, 1996, с.28/. Необходимая масса природного разбавителя составляет не менее 8-10 частей на 1 часть регенерированного урана при требуемом обогащении по изотопу 235U до 5-7%. При таком разбавлении сырьевого уранового регенерата отношение концентраций 232U к 235U в обогащенном товаре не превышает (1,0-2,5)·10-7), абсолютное содержание изотопа 236U не выше 1,2-1,3%. Этот способ выбран в качестве прототипа.
Хотя обогащение урана в прототипе предлагается осуществлять методами газовой диффузии или газового ценрифугирования, обогащение урана экономически эффективнее осуществлять в каскадах из газовых центрифуг. Мощность эффективной дозы при газоцентрифужном (газоцентробежном) обогащении также значительно меньше, поскольку в отличие от газодиффузионного обогащения здесь отсутствуют операции по ремонту разделительного оборудования, а само изотопное разделения внутри роторов центрифуг ведется с малым газонаполнением. Ресурс непрерывной работы промышленных газовых центрифуг к настоящему времени превышает 15 лет. Кроме того, газоцентрифужная технология обогащения позволяет направлять на обогащение урановые регенераты с содержанием изотопа 235U ниже 0,85-0,95% и формировать различные схемы построения изотопно-разделительных каскадов.
Недостатками способа-прототипа является то, что, во-первых, для обогащения разбавленного сырьевого уранового регенерата на изотопно-разделительном урановом заводе приходится выделять в 8-10 раз большие разделительные мощности, чем в случае обогащения только регенерированного урана. Во-вторых, с каждым новым циклом (многократным использованием в LWR одной и той же выгоревшей смеси изотопов урана) к сырьевому урановому регенерату приходится подмешивать все большее количество урана природного происхождения с целью введения концентраций 232U, 234U и 236U в требования спецификации. Для обогащения увеличивающейся массы разбавленного регенерированного урана через 2-3 цикла не будет хватать имеющихся разделительных мощностей урановых заводов. В третьих, разбавление сопровождается значительной потерей работы разделения, содержащейся в регенерированном уране, поскольку исходное содержание 235U в сырьевом урановом регенерате на 70% больше, чем в природном разбавителе. В четвертых, в способе-прототипе отсутствует возможность регулирования содержания вредных изотопов при обогащении, их концентрация только повышается.
Настоящее изобретение направлено на решение следующих задач:
- достижение требуемого обогащения регенерированного урана изотопом 235U при низком (заданном) содержании вредных изотопов;
- повышение качества восстановления регенерированного урана за счет абсолютного и относительного регулируемого снижения содержания вредных изотопов;
- минимизация разделительных мощностей, предназначенных для изотопного обогащения регенерированного урана;
- оптимизация массы регенерированного урана, направляемой на приготовления реакторного топлива.
Указанные выше задачи достигаются техническим решением, сущность которого состоит в том, что в способе изотопного восстановления регенерированного урана, заключающемся в повышении содержания изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0-7,0% при снижении абсолютной или относительной концентрации изотопов 232U, 234U и 236U, включающем прямое обогащение сырьевого уранового регенерата в изотопно-разделительном газоцентрифужном каскаде и разбавление гексафторида регенерированного урана гексафторидом урана природного происхождения, сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом 235U до 10,0-90,0%, предпочтительно до 21,0-36,0%, после чего разбавляют ураном природного происхождения до массы, не превышающей массу сырьевого уранового регенерата.
Кроме того, разбавление ведут ураном с содержанием 235U 0,1-5,0%.
Основной отличительной особенностью способа является прямое изотопное обогащение сырьевого уранового регенерата изотопом 235U до содержания 10,0-90,0% и последующее разбавление регенерированного урана ураном природного происхождения.
Прямое обогащение сырьевого уранового регенерата до 10,0-90,0% уменьшает массу регенерированного урана в отборе изотопно-разделительного каскада, примерно, в 15-100 раз. Это позволяет выделить в составе изотопно-разделительного уранового завода относительно небольшой газоцентрифужный каскад для обогащения сырьевого уранового регенерата, а все остальные мощности завода по-прежнему использовать в режиме штатного обогащения природного урана-разбавителя. Затаривание (десублимация) обогащенного регенерированного урана в транспортный контейнер совмещается с операцией разбавления ураном природного происхождения, что минимизирует мощность эффективной дозы при последующем обращении с контейнерами. Естественно, что разбавление происходит через смешение гексафторида регенерированного урана с гексафторидом урана природного происхождения.
