RU2292303C2 - Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high-enrichment arms uranium - Google Patents
Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high-enrichment arms uranium Download PDFInfo
- Publication number
- RU2292303C2 RU2292303C2 RU2005100346/15A RU2005100346A RU2292303C2 RU 2292303 C2 RU2292303 C2 RU 2292303C2 RU 2005100346/15 A RU2005100346/15 A RU 2005100346/15A RU 2005100346 A RU2005100346 A RU 2005100346A RU 2292303 C2 RU2292303 C2 RU 2292303C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- hexafluoride
- cascade
- enrichment
- isotope
- Prior art date
Links
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерному топливному циклу и может быть использовано в производстве топлива ядерных реакторов путем переработки высокообогащенного урана, извлекаемого при демонтаже ядерных боеприпасов и имеющего повышенное содержание минорных изотопов урана.The invention relates to a nuclear fuel cycle and can be used in the production of fuel from nuclear reactors by processing highly enriched uranium extracted during dismantling of nuclear munitions and having an increased content of minor uranium isotopes.
Гексафторид низкообогащенного урана (НОУ), из которого фабрикуется топливо для ядерных реакторов АЭС, обычно получают из коммерческого натурального урана, обогащая его изотопом U-235 до 2-5% мас. в газодиффузионных или центрифужных разделительных каскадах. На это затрачивается некоторое количество работы разделения, выражаемой в единицах работы разделения (ЕРР) и определяемой массовым расходом гексафторида урана (UF6) через разделительный каскад, исходной и конечной концентрацией целевого изотопа в обогащенном (товарном) и обедненном (отвальном) потоках гексафторида урана на выходах каскада. Для минимизации затрат ЕРР разделительные каскады зачастую формируют в виде набора различающихся прямоугольных каскадов, представляющих собой последовательно включенные и работающие при одинаковом расходе рабочего газа разделительные ступени, например, блоки параллельно сочлененных одинаковых газовых центрифуг. Число ступеней в обогатительной и объединительной ветвях разделительного каскада в общем случае различается. Реальные условия работы разделительных каскадов зависят от рыночной цены на урановое сырье и стоимости работы разделения, которые наравне с разделительной способностью газовых центрифуг определяют конфигурацию каскада и устанавливают содержание изотопа U-235 в потоке отвала каскада [см. Синев Н.М., Батуров Б.Б. Экономика атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива. - М.: Энергоатомиздат, 1984, с.218, 261-264].Low enriched uranium hexafluoride (LEU), from which fuel is fabricated for nuclear reactors of nuclear power plants, is usually obtained from commercial natural uranium, enriching it with the U-235 isotope to 2-5% wt. in gas diffusion or centrifuge separation cascades. This takes a certain amount of separation work, expressed in units of separation work (EPP) and determined by the mass flow rate of uranium hexafluoride (UF 6 ) through the separation cascade, the initial and final concentration of the target isotope in the enriched (commodity) and depleted (dump) flows of uranium hexafluoride on cascade outputs. To minimize EPP costs, separation cascades are often formed in the form of a set of different rectangular cascades, which are dividing stages connected in series and operating at the same working gas flow rate, for example, blocks of parallelly connected identical gas centrifuges. The number of steps in the enrichment and unification branches of the separation cascade generally differs. The actual operating conditions of the separation cascades depend on the market price of uranium raw materials and the cost of separation work, which, along with the separation ability of gas centrifuges, determine the cascade configuration and establish the content of the U-235 isotope in the cascade dump stream [see Sinev N.M., Baturov B.B. Nuclear Power Economics: Fundamentals of Nuclear Fuel Technology and Economics. - M .: Energoatomizdat, 1984, p.218, 261-264].
В тексте настоящего изобретения термин "коммерческий натуральный уран" - уран, имеющий природную концентрацию изотопа U-235, но в отличие от чистого природного урана незначительно загрязнен по минорным изотопам урана (U-232, U-234 и U-236) в пределах требований "Стандартной спецификации на гексафторид урана для обогащения С 787-90" (ASTM С 787-90) в результате контакта с промышленным оборудованием.In the text of the present invention, the term "commercial natural uranium" is uranium having a natural concentration of the U-235 isotope, but unlike pure natural uranium, it is slightly contaminated by minor uranium isotopes (U-232, U-234 and U-236) within the requirements "Standard specification for uranium hexafluoride for enrichment of C 787-90" (ASTM C 787-90) as a result of contact with industrial equipment.
В последние годы для получения гексафторида НОУ начато использование высокообогащенного урана (ВОУ), извлекаемого при демонтаже ядерных боеприпасов. В этом случае гексафторид НОУ получают разбавительным смешением гексафторида ВОУ с гексафторидом слабообогащенного урана (НОУ разбавителем) для снижения оружейной концентрации изотопа U-235 до реакторного обогащения. Независимо от способа получения технические характеристики гексафторида НОУ должны соответствовать требованиям стандартной спецификации ASTM С 996-96 [см. Стандартные технические условия на гексафторид урана с обогащением менее 5% по изотопу уран-235. ASTM Designation С 996-96].In recent years, to obtain LEU hexafluoride, the use of highly enriched uranium (HEU), extracted during the dismantling of nuclear munitions, has begun. In this case, LEU hexafluoride is prepared by diluting mixtures of HEU hexafluoride with slightly enriched uranium hexafluoride (LEU diluent) to reduce the weapon concentration of the U-235 isotope prior to reactor enrichment. Regardless of the method of obtaining the technical characteristics of the know-how hexafluoride must meet the requirements of standard specification ASTM C 996-96 [see Standard specifications for uranium hexafluoride with an enrichment of less than 5% for the uranium-235 isotope. ASTM Designation C 996-96].
Снижение обогащения ВОУ до уровня, соответствующего реакторному топливу, имеет различную степень сложности в зависимости от состояния исходного уранового материала. Например, если он находится в виде чистого гексафторида урана, то процесс чрезвычайно прост, и основными проблемами здесь являются вопросы ядерной безопасности и предотвращения потерь изотопа U-235. Если материал находится в твердой форме (оксид или металл) и/или загрязнен либо плутонием, либо нежелательными (минорными) изотопами урана (как значительная часть российского материала, поставляемого в рамках российско-американской программы по переработке оружейного высокообогащенного урана), то снижение уровня обогащения представляет собой довольно сложную проблему.The reduction of HEU enrichment to the level corresponding to reactor fuel has a different degree of complexity depending on the state of the initial uranium material. For example, if it is in the form of pure uranium hexafluoride, then the process is extremely simple, and the main problems here are nuclear safety and preventing the loss of the U-235 isotope. If the material is in solid form (oxide or metal) and / or contaminated with either plutonium or undesirable (minor) isotopes of uranium (as a significant part of the Russian material supplied as part of the Russian-American program for processing highly enriched weapons-grade uranium), then the enrichment level will decrease is a rather difficult problem.
