RU2316476C2 - Method of production of the low-enriched uranium hexafluoride from the highly-enriched uranium - Google Patents
Method of production of the low-enriched uranium hexafluoride from the highly-enriched uranium Download PDFInfo
- Publication number
- RU2316476C2 RU2316476C2 RU2005126124/15A RU2005126124A RU2316476C2 RU 2316476 C2 RU2316476 C2 RU 2316476C2 RU 2005126124/15 A RU2005126124/15 A RU 2005126124/15A RU 2005126124 A RU2005126124 A RU 2005126124A RU 2316476 C2 RU2316476 C2 RU 2316476C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- hexafluoride
- production
- enrichment
- leu
- Prior art date
Links
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 126
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 120
- SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H uranium hexafluoride Chemical compound F[U](F)(F)(F)(F)F SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H 0.000 title claims abstract description 32
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 18
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title abstract description 39
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 claims abstract description 66
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 20
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 claims description 49
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims description 22
- 238000000926 separation method Methods 0.000 abstract description 20
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 8
- 230000007423 decrease Effects 0.000 abstract description 4
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 4
- 230000006735 deficit Effects 0.000 abstract description 2
- 230000008030 elimination Effects 0.000 abstract description 2
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 abstract description 2
- 230000008521 reorganization Effects 0.000 abstract 2
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 abstract 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000007792 gaseous phase Substances 0.000 abstract 1
- 230000009466 transformation Effects 0.000 abstract 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 15
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 description 10
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 6
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 4
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 3
- 238000007865 diluting Methods 0.000 description 3
- 238000010790 dilution Methods 0.000 description 3
- 239000012895 dilution Substances 0.000 description 3
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 3
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 description 3
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 3
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical class [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 2
- 238000003682 fluorination reaction Methods 0.000 description 2
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 2
- 238000005372 isotope separation Methods 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 2
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 2
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 2
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 2
- OATKBOXEDDXPQV-UHFFFAOYSA-N F.F.F.F.F.F.F.F.F.F.F.F Chemical compound F.F.F.F.F.F.F.F.F.F.F.F OATKBOXEDDXPQV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N Fluorine Chemical compound FF PXGOKWXKJXAPGV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 230000001143 conditioned effect Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 229910052731 fluorine Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011737 fluorine Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000000265 homogenisation Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 239000007791 liquid phase Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 1
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000004806 packaging method and process Methods 0.000 description 1
- 238000012856 packing Methods 0.000 description 1
- 230000000737 periodic effect Effects 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
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 перевода высокообогащенного урана в энергетический низкообогащенный уран.The invention relates to a nuclear fuel cycle and can be used in the production of fuel from nuclear reactors by converting highly enriched uranium to energy low enriched uranium.
Высокообогащенный уран (ВОУ) представляет собой уран с обогащением по изотопу U-235 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%.Highly enriched uranium (HEU) is uranium enriched in the U-235 isotope above 20%; enriched uranium (СОУ) from 5 to 20%; low enriched uranium (LEU) from 1.5 to 5%; raw uranium of natural origin 0.711%; depleted uranium less than 0.711%.
Гексафторид низкообогащенного урана, из которого изготавливается топливо для ядерных реакторов АЭС, обычно получают из натурального урана, обогащая его изотопом U-235 до 2,0÷5,0 мас.% в каскадах газовых центрифуг. 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 конечными концентрациями делящего изотопа U-235 в обогащенном (товарном) и обедненном (отвальном) потоках гексафторида урана в отборах каскада. Реальные условия работы центрифужных разделительных каскадов зависят от рыночной цены на урановое сырье и стоимости работы разделения. От соотношения последних зависит концентрация изотопа U-235 в отвальных потоках каскада.Low enriched uranium hexafluoride, from which fuel is made for nuclear reactors of nuclear power plants, is usually obtained from natural uranium, enriching it with the U-235 isotope to 2.0 ÷ 5.0 wt.% In cascades of gas centrifuges. This takes a certain amount of separation work, expressed in units of separation work (SWU) and determined by the mass flow rate of uranium hexafluoride (UF 6 ) through the separation cascade, the initial and final concentrations of the fissile isotope U-235 in the enriched (commodity) and depleted (dump) streams uranium hexafluoride in the cascade selections. The actual working conditions of centrifuge separation cascades depend on the market price of uranium raw materials and the cost of separation work. The concentration of the U-235 isotope in the dump flows of the cascade depends on the ratio of the latter.
В последние годы для получения гексафторида НОУ начато использование ВОУ, извлекаемого при демонтаже ядерных боеприпасов, критических сборок исследовательских ядерных установок или поступающего в топливный цикл из складских запасов. В этом случае гексафторид НОУ получают разбавительным смешиванием гексафторида ВОУ с гексафторидом урана-разбавителя более низкого обогащения для перевода концентрации делящегося изотопа U-235 в реакторный интервал значений.In recent years, HEU has been launched for the production of LEU hexafluoride, which is extracted during the dismantling of nuclear munitions, critical assemblies of research nuclear facilities or entering the fuel cycle from stockpiles. In this case, LEU hexafluoride is obtained by diluting mixing HEU hexafluoride with lower enrichment uranium diluent hexafluoride to convert the concentration of fissile U-235 isotope into the reactor range.
Снижение уровня обогащения для высокообогащенного материала представляет собой довольно сложную проблему, поскольку значительная часть ВОУ слишком загрязнена изотопами, нежелательными в производстве топлива для легководных реакторов. Считается, что смешивание - единственный способ борьбы с присутствием в ВОУ четных (минорных) изотопов урана, 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 производства топлива).Reducing the enrichment level for highly enriched material is a rather difficult problem, since a significant part of the HEU is too polluted with isotopes that are undesirable in the production of fuel for light water reactors. Mixing is believed to be the only way to combat the presence of even (minor) isotopes of uranium in HEU, such as U-232 (the isotope that forms the main dose of external exposure to personnel at all stages of work with uranium raw materials), U-234 (impurity that impairs radiation situation at the stage of fuel fabrication) and U-236 (a neutron absorber that reduces the suitability of nuclear material for fuel production).