Малая масса переобогащенного регенерированного урана позволяет использовать для его разбавления меньшее, по сравнению с прототипом, количество урана природного происхождения для относительного снижения содержания вредных изотопов в товарном продукте. Причем в этом случае для разбавления может быть использован уран относительно невысокого обогащения (не выше 5,0%), а также сырьевой уран природного происхождения или отвальный уран. Последний практически не содержит вредных изотопов и имеет нулевую цену. Использование отвального, необогащенного или низкообогащенного природного разбавителя компенсирует затраты на переобогащение регенерированного урана.
Кроме того, прямое обогащение до 10,0-90,0% 235U сопровождается очисткой регенерированного урана (в 1,7-2,5 раза) от изотопа 236U, который при таком обогащении преимущественно уходит в отвал совместно с изотопом 238U. Тем самым предотвращается деградация при неоднократном использовании регенерированного урана в топливном цикле. Снижение абсолютного и относительного содержания 236U в топливном материале частично компенсирует необходимое избыточное обогащение регенерированного урана.
В таблице 2 приведены рассчитанные значения коэффициента очистки регенерированного урана от изотопа 236U при различном обогащении.
Предпочтительный интервал обогащения 21,0-36,0% предопределен оптимальным соотношением цен на работу разделения при обогащении и сырьевой природный разбавитель.
Смешение с обогащенным, природным или обедненным ураном природного происхождения позволяет вести разбавление обогащенного регенерированного урана практически в любой кратности, доводя содержание вредных изотопов до требуемой кондиции. Причем такое разбавление позволяет контролировать и оптимизировать массу восстановленного регенерированного урана в топливном цикле в пределах массы сырьевого уранового регенерата.
К настоящему описанию приложен чертеж, где приведены согласно предложенному способу блок-схемы ординарных изотопно-разделительных газоцентрифужных каскадов 1 и 2, соответственно, для обогащения сырьевого уранового регенерата и природного разбавителя в соответствии с общепринятым их обозначением /см. Синев И.М., Батуров Б.Б. Экономика атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива. - М.: Энергоатомиздат, 1984, с.204, рис.8.1, с.262-264, рис.9.5-9.6/. На блок-схемах указаны направления потоков 3, 4 питания, потоков 5, 6 отбора обогащенной по 235U (отбор) и потоков 7, 8 отвода обедненной (отвал) по изотопу 235U фракций.
Кроме того, на чертеже показаны места установки расходных шайб 9 и 10 для регулируемого смешения потоков обогащенного регенерированного урана и природного разбавителя, а также контейнеры 11, 12 и 13, предназначенные для затаривания гексафторида урана.
Сырьевой урановый регенерат поступает на урановый завод в виде оксидов. На урановом заводе по радиохимической технологии проводится дополнительная очистка от продуктов деления, после чего регенерированный уран конвертируют в форму гексафторида. Контейнеры с гексафторидом урана транспортируют на установку газоцентрифужного разделения изотопов.
Для подачи в газоцентрифужный каскад 1 гексафторид сырьевого уранового регенерата переводят в газовую фазу (газифицируют) нагревом исходных контейнеров выше 323К, после чего направляют в коллектор питания в виде потока 3. На выходе каскада 1 получают поток 5 отбора в виде гексафторида СОУ с 10,0-20,0% 235U или ВОУ с 21,0-90,0%, предпочтительно, 21,0-36,0%, 235U, и поток 7 отвала, содержащий изотопы 238U и 236U с 0,1-0,3% 235U.
Параллельно на урановом заводе по штатной схеме ведут наработку природного разбавителя. Гексафторид урана природного происхождения обогащают в ординарном каскаде 2 при потоке 4 питания с 0,711% 235U. На выходе каскада получают поток 6 отбора, содержащий 1,5-5,0% 235U, и поток 8 отвала в виде гексафторида изотопа 238U с 0,1-0,3% 235U.
На разбавление направляют поток 5 отбора от каскада 1. Разбавление ведут потоком 6 отбора от каскада 2, или используют в качестве природного разбавителя потоки 4 питания или 8 отвала от каскада 2. Кратность разбавления поддерживают расходными шайбами 9 и 10.
Разбавленный гексафторид урана - товар затаривают в транспортный контейнер 11 путем десублимации при 233-253 К. В результате получают готовый восстановленный топливный материал для LWR.
Отвалы 7 и 8 каскадов 1 и 2 в контейнеры, соответственно, 12 и 13 затаривают аналогичным образом, после чего направляют на долговременное хранение.
Из-за микроколебаний давления гексафторида урана при разбавлении расход потока газов в процессе смешения может незначительно меняться. Поэтому для получения одинаковой концентрации 235U в объеме содержимое контейнера 11 переводят в жидкофазное состояние нагревом в автоклаве 14 до температуры выше 337,17 К (до 353 К при давлении в контейнере 238-243 кПа). Перемешивание плавящегося гексафторида урана приводит к выравниванию изотопного состава. Данное требование иногда предъявляется заказчиком к восстановленному топливному материалу.