Известен способ приготовления гексафторида НОУ из ВОУ [см. Оружейный высокообогащенный уран выходит на гражданские рынки. - Атомная техника за рубежом, 1997, №5, с.29-31] (аналог), первым этапом которого является отделение урана от примесей, которые могли попасть в него с течением времени (особенно, если он был приготовлен из урана повторной переработки), т.е. трансурановых элементов (таких, как плутоний), продуктов деления (таких, как гамма-активный технеций) или легирующих элементов (цирконий). Очистку ведут химической экстракцией после растворения оксида ВОУ в кислоте. Очищенный материал в виде оксида фторируют для получения UF6, а затем смешивают в пропорции 1:29 с обогащенным до 1,5% мас. НОУ разбавителем. Считается, что смешение - единственный способ борьбы с нежелательными изотопными примесями, такими как U-232 (изотоп, формирующий основную дозовую нагрузку внешнего облучения персонала на всех этапах работы с урановым сырьем), U-234 (примесь, ухудшающая радиационную обстановку на стадии изготовления топлива) и U-236 (поглотитель нейтронов, снижающий пригодность ядерного материала для фабрикации топлива).A known method of preparation of know-how hexafluoride from HEU [see Highly enriched weapons of arms enters civilian markets. - Nuclear technology abroad, 1997, No. 5, p.29-31] (analog), the first stage of which is the separation of uranium from impurities that could get into it over time (especially if it was prepared from uranium reprocessing) , i.e. transuranic elements (such as plutonium), fission products (such as gamma-active technetium) or alloying elements (zirconium). Cleaning is carried out by chemical extraction after dissolving the HEU oxide in acid. The purified oxide material is fluorinated to obtain UF 6 , and then mixed in a proportion of 1:29 with enriched up to 1.5% wt. KNU diluent. It is believed that mixing is the only way to deal with unwanted isotopic impurities, such as U-232 (an isotope that forms the main dose of external exposure to personnel at all stages of work with uranium raw materials), U-234 (an admixture that worsens the radiation situation at the fuel manufacturing stage ) and U-236 (a neutron absorber that reduces the suitability of nuclear material for fuel fabrication).
Недостаток способа-аналога - после стадии экстракционной очистки не достигается полная кондиция гексафторида ВОУ по содержанию плутония и прочим лимитирующим химическим примесям, установленная сертификационными требованиями. Так, содержание плутония в оксиде урана составляет 5÷45 БкPu/гU и выше при норме 0,05 Бк/гU. С другой стороны, на разбавительное смешение можно направлять только гексафторид ВОУ с некоторой предельной концентрацией минорных изотопов. Поскольку при разбавительном смешении весовой расход НОУ разбавителя в десятки раз превышает расход гексафторида ВОУ, то работа разделения, затраченная на наработку НОУ разбавителя из исходного уранового сырья, существенным образом определяет экономическую эффективность получения гексафторида НОУ.The disadvantage of the analogue method is that after the stage of extraction purification the full condition of HEU hexafluoride in terms of the content of plutonium and other limiting chemical impurities established by certification requirements is not achieved. Thus, the plutonium content in uranium oxide is 5–45 BqPu / gU and higher at a rate of 0.05 Bq / gU. On the other hand, only HEU hexafluoride with a certain limiting concentration of minor isotopes can be directed to dilution mixing. Since, during dilution mixing, the weight consumption of LEU of the diluent is ten times higher than the consumption of HEU hexafluoride, the separation work spent on the production of LEU of the diluent from the source uranium feedstock substantially determines the economic efficiency of obtaining LEU hexafluoride.
В [Патент RU 2057377 С1, МПК 6 G 21 C 19/42, 19/48. Опубл. 1996.03.27] описан способ переработки оружейного высокообогащенного урана и его сплавов в топливный материал для атомных реакторов (аналог), включающий окисление высокообогащенного металлического урана, фторирование оксидов урана, очистку гексафторида урана от примесей и получение топливного материала для атомных реакторов смешением гексафторидов различной степени обогащения с последующим затариванием готового топливного материала в контейнеры, где окисление металлического урана осуществляют кислородом воздуха при температуре 700-1100°С, после чего проводят фторирование полученных оксидов урана элементным фтором при избытке фтора выше стехиометрического на 5-50%, затем высокообогащенный гексафторид урана подвергают очистке методом центробежного разделения с последующим смешением его с гексафторидом урана, содержащим U-235 ниже содержания его в топливном материале, путем непрерывного объединения двух газовых потоков. Смешанный гексафторид урана десублимируют (конденсируют), затаривают в промежуточные емкости, нагревают до 90-110°С, выдерживают в течение 4 часов (гомогенизируют) и переливают в транспортные емкости типа "30В".In [Patent RU 2057377 C1, IPC 6 G 21 C 19/42, 19/48. Publ. 1996.03.27] describes a method for processing weapons-grade highly enriched uranium and its alloys into fuel material for atomic reactors (analogue), including oxidation of highly enriched metallic uranium, fluorination of uranium oxides, purification of uranium hexafluoride from impurities and preparation of fuel material for atomic reactors by mixing hexafluorides of various degrees of enrichment followed by packaging of the finished fuel material in containers where the oxidation of metallic uranium is carried out with atmospheric oxygen at a temperature of 700-1100 ° C then fluorination of the obtained uranium oxides with elemental fluorine is carried out with an excess of fluorine above stoichiometric by 5-50%, then highly enriched uranium hexafluoride is subjected to purification by centrifugal separation, followed by mixing it with uranium hexafluoride containing U-235 below its content in the fuel material, by continuous combination of two gas streams. Mixed uranium hexafluoride is desublimated (condensed), packaged in intermediate containers, heated to 90-110 ° C, kept for 4 hours (homogenized) and transferred to transport containers of the 30V type.
Реализация способа-аналога требует создания специального очистительного центрифужного каскада. Кроме того, для смешения необходим подбор НОУ разбавителя как по содержанию изотопа U-235, так и по концентрации нежелательных изотопных примесей. В аналоге, кроме того, не предусмотрена очистка ВОУ от плутония.The implementation of the analogue method requires the creation of a special cleaning centrifuge cascade. In addition, mixing requires the selection of a LEU diluent both in terms of the content of the U-235 isotope and in the concentration of undesirable isotopic impurities. In the analogue, in addition, there is no purification of HEU from plutonium.