Количество минорных изотопов в гексафториде НОУ складывается из U-232, U-234 и U-236, содержащихся в ВОУ, и U-232, U-234 и U-236, содержащихся в уране-разбавителе. Для гарантированного перевода ВОУ в НОУ-продукты известны две группы способов:The number of minor isotopes in LEU hexafluoride is composed of U-232, U-234 and U-236 contained in HEU, and U-232, U-234 and U-236 contained in uranium-diluent. For the guaranteed transfer of HEU to LEU products, two groups of methods are known:
- очистка гексафторида ВОУ от младших минорных изотопов U-232 и U-234 в каскаде газовых центрифуг;- purification of HEU hexafluoride from minor minor isotopes U-232 and U-234 in a cascade of gas centrifuges;
- использование НОУ-разбавителя с пониженным содержанием минорных изотопов.- the use of a LEU diluent with a reduced content of minor isotopes.
Независимо от способа получения изотопный состав гексафторида НОУ должен соответствовать требованиям стандартной спецификации ASTM С 996-2004, согласно которой содержание изотопов U-234 и U-236 в гексафториде НОУ не должно превышать 10000 мкг U-234 на 1 г U-235 (или 0,05 мас.% в общем уране) и 250 мкг U-236 на 1 г общего урана (или 0,025 мас.% в общем уране) [см. Стандартные технические условия на гексафторид урана с обогащением менее 5% по изотопу уран-235. ASTM Disignation С 996-2004].Regardless of the production method, the isotopic composition of the know-how hexafluoride must meet the requirements of the standard specification ASTM C 996-2004, according to which the content of the isotopes U-234 and U-236 in the know-how hexafluoride should not exceed 10,000 μg U-234 per 1 g of U-235 (or 0 , 05 wt.% In total uranium) and 250 μg U-236 per 1 g of total uranium (or 0.025 wt.% In total uranium) [see Standard specifications for uranium hexafluoride with an enrichment of less than 5% for the uranium-235 isotope. ASTM Disignation C 996-2004].
Так для получения гексафторида НОУ из оружейного ВОУ известен способ [Патент RU 2225362 С2, МПК 7 С01G 43/06. Приоритет от 13.06.2001. Опубл. 10.03.2004], 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 соотношениемSo for the production of know-how hexafluoride from weapons HEU, a method is known [Patent RU 2225362 C2, IPC 7 C01G 43/06. Priority dated June 13, 2001. Publ. 03/10/2004], including oxidation of highly enriched metallic uranium, fluorination of highly enriched uranium oxides, mixing of highly enriched uranium hexafluoride with a diluent and 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 in a gas centrifuge with a gas centrifuge from a gas centrifuge with a 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 Z - массовое число минорного изотопа урана; AZ - предельное содержание в высокообогащенном уране минорного изотопа урана, мас.%; BZ - содержание минорного изотопа в разбавителе, мас.%; СZ - требуемое содержание минорного изотопа в гексафториде низкообогащенного урана, мас.%; А235, В235, С235 - содержание изотопа U-235 в высокообогащенном уране, разбавителе и низкообогащенном уране соответственно, мас.%.where Z is the mass number of the minor uranium isotope; A Z - limit content in highly enriched uranium of the minor uranium isotope, wt.%; B Z is the content of minor isotope in the diluent, wt.%; With Z is the required content of a minor isotope in low enriched uranium hexafluoride, wt.%; A 235 , B 235 , C 235 - the content of the isotope U-235 in highly enriched uranium, diluent and low enriched uranium, respectively, wt.%.
Недостаток упомянутого способа-аналога и других аналогичных способов заключается в том, что для их реализации необходимо иметь специальный очистительный каскад газовых центрифуг. Однако центрифужные каскады стоят очень дорого и строятся годами. Кроме того, при изотопной корректировке состава ВОУ в потоке чистки очистительного каскада концентрируются радиационно опасные младшие минорные изотопы, которые не представляется возможным утилизировать. Долговременное хранение контейнеров гексафторида урана потока чистки проблематично из-за радиолиза.The disadvantage of this analogue method and other similar methods is that for their implementation it is necessary to have a special cleaning cascade of gas centrifuges. However, centrifuge cascades are very expensive and built over the years. In addition, during isotopic adjustment of the composition of HEU, radiation-hazardous minor minor isotopes are concentrated in the cleaning stream of the treatment cascade, which cannot be disposed of. Long-term storage of uranium hexafluoride containers in the cleaning stream is problematic due to radiolysis.
Из-за наличия в составе минорных изотопов ни промышленный натуральный уран, ни первичные отвалы обогащения натурального урана напрямую не годятся для смешивания с ВОУ. Гексафторид слабообогащенного (не более 1,5 мас.%) урана (НОУ-разбавитель), наработанный из промышленного натурального сырья, пригоден для разбавительного смешивания только с частью ВОУ.Due to the presence of minor isotopes in the composition, neither industrial natural uranium nor primary dumps of natural uranium enrichment are directly suitable for mixing with HEU. Weakly enriched hexafluoride (not more than 1.5 wt.%) Uranium (LEU diluent), produced from industrial natural raw materials, is suitable for dilution mixing with only part of HEU.
