RU2363998C2 - Способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов - Google Patents

Способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов Download PDF

Info

Publication number
RU2363998C2
RU2363998C2 RU2007125407A RU2007125407A RU2363998C2 RU 2363998 C2 RU2363998 C2 RU 2363998C2 RU 2007125407 A RU2007125407 A RU 2007125407A RU 2007125407 A RU2007125407 A RU 2007125407A RU 2363998 C2 RU2363998 C2 RU 2363998C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium
fuel elements
processing
temperature
fuel
Prior art date
Application number
RU2007125407A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2007125407A (ru
Inventor
Александр Юрьевич Веркулич (RU)
Александр Юрьевич Веркулич
Валентин Петрович Денискин (RU)
Валентин Петрович Денискин
Александр Александрович Звонков (RU)
Александр Александрович Звонков
Сергей Иванович Мозжерин (RU)
Сергей Иванович Мозжерин
Александр Александрович Пирогов (RU)
Александр Александрович Пирогов
Александр Игоревич Соловей (RU)
Александр Игоревич Соловей
Иван Иванович Федик (RU)
Иван Иванович Федик
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч"
Priority to RU2007125407A priority Critical patent/RU2363998C2/ru
Publication of RU2007125407A publication Critical patent/RU2007125407A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2363998C2 publication Critical patent/RU2363998C2/ru

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области металлургии. Изобретение касается способа получения оксида урана при переработке урановых твэлов, покрытых сплавом магний-бериллий, заключающегося в механическом удалении невоспроизводящих элементов конструкции твэлов, фрагментации твэлов, удалении защитной оболочки твэлов из сплава магний-бериллий при нагреве фрагментов твэлов до температуры 500-700°С в вакууме не ниже 10-4 Торр в течение 2-5 часов, конденсации паров магния и окислении металлического урана в среде кислородсодержащего агента при температуре 500-900°С в реакционной емкости, образующей замкнутое пространство с внутренним объемом, составляющим 2-4 объема загружаемого металлического урана, и имеющей отверстия, суммарная площадь которых составляет от 5 до 25% от площади поверхности реакционной емкости, при этом после достижения температуры 500-900°С внешний источник нагрева исключают. 1 табл.