Таким образом, перечисленные способы-аналоги не обеспечивают соответствие получаемого гексафторида НОУ требованиям ASTM С 996-96 по содержанию минорных изотопов урана и плутония, если их содержание в исходном гексафториде ВОУ превышает некий уровень. В ряде случаев качество гексафторида ВОУ не может обеспечить даже специальный НОУ разбавитель, наработанный из обедненного урана и имеющий пониженное содержание нежелательных изотопов [см. Микерин Е.И. и др. Российская промышленная переработка ВОУ из ядерного оружия в энергетический НОУ, соответствующего спецификации ASTM С 996-90/Доклад на симпозиуме ASTM. - Балтимор, 31.07.1996]. Для наработки НОУ разбавителя из отвалов, к тому же, требуются дополнительные затраты ЕРР.Thus, the listed analogous methods do not ensure compliance of the obtained LEU hexafluoride with the requirements of ASTM C 996-96 for the content of minor isotopes of uranium and plutonium, if their content in the initial HEU hexafluoride exceeds a certain level. In some cases, the quality of HEU hexafluoride cannot be ensured even by a special LEU diluent produced from depleted uranium and having a reduced content of undesirable isotopes [see Mikerin E.I. et al. Russian industrial processing of HEU from nuclear weapons to energy LEU, corresponding to ASTM specification C 996-90 / Report at the ASTM symposium. - Baltimore, July 31, 1996]. For the production of LEU diluent from dumps, in addition, the additional costs of SWU are required.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков аналогом предлагаемого изобретения является способ получения гексафторида НОУ из оружейного ВОУ [Патент RU 2225362 С2, МПК 7 С 01 G 43/06. Опубл. 2004.03.10], включающий окисление металлического высокообогащенного урана, фторирование окислов высокообогащенного урана, смешение гексафторида высокообогащенного урана с разбавителем и десублимацию гексафторида низкообогащенного урана в контейнеры, где содержание минорных изотопов в высокообогащенном уране уменьшают в каскаде газовых центрифуг одновременно с очисткой высокообогащенного урана от химических примесей. Режим работы каскада газовых центрифуг устанавливают из условия ограничения содержания в высокообогащенном уране минорных изотопов их предельными значениями, определенными соотношениемThe closest in the set of essential features of the analogue of the invention is a method for producing LEU hexafluoride from weapons HEU [Patent RU 2225362 C2, IPC 7 C 01 G 43/06. Publ. 2004.03.10], including the oxidation of highly enriched metallic uranium, the fluorination of highly enriched uranium oxides, the mixing of highly enriched uranium hexafluoride with a diluent and the desublimation of low enriched uranium hexafluoride into containers, where the content of minor isotopes in highly enriched uranium is simultaneously reduced in a highly enriched chemical centrifuge gas centrifuge gas centrifuge . The operating mode of the gas centrifuge cascade is established from the condition of limiting the content of minor isotopes in highly enriched uranium with their limiting values determined by the ratio
где m - массовое число минорного изотопа урана; Am - предельное содержание в высокообогащенном уране минорного изотопа урана, % мас.; Вm - содержание минорного изотопа в разбавителе, % мас.; Cm - требуемое содержание минорного изотопа в гексафториде низкообогащенного урана, % мас.; A235, B235, С235 - содержание изотопа U-235 в высокообогащенном уране, разбавителе и низкообогащенном уране соответственно, % мас.where m is the mass number of the minor uranium isotope; A m - limit content in highly enriched uranium of the minor uranium isotope,% wt .; In m - the content of the minor isotope in the diluent,% wt .; C m - the required content of a minor isotope in hexafluoride of low enriched uranium,% wt .; A 235 , B 235 , C 235 — content of the U-235 isotope in highly enriched uranium, diluent and low enriched uranium, respectively,% wt.
Этот способ выбран в качестве прототипа.This method is selected as a prototype.
В прототипе введена дополнительная операция по уменьшению содержания минорных изотопов. В этом случае создание очистительного центрифужного каскада (ВОУ каскада) становится экономически обоснованным. Параметры каскада, необходимые для уменьшения содержания в ВОУ минорных изотопов под выбранный вид разбавителя, определяют по известным методикам расчетов процесса разделения многокомпонентных изотопных смесей. Дополнительная операция по очистке ВОУ от нежелательных изотопов расширяет перечень видов разбавителей, пригодных для смешения.The prototype introduced an additional operation to reduce the content of minor isotopes. In this case, the creation of a purification centrifuge cascade (HEU cascade) becomes economically feasible. The parameters of the cascade necessary to reduce the content of minor isotopes in HEU for the selected type of diluent are determined by known calculation methods for the separation of multicomponent isotopic mixtures. An additional operation to clean HEU from unwanted isotopes expands the list of types of diluents suitable for mixing.
Анализ совокупности существенных признаков способа-прототипа, как они изложены в формуле изобретения, показывает, что достижение заявленного технического результата проблематично. В смеси с гексафторидом урана после фторирования оксидов урана находятся компоненты анодного газа, кислород, инертные газы, гексафторид плутония, летучие фториды примесных элементов и т.д., содержание которых доходит до нескольких процентов объемного количества гексафторида ВОУ. При десублимации гексафторида урана в контейнеры для отправки на изотопную корректировку частично удаляются только неконденсируемые при -80÷-100°С газы. Существующие методы расчета каскадов для разделения многокомпонентных смесей изотопов урана [см., например: Палкин В.А. и др. Расчет оптимальных параметров каскада для разделения многокомпонентных смесей изотопов. - Атомная энергия, т.92, вып.2, с.130-134] не позволяют рассчитать и выбрать режим работы разделительного каскада с химическими примесями в гексафториде урана, концентрация которых соизмерима с содержанием минорных изотопов. Уже при концентрации химических примесей около 1% мас. разделительный каскад работает с существенной потерей работы разделения, его режим отличается от расчетного, нарушается эксплуатация штатных газовых центрифуг. Кроме того, отбор (ветвь) легкой фракции каскада, концентрирующий легкие минорные изотопы урана (U-232, U-234) и легкие химические примеси, имеет оружейную кондицию U-235, что уменьшает выход целевого изотопа в товарный товар. В целевом отборе (ветви) тяжелой фракции каскада не получают расчетных значений уменьшенного содержания минорных изотопов.Analysis of the set of essential features of the prototype method, as they are set forth in the claims, shows that achieving the claimed technical result is problematic. After fluorination of uranium oxides, uranium hexafluoride is mixed with anode gas components, oxygen, inert gases, plutonium hexafluoride, volatile impurity fluorides, etc., the content of which reaches several percent of the volume of HEU hexafluoride. When desublimating uranium hexafluoride to containers for shipping for isotopic adjustment, only non-condensable gases are partially removed at -80 ÷ -100 ° С. Existing methods for calculating cascades for the separation of multicomponent mixtures of uranium isotopes [see, for example: Palkin V.A. and others. Calculation of the optimal parameters of the cascade for the separation of multicomponent mixtures of isotopes. - Atomic energy, vol. 92, issue 2, p.130-134] do not allow to calculate and select the operating mode of the separation cascade with chemical impurities in uranium hexafluoride, the concentration of which is comparable with the content of minor isotopes. Already at a concentration of chemical impurities of about 1% wt. the separation cascade works with a significant loss of separation work, its mode differs from the calculated one, the operation of regular gas centrifuges is disrupted. In addition, the selection (branch) of the light fraction of the cascade, which concentrates the light minor minor isotopes of uranium (U-232, U-234) and light chemical impurities, has a weapon-like condition U-235, which reduces the yield of the target isotope to the marketable product. In the target selection (branch) of the heavy fraction of the cascade, the calculated values of the reduced content of minor isotopes are not obtained.