Известно [Микерин Е.И. и др. Российская промышленная переработка ВОУ из ядерного оружия в энергетический НОУ, соответствующего спецификации ASTM С 996-90 для обогащенного урана, полученного из коммерческого природного урана // Доклад на симпозиуме ASTM. - Балтимор, 31.07.1996], что для наработки кондиционного урана-разбавителя необходимо использовать гексафторид изотопной смеси урана с пониженным относительно натурального значения отношением содержания изотопа U-234 к содержанию изотопа U-235. Таковыми являются первичные отвалы разделительного производства, образующиеся при получении товарных низкообогащенных урановых продуктов с использованием натурального (природного) сырья.It is known [Mikerin E.I. et al. Russian industrial conversion of HEU from nuclear weapons to energy LEU that complies with ASTM specification 996-90 for enriched uranium obtained from commercial natural uranium // Report at the ASTM symposium. - Baltimore, 07/31/1996] that to produce conditioned uranium-diluent, it is necessary to use hexafluoride of an isotopic mixture of uranium with a ratio of the content of the U-234 isotope to the content of the U-235 isotope that is lower than natural. These are the primary dumps of separation production, formed upon receipt of commodity low enriched uranium products using natural (natural) raw materials.
Наиболее близким по совокупности существенных признаков аналогом предлагаемого изобретения является способ получения гексафторида НОУ из ВОУ [см. Кондаков В.М., Лазарчук В.В., Малый Е.Н. и др. Переработка оружейного урана в энергетический на Сибирском химическом комбинате. - Ядерный топливный цикл. - 2004, №1. С.30-36], состоящий в переводе ВОУ из компактного металла в гексафторид и разбавлении гексафторида ВОУ гексафторидом урана с более низким содержанием изотопа U-235, который включает следующие основные переделы:The closest in the set of essential features of the analogue of the invention is a method for producing LEU hexafluoride from HEU [see Kondakov V.M., Lazarchuk V.V., Maly E.N. etc. Processing of weapons-grade uranium into energy at the Siberian Chemical Combine. - Nuclear fuel cycle. - 2004, No. 1. P.30-36], consisting in the conversion of HEU from a compact metal to hexafluoride and dilution of HEU hexafluoride with uranium hexafluoride with a lower content of the U-235 isotope, which includes the following main stages:
- экстракционную очистку оксидов ВОУ от следовых количеств актиноидов, продуктов распада ряда нуклидов и легирующих добавок;- extraction purification of HEU oxides from trace amounts of actinides, decay products of a number of nuclides and alloying additives;
- переработку оксидов урана в гексафторид ВОУ путем их прямого фторирования элементным фтором;- processing of uranium oxides into HEU hexafluoride by direct fluorination with elemental fluorine;
- наработку НОУ-разбавителя с содержанием изотопа U-235 1,5 мас.% из гексафторида урана природной или отвальной (обедненной) кондиции и пониженным содержанием изотопов U-234, U-236, последующее смешивание его в газовой фазе с гексафторидом ВОУ для получения низкообогащенного энергетического урана, содержащего 4,4 мас.% изотопа U-235. Смешивание ведут примерно в пропорции 1 вес. часть гексафторида ВОУ к 29 вес. частям гексафторида урана-разбавителя. Гексафторид НОУ-продукта десублимируют в контейнеры и помещают в автоклав для жидкофазной гомогенизации. Гомогенизированный продукт переливают в транспортные контейнеры типа "30 В", которые затем отправляют потребителю.- the production of a LEU diluent with a content of U-235 isotope of 1.5 wt.% from natural or dump (depleted) uranium hexafluoride and a reduced content of U-234, U-236 isotopes, its subsequent mixing in the gas phase with HEU hexafluoride to obtain low enriched energy uranium containing 4.4 wt.% isotope U-235. Mixing is carried out in approximately a proportion of 1 weight. part HEU hexafluoride to 29 weight. parts of uranium diluent hexafluoride. The LEU product hexafluoride is desublimated into containers and placed in an autoclave for liquid-phase homogenization. The homogenized product is poured into transport containers of type "30 V", which are then sent to the consumer.
Этот способ выбран в качестве прототипа.This method is selected as a prototype.
Недостатки способа-прототипа заключаются в том, что используемые для наработки НОУ-разбавителя первичные отвалы обогащения натурального урана имеют тенденцию к снижению исходного содержания изотопа U-235 и поэтому не могут быть использованы в полном объеме. Получение НОУ-разбавителя из такого сырья связано с большими затратами работы разделения и отвлечения на наработку НОУ-разбавителя значительных мощностей разделительных предприятий. При разбавительном смешивании весовой расход НОУ-разбавителя в десятки раз превышает весовой расход гексафторида ВОУ, поэтому работа разделения, затраченная на наработку гексафторида слабообогащенного урана, определяет экономику реализуемой схемы получения гексафторида НОУ. Наблюдается дефицит первичных отвалов обогащения натурального урана с экономически приемлемой концентрацией изотопа U-235.The disadvantages of the prototype method are that the primary dumps of natural uranium enrichment used to produce the LEU diluent tend to decrease the initial content of the U-235 isotope and therefore cannot be used in full. Obtaining LEU diluent from such raw materials is associated with the high cost of separation and the diversion of significant capacities of separation enterprises to the production of LEU diluent. When diluting mixing, the weight consumption of the LEU diluent is tens of times higher than the weight consumption of the HEU hexafluoride, therefore, the separation work spent on the production of slightly enriched uranium hexafluoride determines the economy of the current scheme for the production of LEU hexafluoride. There is a shortage of primary dumps for the enrichment of natural uranium with an economically acceptable concentration of the U-235 isotope.