Конкретные примеры изотопного восстановления регенерированного урана с обогащением его по 235U до 3,7% приведены в таблицах 2-5. Здесь в таблицах: R – количество работы разделения, затраченное на обогащение урана, в единицах тыс. ЕРР; хвосты - содержание 235U в потоках отвала каскадов.
Гексафторид сырьевого уранового регенерата (RepU) в количестве 100 т по урану с 0,95% 235U обогащали в изотопно-разделительном газоцентрифужном каскаде до 20,0% (см. табл. 3), до 36,0% (см. табл.4) и до 50,0% (см. табл.5) с последующим разбавлением гексафторидом урана природного происхождения (HU), соответственно, обогащением 2,7%, сырьевым гексафторидом урана, а также отвальным с 0,3% 235U. Кратность разбавления и полученная масса восстановленного топливного материала указана в таблицах. Во всех случаях восстановленный топливный материал соответствовал требованиям спецификации (заказчика) и содержал изотопы 232U, 234U и 236U в относительных величинах (к делящемуся изотопу 235U), а в варианте табл. 3 по 236U и в абсолютной величине, меньше, чем сырьевой урановый регенерат.
В табл.6 приведены результаты прямого обогащения сырьевого уранового регенерата без разбавления с получением 19,11 т обогащенного до 3,7% 235U гексафторида урана.
Из сравнения данных табл.3 - табл.5 видно, что в различных вариантах обогащения -разбавления регенерированный уран содержит различное содержание вредных изотопов, что позволяет использовать предложенный способ с целью варьирования содержания вредных изотопов или для восстановления сырьевого уранового регенерата различной глубины выгорания.
Во всех рассмотренных вариантах абсолютная потребность природного разбавителя для восстановления 100 тонн регенерированного урана оказалась значительно меньше, чем в прототипе.
Понятно, что изобретение не ограничивается приведенными примерами. Возможны и другие варианты примеров в пределах объема предложенной формулы изобретения.
Предлагаемый способ изотопного восстановления регенерированного урана обеспечивает получение при минимальном потреблении природного уранового разбавителя и минимизации разделительных мощностей на выходе изотопно-разделительного уранового завода топливного материала, содержащего вредные изотопы в требуемой концентрации независимо от глубины выгорания ОЯТ. Отсутствие деградации сырьевого уранового регенерата как реакторного топлива в результате очистки от изотопа 236U существенно экономит потребление природного урана в топливном цикле легководных реакторов.
Claims (2)
1. Способ изотопного восстановления регенерированного урана, заключающийся в повышении содержания изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0-7,0 мас.% при снижении абсолютной или относительной концентрации изотопов 232U, 234U и 236U, включающий прямое обогащение сырьевого уранового регенерата в изотопно-разделительном газоцентрифужном каскаде и разбавление гексафторида регенерированного урана гексафторидом урана природного происхождения, отличающийся тем, что сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом 235U до 10,0-90,0 мас.%, предпочтительно до 21,0-36,0 мас.%, после чего разбавляют ураном природного происхождения до массы, не превышающей массу сырьевого уранового регенерата.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что разбавление ведут ураном с содержанием 235U 0,1-5,0 мас.%.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002129637/06A RU2236053C2 (ru) | 2002-11-04 | 2002-11-04 | Способ изотопного восстановления регенерированного урана |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002129637/06A RU2236053C2 (ru) | 2002-11-04 | 2002-11-04 | Способ изотопного восстановления регенерированного урана |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2002129637A RU2002129637A (ru) | 2004-06-10 |
| RU2236053C2 true RU2236053C2 (ru) | 2004-09-10 |
Family
ID=33433133
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2002129637/06A RU2236053C2 (ru) | 2002-11-04 | 2002-11-04 | Способ изотопного восстановления регенерированного урана |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2236053C2 (ru) |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2292303C2 (ru) * | 2005-01-11 | 2007-01-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ получения гексафторида низкообогащенного урана из оружейного высокообогащенного урана |
| RU2307410C2 (ru) * | 2005-08-01 | 2007-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида выгоревшей смеси изотопов урана для повторного использования в ядерном реакторе |
| RU2316476C2 (ru) * | 2005-08-17 | 2008-02-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ получения гексафторида низкообогащенного урана из высокообогащенного урана |
| RU2361297C2 (ru) * | 2007-03-19 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Способ изотопного восстановления регенерированного урана |
| RU2373155C2 (ru) * | 2007-10-01 | 2009-11-20 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат"(ОАО "СХК") | Способ экстракционной очистки регенерированного урана |