К тому же десублимированный в контейнеры гексафторид урана отбора легкой фракции из-за повышенного содержания химических примесей и минорных изотопов не представляется возможным направить на подмешивание для получения товарных продуктов, удовлетворяющих спецификации на гексафторид НОУ из слабооблученного урана (марки "PC").Moreover, it is not possible to direct the selection of the light fraction desublimated into containers due to the high content of chemical impurities and minor isotopes to be mixed for production of marketable products that meet the specifications for LEU hexafluoride from weakly irradiated uranium (PC grade).
Таким образом, проблема обращения с гексафторидом урана отбора легкой фракции в прототипе не решена, и радиационно опасный отбор легкой фракции можно только направить на долгосрочное контролируемое хранение с безвозвратной потерей изотопа U-235.Thus, the problem of handling the uranium hexafluoride for the selection of the light fraction in the prototype has not been solved, and the radiation-hazardous selection of the light fraction can only be directed to long-term controlled storage with irretrievable loss of the U-235 isotope.
Настоящее изобретение направлено на решение следующих задач:The present invention is aimed at solving the following problems:
- снижения безвозвратных потерь U-235;- reduction of irretrievable losses of U-235;
- минимизации разделительных мощностей, предназначенных для наработки НОУ разбавителя;- minimization of separation capacities intended for the production of LEU diluent;
- утилизации выделенных при корректировке изотопного состава ВОУ минорных изотопов.- disposal of minor isotopes extracted during the adjustment of the isotopic composition of HEU.
Перечисленные выше задачи достигаются техническим решением, сущность которого состоит в том, что в способе получения гексафторида низкообогащенного урана из оружейного высокообогащенного урана, включающем превращение оружейного высокообогащенного урана в гексафторид, очистку гексафторида высокообогащенного урана от химических примесей, корректировку изотопного состава высокообогащенного урана в каскаде газовых центрифуг из условия ограничения содержания в высокообогащенном уране минорных изотопов их предельными значениями, смешивание гексафторида высокообогащенного урана с гексафторидом урана-разбавителя, десублимации гексафторида низкообогащенного урана в контейнеры, гексафторид высокообогащенного урана очищают от химических примесей в сорбционно-десорбционном цикле на фторидах металлов, затем корректируют изотопный состав высокообогащенного урана в прямоугольно-ступенчатом каскаде при отношении числа ступеней в ветвях тяжелой и легкой фракций каскада 1:(8÷26), после чего смешивают с ураном-разбавителем, обогащенным по изотопу уран-235 выше природного содержания, наработанным из коммерческого натурального урана.The above tasks are achieved by a technical solution, the essence of which is that in a method for producing low enriched uranium hexafluoride from weapons-grade highly enriched uranium, including the conversion of highly enriched weapons-grade uranium to hexafluoride, purification of highly enriched uranium hexafluoride from high-enriched centrifuge uranium high-enriched gas composition in high enriched uranium from the condition that the content of minor isotopes in their highly enriched uranium is limited by their limiting values, see sewing of highly enriched uranium hexafluoride with uranium diluent hexafluoride, desublimation of low enriched uranium hexafluoride into containers, highly enriched uranium hexafluoride are purified from chemical impurities in the sorption-desorption cycle on metal fluorides, then the isotopic composition of highly enriched staged uranium-level uranium uranium is adjusted heavy and light fractions of cascade 1: (8 ÷ 26), after which they are mixed with uranium-diluent enriched in the uranium-235 isotope higher than natural holding which has been turned from a commercial natural uranium.
Кроме того, поставленная задача достигается также тем, что изотопный состав высокообогащенного урана корректируют из условия содержания изотопа U-232 в отборе легкой фракции каскада (1÷5)×10-5% мас., что отбор легкой фракции каскада разбавляют отвальным потоком наработки урана-разбавителя, что наработку урана-разбавителя ведут при содержании изотопа U-235 в отвальном потоке ниже оптимального значения на 0,001÷0,007% мас.In addition, the task is also achieved by the fact that the isotopic composition of highly enriched uranium is adjusted from the conditions for the content of the U-232 isotope in the selection of the light fraction of the cascade (1 ÷ 5) × 10 -5 wt.%, That the selection of the light fraction of the cascade is diluted with the dump stream of uranium production -thinner that the production of uranium-diluent is carried out when the content of the isotope U-235 in the dump stream is below the optimal value by 0.001 ÷ 0.007% wt.
Таким образом, основными отличительными особенностями способа являются предварительная очистка гексафторида ВОУ от сопутствующих радионуклидов, а также легких и тяжелых химических примесей (летучих фторидов) в сорбционно-десорбционном цикле на фторидах металлов, последующее уменьшение содержания минорных изотопов урана в ВОУ в прямоугольно-ступенчатом каскаде газовых центрифуг при отношении числа ступеней в ветвях тяжелой и легкой фракций каскада 1:(8÷26) и использование для смешения слабообогащенного урана-разбавителя. Последний нарабатывают из коммерческого натурального сырья, то есть с минимальной затратой работы разделения.Thus, the main distinguishing features of the method are the preliminary purification of HEU hexafluoride from concomitant radionuclides, as well as light and heavy chemical impurities (volatile fluorides) in the sorption-desorption cycle on metal fluorides, a subsequent decrease in the content of minor uranium isotopes in HEU in a rectangular gas cascade centrifuges with the ratio of the number of steps in the branches of the heavy and light fractions of cascade 1: (8 ÷ 26) and the use of slightly enriched uranium-diluent for mixing. The latter is produced from commercial natural raw materials, that is, with a minimum cost of separation work.