Настоящее изобретение направлено на решение следующих задач:The present invention is aimed at solving the following problems:
- сокращение затрат работы разделения на получение НОУ-разбавителя с пониженным содержанием минорных изотопов;- reducing the cost of the separation work to obtain a LEU diluent with a reduced content of minor isotopes;
- минимизация разделительных мощностей, предназначенных для наработки НОУ-разбавителя;- minimization of separation capacities intended for the production of LEU-diluent;
- ликвидация дефицита первичных отвалов обогащения натурального урана, пригодных для производства НОУ-разбавителя;- elimination of the deficit of primary dumps of natural uranium enrichment suitable for the production of LEU diluent;
- снижение потерь работы разделения при перестройке конфигурации уранового завода для наработки НОУ-разбавителя.- reduction of loss of separation work during the restructuring of the uranium plant configuration for the production of LEU-diluent.
Перечисленные выше задачи достигаются техническим решением, сущность которого состоит в том, что в способе получения гексафторида низкообогащенного урана из высокообогащенного урана, включающем наработку в каскаде газовых центрифуг из гексафторида урана отвальной кондиции урана-разбавителя, содержащего изотоп U-235 выше натурального значения, смешивание в газовой фазе гексафторида высокообогащенного урана с гексафторидом урана-разбавителя из условия достижения в гексафториде низкообогащенного урана энергетической кондиции изотопа U-235 и ограниченного содержания минорных изотопов урана, гексафторид урана-разбавителя нарабатывают из гексафторида первичных отвалов обогащения натурального урана при подмешивании гексафторида первичных отвалов обогащения урана, выделенного из облученного металлического натурального уранового топлива, последние подмешивают в межступенные потоки отборной части каскада с близкой или равной концентрацией изотопа U-235.The above tasks are achieved by a technical solution, the essence of which is that in the method of producing low enriched uranium hexafluoride from highly enriched uranium, including the production in a cascade of gas centrifuges from uranium hexafluoride dump condition of uranium-diluent containing U-235 isotope higher than natural value, mixing in the gas phase of highly enriched uranium hexafluoride with uranium diluent hexafluoride from the condition that the energy condition of the isotope is low enriched in uranium hexafluoride U-235 and a limited content of minor uranium isotopes, uranium diluent hexafluoride is produced from the primary uranium enrichment hexafluoride hexafluoride by mixing primary uranium enrichment hexafluoride extracted from irradiated metallic natural uranium fuel, the latter are mixed into interstage flows of a selected part of a cascade close to or the concentration of the isotope U-235.
Кроме того, перечисленные выше задачи достигаются также дополнительными техническими решениями, заключающимися в том, что используют первичные отвалы обогащения натурального урана с концентрацией изотопа U-235 преимущественно в интервале 0,20÷0,28 мас.%; что используют первичные отвалы обогащения урана, выделенного из облученного металлического натурального уранового топлива, с концентрацией изотопа U-235 преимущественно в интервале 0,36÷0,40 мас.%; что отношение массового расхода гексафторида первичных отвалов обогащения натурального урана к массовому расходу гексафторида первичных отвалов обогащения урана, выделенного из облученного металлического натурального уранового топлива, во внешнем потоке питания каскада поддерживают преимущественно в интервале 1:(0,14÷0,28); что первичные отвалы обогащают по изотопу U-235 до содержания не выше 1,5 мас.% при концентрации изотопа U-235 во вторичных отвалах не более 0,15 мас.%.In addition, the above tasks are also achieved by additional technical solutions, which include the use of primary dumps of enrichment of natural uranium with a concentration of U-235 isotope mainly in the range of 0.20 ÷ 0.28 wt.%; that primary enrichment dumps of uranium extracted from irradiated metallic natural uranium fuel are used with a concentration of the U-235 isotope predominantly in the range of 0.36 ÷ 0.40 wt.%; that the ratio of the mass flow rate of primary uranium enrichment dumps hexafluoride to the uranium enrichment primary waste hexafluoride mass flow rate from irradiated metallic natural uranium fuel in the external cascade supply stream is supported mainly in the range 1: (0.14 ÷ 0.28); that primary dumps are enriched in the U-235 isotope to a content of not higher than 1.5 wt.% when the concentration of the U-235 isotope in the secondary dumps is not more than 0.15 wt.%.
Основной отличительной особенностью способа является подмешивание в межступенный поток каскада газовых центрифуг, в котором ведется центрифужное обогащение гексафторида урана из первичных отвалов обогащения натурального урана, гексафторида первичных отвалов обогащения урана, выделенного из облученного металлического натурального уранового топлива.The main distinguishing feature of the method is the mixing of gas centrifuges into the interstage stream, in which centrifuge enrichment of uranium hexafluoride from primary dumps of natural uranium, hexafluoride of primary dumps of uranium enrichment isolated from irradiated metallic natural uranium fuel is centrifuged.
Первичные отвалы обогащения натурального урана (т.е. гексафторид обедненного урана, образовавшийся при первичном обогащении гексафторида урана с исходным содержанием изотопа U-235, близким к натуральному значению) имеют изотопный состав урана с наименьшим содержанием легких минорных изотопов. Изотоп U-236 в их составе полностью отсутствует. С уменьшением содержания U-235 в первичных натуральных отвалах уменьшается и отношение концентрации легких минорных изотопов к концентрации изотопа U-235. Однако для перевода изотопно чистых натуральных отвалов в категорию НОУ-разбавителя требуются дополнительные затраты работы разделения, что делает прямое центрифужное обогащение таких отвалов экономически невыгодным.The primary dumps of natural uranium enrichment (i.e. depleted uranium hexafluoride formed during the primary enrichment of uranium hexafluoride with an initial U-235 isotope content close to the natural value) have the uranium isotopic composition with the lowest content of light minor isotopes. The U-236 isotope is completely absent in their composition. With a decrease in the content of U-235 in primary natural dumps, the ratio of the concentration of light minor isotopes to the concentration of the U-235 isotope also decreases. However, for the transfer of isotopically pure natural dumps to the category of LEU-diluent additional costs of separation work are required, which makes direct centrifugal enrichment of such dumps economically disadvantageous.