| RU2377674C1 (ru) * | 2008-10-06 | 2009-12-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Способ переработки загрязненного уранового сырья |
| RU2399971C1 (ru) * | 2009-07-17 | 2010-09-20 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Способ изотопного восстановления регенерированного урана |
| RU2497210C1 (ru) * | 2012-05-11 | 2013-10-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Способ изотопного восстановления регенерированного урана |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2110856C1 (ru) * | 1997-05-20 | 1998-05-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ восстановления пригодности выгоревшей в ядерном реакторе смеси изотопов урана |
| RU2113022C1 (ru) * | 1997-05-20 | 1998-06-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе |
-
2002
- 2002-11-04 RU RU2002129637/06A patent/RU2236053C2/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2110856C1 (ru) * | 1997-05-20 | 1998-05-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ восстановления пригодности выгоревшей в ядерном реакторе смеси изотопов урана |
| RU2113022C1 (ru) * | 1997-05-20 | 1998-06-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида смеси изотопов урана к изготовлению ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ЛЕБЕДЕВ В.М. Топливо для АЭС. Производство и экономика. - Обнинск: ГЦИПК, 1996, с.28. * |
Cited By (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2292303C2 (ru) * | 2005-01-11 | 2007-01-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ получения гексафторида низкообогащенного урана из оружейного высокообогащенного урана |
| RU2307410C2 (ru) * | 2005-08-01 | 2007-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида выгоревшей смеси изотопов урана для повторного использования в ядерном реакторе |
| RU2316476C2 (ru) * | 2005-08-17 | 2008-02-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ получения гексафторида низкообогащенного урана из высокообогащенного урана |
| RU2361297C2 (ru) * | 2007-03-19 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Способ изотопного восстановления регенерированного урана |
| RU2373155C2 (ru) * | 2007-10-01 | 2009-11-20 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат"(ОАО "СХК") | Способ экстракционной очистки регенерированного урана |
| RU2377674C1 (ru) * | 2008-10-06 | 2009-12-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Способ переработки загрязненного уранового сырья |
| RU2399971C1 (ru) * | 2009-07-17 | 2010-09-20 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Способ изотопного восстановления регенерированного урана |
| 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 |
|---|---|---|
| US4278559A (en) | Method for processing spent nuclear reactor fuel | |
| RU2236053C2 (ru) | Способ изотопного восстановления регенерированного урана | |
| RU2242812C2 (ru) | Способ изотопного восстановления регенерированного урана | |
| 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 | |
| RU2282904C2 (ru) | Способ изотопного восстановления регенерированного урана | |
| Andrianova et al. | Prospective fuel loads of reactors in a closed fuel cycle of nuclear power | |
| Fedorov et al. | Use of recovered uranium and plutonium in thermal reactors | |
| US2856337A (en) | Method of operating nuclear reactors | |
| RU2702620C1 (ru) | Способ изотопного восстановления регенерированного урана | |
| RU2321544C2 (ru) | Способ получения разбавителя для переработки оружейного высокообогащенного урана в низкообогащенный уран | |
| RU2307410C2 (ru) | Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида выгоревшей смеси изотопов урана для повторного использования в ядерном реакторе | |
| Coleman et al. | Evaluation of multiple, self-recycling of reprocessed uranium in LWR | |
| RU2497210C1 (ru) | Способ изотопного восстановления регенерированного урана | |
| EP3961653B1 (en) | Remix - fuel for a nuclear fuel cycle | |
| Smirnov et al. | Physical and technical problems of reprocessed uranium enrichment with repeated recycling in light-water reactors and ways to solve them | |
| Prusakov et al. | Correcting the isotopic composition of regenerated uranium with respect to 232U by a centrifuge method with introduction of a carrier gas | |
| RU2759155C1 (ru) | Способ восстановления изотопного регенерированного урана | |
| JP7169717B2 (ja) | 水冷却熱中性子炉の燃料組成物 | |
| RU2316476C2 (ru) | Способ получения гексафторида низкообогащенного урана из высокообогащенного урана | |
| RU2361297C2 (ru) | Способ изотопного восстановления регенерированного урана | |
| Dahlberg et al. | HTGR fuel and fuel cycle | |
| Durante | Processing of recycled uranium: experience in the Cogema group | |
| RU2292303C2 (ru) | Способ получения гексафторида низкообогащенного урана из оружейного высокообогащенного урана | |
| Palkin | Ordinary Gas-Centrifuge Cascades for Purifying Reprocessed Uranium Hexafluoride from 232,234 U | |
| Grol et al. | Evaluation of technical and economic indicators of REMIX fuel application in the LWR fuel cycle |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20121105 |