В сорбционно-десорбционном цикле на фторидах металлах, использующем различие в термической устойчивости комплексных солей фторидов щелочных и щелочноземельных металлов с фторидами, имеющими сопоставимую с гексафторидом урана летучесть, коэффициент очистки UF6 от сопутствующих летучих примесей достигает 106÷1010. После цикла очистки гексафторид ВОУ соответствует требованиям стандартной спецификации ASTM С 996-96, как по содержанию радионуклидов, так и по предельному содержанию химических примесей, остаточная концентрация которых не превышает 10-4÷10-5% ат. Причем при контакте с набором сорбентов из фторидов металлов очистка гексафторида урана может быть организована от любых летучих фторидов. Наилучшие результаты по очистке достигают на фторидах щелочных и щелочноземельных металлов. Здесь наибольшее распространение получили гранулированный фторид натрия, образующий с гексафторидом урана и прочими летучими фторидами при температуре ниже 110°С комплексные соли типа 2NaF·UF6 и выделяющий в газовую фазу при нагреве фтористый водород (150÷250°С) и UF6 (выше 300°С), а также порошкообразный фторид лития, образующий комплексные соли типа LiF·HF, разлагающиеся при нагреве выше 60°С.In the sorption-desorption cycle on metal fluorides, using the difference in thermal stability of complex salts of fluorides of alkali and alkaline earth metals with fluorides having volatility comparable to uranium hexafluoride, the coefficient of purification of UF 6 from associated volatile impurities reaches 10 6 ÷ 10 10 . After a cleaning cycle, HEU hexafluoride meets the requirements of the standard specification ASTM C 996-96, both in terms of radionuclide content and limit content of chemical impurities, the residual concentration of which does not exceed 10 -4 ÷ 10 -5 % at. Moreover, upon contact with a set of sorbents from metal fluorides, the purification of uranium hexafluoride can be organized from any volatile fluorides. The best cleaning results are achieved on fluorides of alkali and alkaline earth metals. Here, granular sodium fluoride is most widely used, forming complex salts of the 2NaF · UF 6 type with uranium hexafluoride and other volatile fluorides at temperatures below 110 ° C and releasing hydrogen fluoride (150 ÷ 250 ° C) and UF 6 (above) into the gas phase when heated 300 ° C), as well as powdered lithium fluoride, forming complex salts of the type LiF · HF, decomposing when heated above 60 ° C.
В отсутствии химических примесей корректировка изотопного состава гексафторида ВОУ, направленная на уменьшение фактического содержания минорных изотопов, может быть проведена в каскаде газовых центрифуг по любому заранее выбранному режиму точно в соответствии с результатами предварительных расчетов. Прямоугольно-ступенчатый каскад с отношением числа ступеней в ветвях тяжелой и легкой фракций каскада 1:(8÷26) позволяет минимизировать весовой расход отбора легкой фракции каскада, сократив до минимума потери целевого изотопа U-235. В отборе легкой фракции концентрация U-234 в предельном случае при отношении числа ступеней 1:26 приближается к 90% мас. Гексафторид урана в отборе легкой фракции при такой концентрации U-234 не имеет оружейной кондиции и экономической ценности, поэтому может быть утилизирован, например, разбавлением отвалами от наработки НОУ разбавителя, и после десублимации в контейнеры отправлен на ответственное хранение до возникновения потребности в отвальном уране. Состав модифицированных отвалов в виду значительного разбавления будет мало отличаться от натуральных отвалов. Разбавление целесообразно вести отвальным потоком от наработки НОУ разбавителя с уменьшенным на 0,001÷0,007% мас. содержанием U-235 относительно его оптимального значения для дополнительного извлечения изотопа U-235 в гексафторид НОУ из натурального уранового сырья.In the absence of chemical impurities, the correction of the isotopic composition of HEU hexafluoride, aimed at reducing the actual content of minor isotopes, can be carried out in a cascade of gas centrifuges according to any pre-selected mode exactly in accordance with the results of preliminary calculations. The rectangular-step cascade with the ratio of the number of steps in the branches of the heavy and light fractions of the cascade 1: (8 ÷ 26) allows to minimize the weight consumption of the selection of the light fraction of the cascade, minimizing the loss of the target isotope U-235. In the selection of the light fraction, the concentration of U-234 in the extreme case with a ratio of the number of steps of 1:26 approaches 90% wt. Uranium hexafluoride in the selection of a light fraction at such a concentration of U-234 does not have a weapon condition and economic value, therefore, it can be disposed of, for example, by diluting with dumps from the production of LEU of the diluent, and after desublimation into containers it is sent for safe storage until there is a need for dumped uranium. The composition of modified dumps due to significant dilution will differ little from natural dumps. It is advisable to carry out the dilution with the waste stream from the operating time of the LEU of the diluent with a decrease of 0.001 ÷ 0.007% wt. U-235 content relative to its optimal value for additional extraction of the U-235 isotope in LEU hexafluoride from natural uranium raw materials.
При заявленной длине ВОУ каскада, определенной отношением числа ступеней в ветвях тяжелой и легкой фракций каскада, режим работы каскада можно выбрать из условия максимального концентрирования изотопа U-232 в отборе легкой фракции каскада, что позволяет очистить отбор тяжелой фракции от этого радиационно опасного нуклида. Такой режим работы возможен только в диапазоне концентраций U-232 от 1,0×10-5% мас. до 5,0×10-5% мас. В противном случае приходится рассматривать вопрос о специальной радиационной защите каскада из-за проникающего гамма-излучения U-232. 1 Построение радиационно-защищенного каскада или настройка каскада на такой режим работы здесь экономически нецелесообразны.With the declared length of the HEU cascade determined by the ratio of the number of steps in the branches of the heavy and light fractions of the cascade, the operation mode of the cascade can be selected from the condition of maximum concentration of the U-232 isotope in the selection of the light fraction of the cascade, which allows you to clear the selection of the heavy fraction from this radiation-hazardous nuclide. This mode of operation is possible only in the concentration range of U-232 from 1.0 × 10 -5 % wt. up to 5.0 × 10 -5 % wt. Otherwise, it is necessary to consider the special radiation protection of the cascade due to the penetrating gamma radiation of U-232. 1 The construction of a radiation-protected cascade or setting up a cascade for such a mode of operation is not economically feasible here.
К настоящему описанию приложена блок-схема операций по наработке гексафторида НОУ разбавителя и изотопной корректировке гексафторида ВОУ в каскадах газовых центрифуг, их смешения с получением гексафторида НОУ, соответствующего требованиям ASTM 996-96, и утилизацией выделенных минорных изотопов. Ниже приведенное описание функционирования сорбционно-десорбционного цикла сделано применительно к использованию в переделе сорбентов из фторида лития и фторида натрия.Attached to this description is a flowchart of operations for producing LEU diluent hexafluoride and isotopic adjustment of HEU hexafluoride in cascades of gas centrifuges, mixing them to produce LEU hexafluoride that meets ASTM 996-96 requirements, and disposing of isolated minor isotopes. The following description of the functioning of the sorption-desorption cycle is made in relation to the use in the redistribution of sorbents from lithium fluoride and sodium fluoride.