В то же время при разбавительном смешивании гексафторида ВОУ с НОУ-разбавителем, наработанным из обедненных по изотопу U-235 натуральных отвалов, в НОУ-продукте в сравнении с требованиями ASTM С 996-2004 образуется запас по содержанию изотопов U-234 и U-236. Это позволяет при наработке НОУ-разбавителя подмешивать к гексафториду натуральных отвалов гексафторид первичных отвалов обогащения урана, выделенного из облученного металлического натурального уранового топлива. Последние отвалы образовались при газодиффузионном обогащении вторичного урана, выделенного из облученного металлического натурального уранового топлива промышленных уран-графитовых реакторов, и хранятся в виде складских запасов обедненного урана прошлых лет.At the same time, when diluting mixing HEU hexafluoride with a LEU diluent produced from natural waste dumps depleted in the U-235 isotope, in the LEU product, in comparison with the requirements of ASTM C 996-2004, a reserve of the content of the U-234 and U-236 isotopes is formed . This makes it possible to mix the hexafluoride of natural heaps of primary dumps of uranium enrichment extracted from irradiated metallic natural uranium fuel with the hexafluoride of natural dumps during the production of a LEU diluent. The last dumps were formed during the gas diffusion enrichment of secondary uranium extracted from irradiated metallic natural uranium fuel from industrial uranium-graphite reactors, and are stored in the form of stocks of depleted uranium of past years.
В сравнении с отвалами обогащения урана, образующимися на центрифужных заводах в настоящее время, складские запасы обедненного урана газодиффузионного обогащения имеют повышенное содержание изотопа U-235, и, в принципе, позволяют дообогатить (т.е. обогатить подмешиванием) натуральные отвалы и этим существенно снизить удельные затраты работы разделения на получение слабообогащенного урана для НОУ-разбавителя.Compared to the uranium enrichment dumps that are currently being formed in centrifuge plants, the stockpiles of depleted uranium gas diffusion enrichment have a high content of the U-235 isotope, and, in principle, they allow natural dumps to be enriched (i.e., enriched by mixing) and significantly reduce the unit costs of the separation work for the production of slightly enriched uranium for a LEU diluent.
Вторичный (облученный) уран выделен из отработавшего ядерного топлива. Ввиду малого выгорания металлического ядерного топлива вторичная смесь изотопов урана имеет незначительное фиксированное в узком диапазоне концентраций содержание минорных изотопов. Одновременно в смеси изотопов облученного урана содержание делящегося изотопа U-235 близко к натуральному значению. Это предполагает его использование для приготовления низкообогащенного энергетического урана путем прямого обогащения.Secondary (irradiated) uranium is extracted from spent nuclear fuel. Due to the small burnup of metallic nuclear fuel, the secondary mixture of uranium isotopes has an insignificant content of minor isotopes fixed in a narrow concentration range. At the same time, the content of fissile isotope U-235 in the mixture of isotopes of irradiated uranium is close to the natural value. This suggests its use for the preparation of low enriched energy uranium by direct enrichment.
Поскольку первичные отвалы обогащения натурального урана и первичные отвалы обогащения урана, выделенного из облученного металлического натурального уранового топлива, имеют существенное различие в содержании изотопа U-235, то для исключения потерь работы разделения при смешивании изотопных смесей урана, различающихся концентрациями делящегося изотопа U-235, дообогащение предлагается вести подмешиванием гексафторида урана с более высокой концентрацией изотопа U-235 непосредственно в межступенный поток каскада, в котором в это время ведется обогащение натуральных отвалов. Для этого в каскаде выбирают ступень с межступенным потоком, имеющим идентичную (близкую или равную) концентрацию изотопа U-235 к отвалам вторичного урана. Такое подмешивание исключает обесценивание работы разделения, основной составляющей затрат в стоимостном выражении в процессе производства ядерного топлива для LWR [см. Синев И.М., Батуров Б.Б. Экономика атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива. - М.: Энергоатомиздат, 1984, с.379], содержащейся в компоненте с более высокой концентрацией делящегося изотопа U-235.Since the primary dumps of enrichment of natural uranium and the primary dumps of enrichment of uranium extracted from irradiated metallic natural uranium fuel have a significant difference in the content of the U-235 isotope, to exclude losses in the work of separation when mixing isotopic mixtures of uranium differing in the concentrations of fissile isotope U-235, additional enrichment is proposed to be carried out by mixing uranium hexafluoride with a higher concentration of the U-235 isotope directly into the interstage stream of the cascade, in which at this time Enrichment of natural dumps is ongoing. For this, a stage with an interstage flow having an identical (close or equal) concentration of the U-235 isotope to the dumps of secondary uranium is selected in the cascade. This mixing eliminates the depreciation of the separation work, the main component of costs in value terms during the production of nuclear fuel for LWR [see Sinev I.M., Baturov B.B. Nuclear Power Economics: Fundamentals of Nuclear Fuel Technology and Economics. - M .: Energoatomizdat, 1984, p. 379] contained in a component with a higher concentration of fissile isotope U-235.
Экономически целесообразный диапазон минимальных концентраций изотопа U-235 в первичных натуральных отвалах для их использования в наработке НОУ-разбавителя находится преимущественно в интервале 0,20-0,28 мас.%. Для дообогащения таких отвалов требуются первичные отвалы обогащения облученного урана с концентрацией изотопа U-235 преимущественно в интервале 0,36-0,40 мас.%.An economically feasible range of minimum concentrations of the U-235 isotope in primary natural dumps for their use in the production of a LEU diluent is predominantly in the range of 0.20-0.28 wt.%. For the enrichment of such dumps, primary dumps for the enrichment of irradiated uranium with a concentration of the U-235 isotope are predominantly in the range of 0.36-0.40 wt.%.
Использование богатых изотопом U-235 отвалов обогащения облученного урана позволяет компенсировать потребности в дополнительных разделительных мощностях для перевода бедных натуральных отвалов в разряд слабообогащенного урана. При этом получение НОУ-разбавителя происходит только в одном, сформированном для этих целей, каскаде газовых центрифуг без перестройки конфигурации уранового завода под обогащение различного исходного уранового сырья.The use of U-235 isotope-rich dumps for the enrichment of irradiated uranium makes it possible to compensate for the need for additional separation capacities for transferring poor natural dumps to the category of slightly enriched uranium. At the same time, the production of LEU diluent takes place only in one cascade of gas centrifuges formed for these purposes without restructuring the configuration of the uranium plant to enrich various initial uranium feedstocks.
При использовании отвалов различного происхождения необходимое содержание минорных изотопов в НОУ-разбавителе обеспечивает отношение массовых расходов основного и дополнительного потоков во внешнем питании каскада преимущественно в интервале 1:(0,14÷0,28).When using dumps of various origins, the required content of minor isotopes in the LEU diluent provides the ratio of the mass flow rates of the main and additional flows in the external power supply of the cascade mainly in the range of 1: (0.14 ÷ 0.28).
Требования ASTM С 996-2004 при необходимой кратности разбавления гексафторида ВОУ обеспечиваются также тем, что слабообогащенного урана нарабатывают при обогащении первичных отвалов не более 1,5 мас.% и при концентрации U-235 во вторичных отвалах не более 0,15 мас.%.The requirements of ASTM C 996-2004 with the required dilution factor of HEU hexafluoride are also ensured by the fact that weakly enriched uranium is produced by enrichment of primary dumps of not more than 1.5 wt.% And with a concentration of U-235 in secondary dumps of not more than 0.15 wt.%.
Таким образом, предложенное использование для приготовления НОУ-разбавителя отвалов различного происхождения и предложенные для этого технологические операции, являющиеся существенными признаками способа, обеспечивают достижение нового технического результата.Thus, the proposed use for the preparation of KNU-diluent dumps of various origins and the proposed technological operations, which are essential features of the method, ensure the achievement of a new technical result.
К настоящему описанию приложены фиг.1, где в соответствии с общепринятыми обозначениями приведены блок-схема центрифужного каскада 1 для обогащения гексафторида первичных отвалов обогащения натурального урана с дополнительным потоком внешнего питания гексафторидом первичных отвалов обогащения урана, выделенного из облученного металлического натурального уранового топлива, и схема фиг.2 направления межступенных потоков гексафторида урана в каскаде 1, который состоит из N числа ступеней 2, последовательно объединенных межступенными потоками и представляющих собой параллельно соединенные группы газовых центрифуг.Fig. 1 is attached to the present description, where, in accordance with generally accepted notations, a block diagram of a
На блок-схеме фиг.1 показаны поток 3 внешнего питания каскада гексафторидом первичных отвалов обогащения натурального урана, поток 4 внешнего питания каскада гексафторидом первичных отвалов обогащения урана, выделенного из облученного металлического натурального уранового топлива, поток 5 отбора в отборной части каскада - НОУ-разбавитель, поток 6 отбора в отвальной части каскада - отвал обогащения обедненного урана (вторичный отвал обогащения). Кроме того, на блок-схеме показано место установки критических шайб 7, 8 и Р для создания требуемого отношения массового расхода потоков 3, 4 и 5. Позиции 10 и 11 - контейнеры, предназначенные для затаривания гексафторида НОУ-разбавителя и гексафторида вторичных отвалов обогащения соответственно.The flowchart of Fig. 1 shows the
На схеме фиг.2 позиции 12, 13 и 14 (с номером ступени в индексе) - межступенный поток внутреннего питания ступени каскада, отборный межступенный поток ступени каскада, обогащенный по делящемуся изотопу U-235, отборный межступенный поток ступени каскада, обедненный по делящемуся изотопу U-235 соответственно.In the diagram of Fig. 2, positions 12, 13, and 14 (with the step number in the index) are the interstage internal feed stream of the cascade stage, the selected interstage flow of the cascade stage, enriched in the fissile isotope U-235, the selected interstage flow of the cascade stage, depleted in the fissile isotope U-235, respectively.
Российская урановая промышленность работает над выполнением конкретных заказов, различающихся как конечным обогащением товарного гексафторида урана, так и изотопным составом исходного уранового сырья. Поэтому при периодической наработке НОУ-разбавителя на урановом заводе схему центрифужного каскада перестраивают специально под обогащение натуральных отвалов.The Russian uranium industry is working on specific orders that differ both in the final enrichment of marketable uranium hexafluoride and in the isotopic composition of the raw uranium feed. Therefore, with the periodic production of a LEU diluent at a uranium plant, the scheme of the centrifuge cascade is rebuilt specifically for the enrichment of natural dumps.
Контейнеры с гексафторидом исходного уранового сырья с площадки временного хранения транспортируют на установку центрифужного разделения изотопов. Масс-спектрометрическими измерениями определяют содержание изотопа U-235 в натуральных отвалах и в отвалах обогащения облученного урана. Схему каскада корректируют с учетом дообогащения основного питания. Для подачи дополнительного потока внешнего питания в отборной части каскада подбирают ступень с номером m, имеющую концентрацию изотопа U-235 в межступенном потоке, идентичную (близкую или равную) к содержанию изотопа U-235 в отвалах обогащения облученного урана.The containers with the uranium feedstock hexafluoride from the temporary storage site are transported to a centrifuge isotope separation unit. Mass spectrometric measurements determine the content of the isotope U-235 in natural dumps and in dumps of enrichment of irradiated uranium. The cascade scheme is adjusted taking into account the enrichment of the main power supply. To supply an additional external feed stream in the selected part of the cascade, a step with number m is selected, which has a concentration of the U-235 isotope in the interstage stream, identical (close to or equal) to the content of the U-235 isotope in the dumps of the irradiated uranium.