Оружейный металлический ВОУ переводят в форму раствора нитрата уранила. После предварительной экстракционно-осадительной очистке от плутония и легирующих элементов, а также продуктов распада изотопа U-232, высокообогащенный уран в виде порошкообразного оксида U3O8 поступает на приготовление гексафторида урана. Эта часть технологии "ВОУ-НОУ" обеспечивает коэффициент очистки урана от плутония не менее 102 и получаемый продукт характеризуется достаточной радиационной чистотой по радионуклидам, чтобы его можно было безопасно перерабатывать в гексафторид урана.Weapon metal HEU is converted into the form of a solution of uranyl nitrate. After preliminary extraction and precipitation purification of plutonium and alloying elements, as well as decay products of the U-232 isotope, highly enriched uranium in the form of powdered oxide U 3 O 8 enters the preparation of uranium hexafluoride. This part of the HEU-LEU technology provides a coefficient of purification of uranium from plutonium of at least 10 2 and the resulting product is characterized by sufficient radiation purity for radionuclides so that it can be safely processed into uranium hexafluoride.
Фторирование ведут при температуре 400°С элементным фтором, прошедшим очистку от фтористого водорода сорбцией последнего на гранулах фторида натрия. Процесс фториронания сформированной партии U3O8 осуществляют в непрерывном режиме при противотоке твердой и газообразной фаз реагентов. На выходе получают UF6, содержащий фтор-газ, продукты реакции, летучие фториды примесных металлов и гексафторид плутония как тяжелую примесь. Остатки от фторирования ("огарки"), в которых сконцентрированы нелетучие фториды продуктов распада радионуклидов, продукты коррозии оборудования и нелетучие фториды плутония возвращают на гидрометаллургичсский передел. Газовая смесь проходит фильтрацию и направляется при 350÷400°С для селективной сорбции PuF6 на NaF. Одновременно на NaF улавливают фториды хрома, ниобия, циркония, кремния и рутения. Вышедший из адсорбера газ охлаждают и подают на десублимацию при -80°С гексафторида урана. Собранный в десублиматоре гексафторид ВОУ подвергают вакуумной тренировке (длительной выдержке под динамическим вакуумом) до равновесного давления UF6 с целью удаления фтористого водорода и прочих летучих фторидов, после чего переконденсируют в транспортные емкости, измеряют остаточное давление газовой фазы и направляют на корректировку изотопного состава. Гексафторида урана из технологических газов десублиматора улавливают сорбцией на NaF при 80-100°С. После десорбции при 160-250°С фтористый водород и при 350-400°С (в присутствии фтора) гексафторид урана возвращают в голову схемы. Продукты тренировки гексафторида урана, содержащие UF6, HF и основную массу летучих фторидов, разделяют на индивидуальные компоненты методом избирательной сорбции фтористого водорода на LiF, а гексафторида урана - на NaF. Одновременно на LiF фиксируются фториды кремния, фосфора, бора и частично другие примесные фториды.Fluorination is carried out at a temperature of 400 ° C with elemental fluorine that has undergone purification from hydrogen fluoride by sorption of the latter on sodium fluoride granules. The fluororonium process of the formed batch of U 3 O 8 is carried out in a continuous mode with a countercurrent of solid and gaseous phases of the reactants. The output is UF 6 containing fluorine gas, reaction products, volatile impurity metal fluorides and plutonium hexafluoride as a heavy impurity. Residues from fluorination (cinder), in which non-volatile fluorides of radionuclide decay products are concentrated, equipment corrosion products and non-volatile plutonium fluorides are returned to the hydrometallurgical redistribution. The gas mixture is filtered and sent at 350 ÷ 400 ° C for selective sorption of PuF 6 on NaF. At the same time, fluorides of chromium, niobium, zirconium, silicon and ruthenium are captured on NaF. The gas exiting the adsorber is cooled and fed to desublimation of uranium hexafluoride at -80 ° C. The HEU hexafluoride collected in the desublimator is subjected to vacuum training (long exposure under dynamic vacuum) to an equilibrium pressure of UF 6 in order to remove hydrogen fluoride and other volatile fluorides, after which it is condensed into transport containers, the residual pressure of the gas phase is measured and sent to adjust the isotopic composition. Uranium hexafluoride from process gases of the desublimator is captured by sorption on NaF at 80-100 ° C. After desorption at 160-250 ° C, hydrogen fluoride and at 350-400 ° C (in the presence of fluorine) uranium hexafluoride is returned to the head of the scheme. Training products of uranium hexafluoride containing UF 6 , HF and the bulk of volatile fluorides are separated into individual components by selective sorption of hydrogen fluoride on LiF, and uranium hexafluoride on NaF. At the same time, silicon, phosphorus, boron fluorides and partially other impurity fluorides are fixed on LiF.
Изотопный состав ВОУ корректируют в ВОУ каскаде, параметры и режим работы которого (число разделительных ступеней в ветвях тяжелой и легкой фракций, количество газовых центрифуг в ступенях, газовую нагрузку ступеней и т.п.) выбраны в процессе предварительных расчетов (см. чертеж). На выходе каскада получают отбор изотопно очищенного UF6 (тяжелая фракция) и отбор легкой фракции в виде гексафторида урана, обогащенного изотопами U-232 и U-234. Теоретически одновременно с изотопами урана по ветвям тяжелой и легкой фракций ВОУ каскада происходит неконтролируемое перераспределение микропримесей, содержащихся в гексафториде урана, однако при концентрациях микропримесей 10-4÷10-5% ат каскад газовых центрифуг не чувствует их присутствие, и расхождение результатов расчета с фактическим содержанием изотопов урана в отборах ВОУ каскада не происходит.The isotopic composition of HEU is adjusted in the HEU cascade, the parameters and operation mode of which (the number of separation stages in the branches of the heavy and light fractions, the number of gas centrifuges in the steps, the gas load of the steps, etc.) are selected in the preliminary calculations (see drawing). At the output of the cascade, the selection of isotopically purified UF 6 (heavy fraction) and the selection of the light fraction in the form of uranium hexafluoride enriched in isotopes U-232 and U-234 are obtained. Theoretically, simultaneously with the uranium isotopes along the branches of the heavy and light fractions of the HEU cascade, an uncontrolled redistribution of microimpurities contained in uranium hexafluoride occurs, but at a concentration of microimpurities of 10 -4 ÷ 10 -5 % at the gas centrifuge cascade does not feel their presence, and the calculation results differ from the actual the uranium isotope content in the HEU cascade selections does not occur.
Параллельно на урановом заводе из коммерческого натурального урана (марки "Н") в НОУ каскаде нарабатывают слабообогащенный уран-разбавитель с уменьшенной на 0,001÷0,007% мас. концентрацией U-235 в отвальном потоке относительно оптимального значения. При существующем варьировании соотношения цен на природный уран и работу разделения оптимальное значение находится в интервале от 0,1 до 0,3% мас.At the same time, a slightly enriched uranium diluent with a reduction of 0.001–0.007% wt. Is produced from commercial natural uranium (grade “N”) in a LEU cascade at a uranium plant. the concentration of U-235 in the dump stream relative to the optimal value. With the existing variation in the price ratio of natural uranium and separation work, the optimal value is in the range from 0.1 to 0.3% wt.