Гексафторид урана переводят в газовую фазу (газифицируют) нагревом исходных контейнеров выше 323 К, после чего направляют в коллектор внешнего питания каскада 7 в виде потоков 3 и 4. На выходе каскада 1 получают поток 5 отбора гексафторида слабообогащенного (до 1,5 мас.% по U-235) урана - НОУ-разбавитель - и поток 6 отвала, содержащий не более 0,15 мас.% U-235. Массовый расход потоков 3-5 устанавливают и поддерживают давлением перед критическими шайбами 7-9. Контроль концентрации делящегося изотопа U-235 в потоках ведут масс-спектрометрическими измерениями.Uranium hexafluoride is transferred to the gas phase (gasified) by heating the original containers above 323 K, and then sent to the external supply collector of cascade 7 in the form of
Гексафторид урана потоков 5 и 6 отбора направляют на холодные ловушки для десублимации и затаривания в транспортные контейнеры 10 и 11. Контейнер 10 отправляют на участок смешивания в газовой фазе с гексафторидом ВОУ. Контейнер 11, содержащий вторичный отвал обогащения, направляют на площадку контролируемого хранения до возникновения потребности в гексафториде обедненного урана.Uranium hexafluoride of
Конкретные примеры наработки НОУ-разбавителя приведены в таблицах 1-4.Specific examples of the production of KNU diluent are given in tables 1-4.
Разбавитель НОУ-1,5% нарабатывали из натуральных отвалов со средневзвешенными концентрациями по U-235 0,30 мас.%, 0,28 мас.%, 0,26 мас.% и 0,20 мас.%. Обогащение проводили в сформированном прямоугольно-ступенчатом центрифужном каскаде. Предварительно были рассчитаны количество и размеры ступеней каскада под суммарный поток внешнего питания. Основной поток 3 внешнего питания каскада подавали в межступенный поток 13n питания ступени с номером n, где концентрация делящегося изотопа U-235 соответствовала концентрации U-235 в натуральных отвалах. Концентрация U-235 в межступенных потоках от 132-152 до 13N-1-15N-1 каскада дискретно изменялась в соответствии с коэффициентом обогащения изотопа U-235 в ступенях газовых центрифуг от величины, близкой к необходимому обогащению, например 1,5 мас.%, до величины, близкой к выбранной концентрации вторичного отвала в интервале 0,10÷0,15 мас.%.The LEU-1.5% diluent was produced from natural dumps with weighted average concentrations of U-235 0.30 wt.%, 0.28 wt.%, 0.26 wt.% And 0.20 wt.%. Enrichment was carried out in the formed rectangular-step centrifuge cascade. Preliminarily, the number and sizes of stages of the cascade were calculated for the total flow of external power. The
Дообогащение натуральных отвалов проводили отвалами вторичного урана, выделенного при переработке облученного металлического ядерного топлива уран-графитовых промышленных реакторов (сырья типа "PC"), со средневзвешенной концентрацией изотопа U-235 0,36 и 0,40 мас.%. Гексафторид урана отвалов "PC" подмешивали в ступень m в отборной части каскада на участке смешения межступенных потоков 13m, 14m-1 и 15m+1. Ступень каскада для подмешивания отвалов "PC" при каждом использовании различающихся натуральных отвалов корректировали в соответствии с данными масс-спектрометрических измерений концентрации изотопа уран-235 в натуральном отвале и данными последующих результатов математического расчета каскада.The natural dumps were enriched with dumps of secondary uranium recovered during the processing of irradiated metal nuclear fuel from uranium-graphite industrial reactors (PC raw materials) with a weighted average concentration of the U-235 isotope of 0.36 and 0.40 wt.%. Uranium hexafluoride of PC dumps was mixed into step m in the selected part of the cascade at the mixing section of interstage flows of 13 m , 14 m-1 and 15 m + 1 . The stage of the cascade for mixing the PC dumps with each use of different natural dumps was adjusted in accordance with the data of mass spectrometric measurements of the concentration of the uranium-235 isotope in a natural dump and the data of subsequent results of the mathematical calculation of the cascade.
Из приведенных в табл.1-4 данных следует, что в интервале предложенных отношений массовых расходов натуральных отвалов и отвалов "PC" в потоках внешнего питания каскада был наработан НОУ-разбавитель, при смешивании с которым гексафторида ВОУ был получен гексафторид товарного НОУ-продукта обогащением от 3,6 до 4,95 мас.%, концентрации минорных изотопов урана в котором не выходили за пределы требований ASTM 996-2004. Однако при использовании натуральных отвалов с концентрацией изотопа U-235, равной 0,30 мас.%, изотоп U-236 в НОУ-продукте не имел запаса по содержанию, что, в конечном итоге, препятствует гарантированному использованию таких натуральных отвалов.From the data given in Tables 1–4, it follows that in the range of the suggested mass flow ratios of natural PC dumps and PC dumps, a LEU diluent was generated in the external supply flows of the cascade, and HEU hexafluoride was obtained by mixing the hexafluoride of a commercial LEU product by enrichment from 3.6 to 4.95 wt.%, the concentration of minor uranium isotopes in which did not go beyond the requirements of ASTM 996-2004. However, when using natural dumps with a concentration of the U-235 isotope equal to 0.30 wt.%, The U-236 isotope in the LEU product did not have a content margin, which ultimately precludes the guaranteed use of such natural dumps.
U-236, мас.%U-234, wt.%
U-236, wt.%
00.0011
0
0,00700.0019
0.0070
0,00680.0083
0.0068
0,01980.0420
0.0198
Понятно, что изобретение не ограничивается приведенными примерами. Возможны и другие варианты реализации способа в части приготовления НОУ-разбавителя.It is understood that the invention is not limited to the examples given. There are other possible ways of implementing the method in terms of the preparation of the know-how diluent.
Наработка гексафторида слабообогащенного урана-разбавителя из смеси первичных натуральных отвалов и первичных отвалов обогащения облученного урана позволяет на действующем изотопно-разделительном урановом производстве иметь значительную экономию разделительных мощностей и ликвидировать дефицит натуральных отвалов, пригодных для экономически приемлемой наработки НОУ-разбавителя.The production of weakly enriched uranium diluent hexafluoride from a mixture of primary natural dumps and primary enrichment uranium dumps allows the existing isotope-separation uranium production to have significant savings in separation capacity and eliminate the shortage of natural dumps suitable for economically acceptable production of LEU diluent.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005126124/15A RU2316476C2 (en) | 2005-08-17 | 2005-08-17 | Method of production of the low-enriched uranium hexafluoride from the highly-enriched uranium |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005126124/15A RU2316476C2 (en) | 2005-08-17 | 2005-08-17 | Method of production of the low-enriched uranium hexafluoride from the highly-enriched uranium |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2005126124A RU2005126124A (en) | 2007-02-27 |
| RU2316476C2 true RU2316476C2 (en) | 2008-02-10 |
Family
ID=37990287
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2005126124/15A RU2316476C2 (en) | 2005-08-17 | 2005-08-17 | Method of production of the low-enriched uranium hexafluoride from the highly-enriched uranium |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2316476C2 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1593316A (en) * | 1976-11-11 | 1981-07-15 | Exxon Nuclear Co Inc | Isotope-enrichment unit a process for isotope separation |
| RU2225362C2 (en) * | 2001-06-13 | 2004-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Электрохимический завод" | Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high- enrichment gun uranium |
| RU2236053C2 (en) * | 2002-11-04 | 2004-09-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Method for isotope recovery of regenerated uranium |
| RU2242812C2 (en) * | 2002-12-17 | 2004-12-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Isotope reduction of regenerated uranium |
-
2005
- 2005-08-17 RU RU2005126124/15A patent/RU2316476C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1593316A (en) * | 1976-11-11 | 1981-07-15 | Exxon Nuclear Co Inc | Isotope-enrichment unit a process for isotope separation |
| RU2225362C2 (en) * | 2001-06-13 | 2004-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Электрохимический завод" | Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high- enrichment gun uranium |
| RU2236053C2 (en) * | 2002-11-04 | 2004-09-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Method for isotope recovery of regenerated uranium |
| RU2242812C2 (en) * | 2002-12-17 | 2004-12-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Isotope reduction of regenerated uranium |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| СИНЕВ И.М., БАТУРОВ Б.Б., Экономика атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива, Москва, Энергоатомиздат, 1984, с.254-269, 379. ИЗОТОПЫ: СВОЙСТВА, ПОЛУЧЕНИЕ, ПРИМЕНЕНИЕ, под. ред. В.Ю.Баранова, Москва, Физматлит, 2005, с.128-135. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2005126124A (en) | 2007-02-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| WO2013041085A2 (en) | Dual fluid reactor | |
| Smirnov et al. | A method to enrich reprocessed uranium with various initial contents of even-numbered isotopes | |
| CN107068210A (en) | Nuclear fuel containing neutron-absorbing material | |
| US4018697A (en) | Fuel cycle management | |
| RU2113022C1 (en) | Method for recovery of burnt-up nuclear fuel by mixing it with hexafluoride of uranium isotope mixture for its reuse in nuclear reactor | |
| RU2236053C2 (en) | Method for isotope recovery of regenerated uranium | |
| RU2316476C2 (en) | Method of production of the low-enriched uranium hexafluoride from the highly-enriched uranium | |
| RU2242812C2 (en) | Isotope reduction of regenerated uranium | |
| RU2321544C2 (en) | Method of preparing diluent for processing military highly enriched uranium into reduced-enrichment uranium | |
| 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 | |
| Matveenko et al. | Competitiveness assessment of regenerated uranium-plutonium remix fuel in thermal reactors | |
| RU2282904C2 (en) | Method for recovered-uranium isotope reduction | |
| RU2702620C1 (en) | Method for isotope recovery of regenerated uranium | |
| RU2497210C1 (en) | Method of isotopic recovery of regenerated uranium | |
| RU2399971C1 (en) | Method of isotopic recovery of regenerated uranium | |
| US12327645B2 (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 | |
| Palkin | Calculation of a cascade system for the purification of regenerated uranium hexafluoride from 232,234,236 U | |
| RU2225362C2 (en) | Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high- enrichment gun uranium | |
| Palkin | Ordinary Gas-Centrifuge Cascades for Purifying Reprocessed Uranium Hexafluoride from 232,234 U | |
| RU2292303C2 (en) | Method of preparing reduced-enrichment uranium hexafluoride from high-enrichment arms uranium | |
| RU2613157C1 (en) | Method of purifying contaminated raw material for separating production | |
| RU2759155C1 (en) | Method for recovery of isotopic regenerated uranium | |
| Boczar et al. | Recycling in CANDU of Uranium and/or Plutonium from Spent LWR Fuel | |
| Smirnov et al. | Applying enrichment capacities for multiple recycling of LWR 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: 20110818 |