Поток отбора НОУ каскада непрерывно смешивают в газовой фазе с отбором тяжелой фракции ВОУ каскада в весовой пропорции, обеспечивающей получение гексафторида низкообогащенного урана с требуемым содержанием изотопа U-235.The selection stream of the LEU cascade is continuously mixed in the gas phase with the selection of the heavy fraction of the HEU cascade in a weight ratio, which ensures the production of low enriched uranium hexafluoride with the required content of the U-235 isotope.
Отбор легкой фракции ВОУ каскада в газовой фазе разбавляют отвальным потоком НОУ каскада, получая модифицированные отвалы с оптимальным значением содержания U-235. В виду пространственного разделения каскадов потоки UF6 предварительно десублимируют в промежуточные контейнеры.The selection of the light fraction of the HEU cascade in the gas phase is diluted with the dump stream of the LEU cascade, obtaining modified dumps with the optimal value of the U-235 content. In view of the spatial separation of the cascades, the UF 6 streams are preliminarily desublimated into intermediate containers.
Ниже приведены конкретные примеры получения гексафторида НОУ с обогащением 4,4% мас., соответствующего требованиям спецификации ASTM 996-96, из высокообогащенного урана обогащением 90% мас. по U-235 и содержащего 1,05% мас. U-234.The following are specific examples of the production of LEU hexafluoride with an enrichment of 4.4% wt., Which meets the requirements of ASTM 996-96, from highly enriched uranium with an enrichment of 90% wt. according to U-235 and containing 1.05% wt. U-234.
Пример 1. Химическую очистку гексафторида ВОУ совмещали со стадией фторирования оксидов высокообогащенного урана и проводили согласно выше описанной методике. На основе значительного количества статистических данных было установлено, что в сорбционно-десорбционном цикле на фторидах лития и натрия коэффициенты очистки гексафторида ВОУ составили: от фосфора, молибдена, вольфрама - 20, от ванадия - 15, от хрома - 10, от кремния - 4. Содержание прочих примесей, образующих летучие фториды, значительно ниже требований спецификации. Коэффициент очистки от плутония составил 103-104 и остаточное количество плутония в гексафториде урана на выходе адсорбера фиксировалось на уровне 0,0025÷0,0048 БкPu/гU (или 10-9÷10-10% мас.).Example 1. Chemical purification of HEU hexafluoride was combined with the stage of fluorination of highly enriched uranium oxides and carried out according to the procedure described above. Based on a significant amount of statistical data, it was found that in the sorption-desorption cycle on lithium and sodium fluorides, the HEU hexafluoride purification coefficients were: from phosphorus, molybdenum, tungsten - 20, from vanadium - 15, from chromium - 10, from silicon - 4. The content of other impurities forming volatile fluorides is significantly lower than the specification requirements. The purification coefficient from plutonium was 10 3 -10 4 and the residual amount of plutonium in uranium hexafluoride at the adsorber outlet was fixed at 0.0025 ÷ 0.0048 BqPu / gU (or 10 -9 ÷ 10 -10 % wt.).
Изотопный состав химически очищенного гексафторида ВОУ корректировали в центрифужном каскаде при отношении числа ступеней в ветви тяжелой фракции к числу ступеней в ветви легкой фракции nт.ф:nл.ф=1:18. В отборе тяжелой фракции каскада, составившей 99,705% мас. весового расхода питания, суммарное содержание минорных изотопов урана уменьшилось на 0,16% мас. при снижении содержания U-234 до 0,89% мас., что привело к увеличению обогащения до 90,12% мас. по U-235 за счет некоторого роста в тяжелой фракции концентрации изотопа U-236.The isotopic composition of chemically purified HEU hexafluoride was adjusted in the centrifuge cascade with the ratio of the number of steps in the branch of the heavy fraction to the number of steps in the branch of the light fraction n tp : n lph = 1: 18. In the selection of the heavy fraction of the cascade, which amounted to 99.705% wt. weight consumption of food, the total content of minor isotopes of uranium decreased by 0.16% wt. with a decrease in the content of U-234 to 0.89% wt., which led to an increase in enrichment to 90.12% wt. U-235 due to some increase in the heavy fraction of the concentration of the isotope U-236.
Изотопно-очищенный UF6 (ВОУ) в одностадийном процессе смешивали с 1,5%-ным разбавителем в пропорции 1:29,517, получая на выходе 4,4% мас. по U-235 товарный UF6 (НОУ). Дозирование потоков осуществляли с помощью критических диафрагм, давление перед которыми поддерживали и регулировали специальными регуляторами. Потоки смешивали в общей коммуникации, далее НОУ продукт десублимировали в технологические емкости объемом 0,8 м3. Емкости нагревали в автоклаве до температуры 70-90°С. Расплав после выдержки для гомогенизации гексафторида НОУ переливали в транспортные контейнеры "30В", которые направляли потребителю. Тонкое регулирование потоков позволяло поддерживать среднее значение содержания U-235 в гексафториде НОУ в строго заданных пределах с отклонением не более 0,1% мас.The isotope-purified UF 6 (HEU) in a one-step process was mixed with a 1.5% diluent in a ratio of 1: 29.517, yielding 4.4% wt. on U-235 commodity UF 6 (KNOW). Dosing of flows was carried out using critical diaphragms, the pressure in front of which was maintained and regulated by special regulators. The flows were mixed in general communication, then the LEU product was desublimated into technological containers with a volume of 0.8 m 3 . The containers were heated in an autoclave to a temperature of 70-90 ° C. After exposure to homogenization of LEU hexafluoride, the melt was poured into 30V transport containers, which were sent to the consumer. Fine flow control allowed us to maintain the average value of the content of U-235 in LEU hexafluoride in strictly specified limits with a deviation of not more than 0.1% wt.
Отбор легкой фракции каскада составил 0,295% весового расхода питания гексафторида ВОУ и при обогащении 45,33% мас. по изотопу U-235 имел концентрацию U-232 и U-234, соответственно, 2,0×10-5% мас. и 54,66% мас. После разбавления отвалом от наработки НОУ разбавителя модифицированные отвалы отправляли на ответственное хранение. Содержание минорных изотопов в модифицированных отвалах в виду значительного разбавления практически не отличалось от их концентрации в натуральных отвалах.The selection of the light fraction of the cascade amounted to 0.295% by weight of the consumption of HEU hexafluoride and enrichment of 45.33% wt. the isotope U-235 had a concentration of U-232 and U-234, respectively, 2.0 × 10 -5 % wt. and 54.66% wt. After dilution with the blade from the operating time of the LEU of the diluent, the modified dumps were sent for safekeeping. The content of minor isotopes in modified dumps due to significant dilution practically did not differ from their concentration in natural dumps.
Пример 2. Химическую очистку гексафторида ВОУ проводили аналогично примеру 1. Изотопный состав ВОУ корректировали в центрифужном каскаде с nт.ф:nл.ф=1:23,5. Поток тяжелой фракции на выходе каскада составил 99,805% мас. весового расхода потока питания. Изотопно-очищенный UF6 (ВОУ) непрерывно смешивали с 1,5%-ным разбавителем в пропорции 1:29,517, получая на выходе обогащенный по U-235 до 4,4% мас. товарный UF6.Example 2. Chemical purification of HEU hexafluoride was carried out analogously to example 1. The isotopic composition of HEU was corrected in a centrifuge cascade with n tp : n lf = 1: 23.5. The flow of the heavy fraction at the outlet of the cascade amounted to 99.805% wt. weight flow rate power supply. Isotope-purified UF 6 (HEU) was continuously mixed with a 1.5% diluent in a ratio of 1: 29.517, resulting in an output enriched in U-235 to 4.4% wt. marketable UF 6 .
Поток легкой фракции на выходе каскада составил 0,195% весового расхода питания гексафторида ВОУ при обогащении по изотопу U-235 17,363% мас. и концентрации изотопов U-232 и U-234, соответственно, 3,03×10-5% мас. и 82,637% мас.The flow of light fraction at the output of the cascade amounted to 0.195% by weight of the feed of the HEU hexafluoride when enriched in the U-235 isotope 17.33.33 wt.%. and the concentration of isotopes U-232 and U-234, respectively, 3.03 × 10 -5 % wt. and 82.637% wt.
Дополнительные ЕРР по наработке НОУ разбавителя с уменьшенной концентрацией. U-235 в отвальном потоке компенсируются решением проблемы утилизации радиационно-опасного гексафторида легкой фракции ВОУ каскада и выводом из ядерного топливного цикла нежелательных изотопов урана.Additional SWU for the production of LEU diluent with a reduced concentration. U-235 in the dump stream is compensated by solving the problem of the disposal of radiation-hazardous hexafluoride of the light fraction of the HEU cascade and the removal of unwanted uranium isotopes from the nuclear fuel cycle.
Понятно, что изобретение не ограничивается приведенными примерами. Возможны и другие варианты реализации способа как в части химической очистки в сорбционно-десорбционном цикле на сорбентах из различных фторидов металлов, так и другим построением ВОУ каскада в пределах объема предложенной формулы изобретения.It is understood that the invention is not limited to the examples given. There are other possible ways of implementing the method, both in terms of chemical purification in the sorption-desorption cycle on sorbents from various metal fluorides, and by another construction of the HEU cascade within the scope of the proposed claims.
Предлагаемый способ в части химической очистки гексафторида ВОУ может быть организован на сублиматном заводе и технологически совмещен со стадией перевода оксидов оружейного высокообогащенного урана в гексафторид ВОУ. Наработка гексафторида слабообогащенного урана-разбавителя из коммерческого натурального урана позволяет на действующем изотопно-разделительном урановом заводе иметь значительную экономию разделительных мощностей.The proposed method in terms of chemical purification of HEU hexafluoride can be organized at a sublimation plant and technologically combined with the stage of conversion of weapons-grade highly enriched uranium oxides to HEU hexafluoride. The production of weakly enriched uranium diluent hexafluoride from commercial natural uranium allows the existing isotope-separation uranium plant to have significant savings in separation capacity.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005100346/15A RU2292303C2 (en) | 2005-01-11 | 2005-01-11 | Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high-enrichment arms uranium |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005100346/15A RU2292303C2 (en) | 2005-01-11 | 2005-01-11 | Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high-enrichment arms uranium |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2005100346A RU2005100346A (en) | 2006-06-20 |
| RU2292303C2 true RU2292303C2 (en) | 2007-01-27 |
Family
ID=36713806
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2005100346/15A RU2292303C2 (en) | 2005-01-11 | 2005-01-11 | Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high-enrichment arms uranium |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2292303C2 (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113813786A (en) * | 2020-06-19 | 2021-12-21 | 核工业理化工程研究院 | Quasi-rectangular cascade separation method, rectangular cascade improvement method and application thereof |
-
2005
- 2005-01-11 RU RU2005100346/15A patent/RU2292303C2/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| СИНЕВ Н.М. и др. Экономика атомной энергетики. Основы технологии и экономики ядерного топлива. - М.: Энергоатомиздат, 1984, с.262-264. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2005100346A (en) | 2006-06-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US7323153B2 (en) | Reprocessing method by fluoride volatility process using fractional distillation | |
| Morel et al. | Uranium and fluorine cycles in the nuclear industry | |
| US7208129B2 (en) | Reprocessing method by fluoride volatility process using solid-gas separation | |
| JP2004233066A (en) | Reprocessing method for spent nuclear fuel | |
| RU2292303C2 (en) | Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high-enrichment arms uranium | |
| EP4060681A1 (en) | Dry aftertreatment method for spent fuel employing plasma | |
| Shatalov et al. | Gas-fluoride technology for processing spent oxide fuel | |
| Maher | Current headend technologies and future developments in the reprocessing of spent nuclear fuels | |
| RU2307410C2 (en) | Method for recovering fuel in the form of uranium isotope hexafluoride mixture burnt up in nuclear reactor for its reuse in nuclear reactor | |
| RU2057377C1 (en) | Method for recovery of highly enriched armament uranium and its alloys into fuel for nuclear reactors | |
| RU2702620C1 (en) | Method for isotope recovery of regenerated uranium | |
| RU2321544C2 (en) | Method of preparing diluent for processing military highly enriched uranium into reduced-enrichment uranium | |
| RU2497210C1 (en) | Method of isotopic recovery of regenerated uranium | |
| RU2399971C1 (en) | Method of isotopic recovery of regenerated uranium | |
| RU2242812C2 (en) | Isotope reduction of regenerated uranium | |
| RU2282904C2 (en) | Method for recovered-uranium isotope reduction | |
| RU2613157C1 (en) | Method of purifying contaminated raw material for separating production | |
| Tinsley et al. | Update on 241 Am production for use in Radioisotope Power Systems | |
| RU2759155C1 (en) | Method for recovery of isotopic regenerated uranium | |
| US20230368933A1 (en) | High assay, low enriched uranium deconversion process | |
| RU2236053C2 (en) | Method for isotope recovery of regenerated uranium | |
| JP2002071865A (en) | Manufacturing method for mixed oxide fuel for nuclear reactor | |
| Baran | Conversion of uranium hexafluoride to uranium dioxide with minimum fluorine content | |
| Palkin | Purification of depleted uranium hexafluoride in a cascade with intermediate product flow | |
| RU2479489C2 (en) | Method of producing diluent for processing weapons-grade high-enriched uranium into low-enriched uranium |
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: 20100112 |