Description

Изобретение относится к области металлургии, в частности к способам переработки урановых твэлов с целью получения оксида урана и последующего его использования в производстве оксидного или металлического ядерного топлива для твэлов различного назначения.
Известен способ переработки урановых твэлов, заключающийся в механическом или химическом удалении неделящихся и невоспроизводящих элементов конструкции твэлов (концевые детали, дистанционирующие элементы, заглушки и др.), фрагментации твэлов (резка на заготовки), механическом или химическом удалении защитной оболочки твэлов, растворении металлического урана в азотной кислоте с образованием нитрата урана, денитрации нитрата урана в зернистую трехокись урана с последующим восстановлением водородом трехокиси урана до двухокиси (Переработка ядерного горючего. - М.: Атомиздат, 1964. с.8-59, 467-469, 484-485).
Недостатком указанного способа переработки урановых твэлов является необходимость использования химически опасных, ядовитых и взрывоопасных реагентов, что требует принятия особых мер по организации производства и охране труда и, как следствие, усложняет процесс переработки.
Так, при механическом удалении неделящихся элементов конструкции твэлов, в частности защитной оболочки, происходит частичное удаление сердечника твэла, что приводит к необходимости извлечения урана из отходов с применением кислотной обработки. При химическом удалении деталей и оболочки также накапливаются кислотные отходы, требующие регенерации. Растворение металлического урана в азотной кислоте и последующая денитрация нитрата урана сопровождается образованием кислотных растворов, требующих специальной переработки. Процесс восстановления трехокиси урана до двухокиси осуществляется с использованием водорода и является пожаро- и взрывоопасным.
Известен способ получения оксида урана при переработке урановых (уран-бериллиевых) твэлов, заключающийся в механическом удалении неделящихся, невоспроизводящих элементов конструкции твэла (заглушки и концевые детали), фрагментации твэлов, удалении защитной стальной оболочки, расплавлении твэлов, вакуумной отгонки бериллия, кристаллизации нелетучего остатка урана, окислении урана на воздухе при 500°С до закиси-окиси урана, растворении оксида в азотной кислоте, последующей очистке закиси-окиси урана пероксидным переосаждением и обжигом пероксида на воздухе при 750-800°С с получением товарной закиси-окиси урана (Патент RU №2106029, кл. G21C 19/44, 1996).
Недостатком этого способа получения оксида урана при переработке урановых твэлов является использование приемов химической обработки (азотной кислоты) продуктов, образующихся при переработке твэлов, что сопряжено с необходимостью утилизации опасных и ядовитых кислотных растворов. Кроме того, при механическом удалении оболочки твэла вместе с удаляемой оболочкой частично повреждается урановый сердечник, вследствие чего возникает необходимость дополнительной обработки удаленной оболочки с целью извлечения урана, например, кислотным выщелачиванием.
Наиболее близким к предлагаемому способу получения оксида урана при переработке урановых твэлов по технической сущности и достигаемому эффекту - прототипом - является способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов, заключающийся в удалении невоспроизводящих элементов конструкции твэлов (концевых и дистанционирующих деталей), фрагментации твэлов, удалении защитной оболочки и окислении металлического урана в среде кислородсодержащего агента при температуре 500-900°С в реакционной емкости, образующей замкнутое пространство с внутренним объемом, составляющим 2-4 объема загружаемого металлического урана, и имеющей отверстия, суммарная площадь которых составляет от 5 до 25% от площади поверхности реакционной емкости, и исключении внешнего источника нагрева при достижении температуры 500-900°С (Патент RU №2247076, кл. C01G 43/01, 2003).
Недостатком известного способа получения оксида урана при переработке урановых твэлов - прототипа - является сложность и трудоемкость процесса переработки твэлов. Этот недостаток связан с тем, что при механическом удалении металлической оболочки твэлов, а в конкретном случае - алюминиевой оболочки, вместе с удаляемой стружкой или фрагментами оболочки частично затрагивается поверхность уранового сердечника, что приводит к загрязнению ураном отходов обработки и, как следствие, к необходимости извлечения урана из отходов химическими методами переработки. Оболочка твэла может быть удалена растворением в щелочи или кислоте, однако в растворы переходит до 0,2% урана. Растворы приходится подвергать специальной переработке для извлечения делящегося материала. Указанные недостатки известного способа усложняют процесс переработки твэлов и повышают его трудоемкость.
Целю данного изобретения является упрощение способа получения оксида урана при переработке урановых твэлов и снижение его трудоемкости.
Поставленная цель достигается способом получения оксида урана при переработке урановых твэлов, включающем механическое удаление невоспроизводящих элементов конструкции твэлов, фрагментацию твэлов, удаление защитной оболочки твэлов и окисление металлического урана в среде кислородсодержащего агента при температуре 500-900°С в реакционной емкости, образующей замкнутое пространство с внутренним объемом, составляющим 2-4 объема загружаемого металлического урана, и имеющей отверстия, площадь которых составляет 5-25% от площади поверхности реакционной емкости, с последующем отключением внешнего источника нагрева при достижении температуры 500-900°С, согласно изобретению защитную оболочку из сплава магний-бериллий удаляют путем нагрева фрагментов твэлов до температуры 500-900°С в вакууме не ниже 10-4 Торр в течение 2-5 часов и конденсацией паров магния.
Сущность заявляемого способа получения оксида урана при переработке урановых твэлов заключается в том, что защитная оболочка твэла из сплава магний-бериллий (ПМБ-2 с содержанием Be 2 мас.%) толщиной 0,5 мм нанесена на топливный сердечник методом высокотемпературного вакуумного напыления и обеспечивает с топливным сердечником прочный металлургический контакт. Удаление такой оболочки механической обработкой или химическим травлением, как указывалось выше, приводит к частичной потере делящегося материала - урана и необходимости последующего извлечения урана сложными и трудоемкими процессами химического экстрагирования. В заявленном способе удаление защитной оболочки предлагается осуществлять путем нагрева фрагментов твэлов да температуры 500-700°С в вакууме не ниже 10-4 Торр в течение 2-5 часов и конденсацией паров магния. Нагрев фрагментов твэлов до температуры 500-700°С сопровождается испарением магния, упругость паров которого при указанной температуре на несколько порядков выше упругости паров бериллия, что приводит к разделению этих элементов с получением конденсата магния и осыпающегося порошка бериллия достаточно высокой чистоты, пригодных для последующего неограниченного применения без дополнительной очистки.
Параметры процесса получения оксида урана при переработке твэлов установлены экспериментально и имеют следующее обоснование.
Удаление невоспроизводящих элементов конструкции твэлов (концевых деталей, заглушек, дистанционирующих элементов) осуществляется механическим методом токарной или фрезерной обработкой. Приемы механической обработки имеют высокую производительность и при должном внимании исключают возможность попадания материала сердечника в отходы обработки. Фрагментация твэлов (длина твэла 4 м) осуществляется с целью удобства проведения последующих операций и реализуется известным приемом (ломка, резка). Температура, остаточное давление и время нагрева фрагментов твэлов при удалении магний-бериллиевой оболочки определяется парциальным давлением паров магния в процессе его дистилляции и, соответственно, скоростью его испарения.
При температуре менее 500°С и вакууме ниже 10-4 Торр скорость испарения магния снижается и время процесса полного испарения магния увеличивается, что удлиняет и удорожает процесс удаления оболочки. Увеличение температуры процесса более 700°С, вакуума выше 10-4 Торр и времени более 5 часов экономически неоправдано, так как процесс отгонки магния заканчивается при меньших энергетических параметрах. После удаления защитной оболочки фрагменты твэла из металлического урана подвергают окислению в условиях, обеспечивающих саморазогрев и тепловой баланс процесса. Для создания условий протекания процесса окисления металлического урана в режиме саморазогрева без дополнительного нагрева внешним источником тепла необходимо обеспечить сохранение теплового баланса процесса. Экспериментально установлено, что условия сохранения теплового баланса в зоне реакции обеспечивается следующими техническими приемами:
- предварительный нагрев металлического урана в реакционной емкости в среде кислородсодержащего агента до 500-900°С;
- поступление в реакционную зону (емкость) кислородсодержащего агента в определенном количестве;
- использование реакционной емкости с определенными геометрическими характеристиками;
- исключение внешнего источника тепла после достижения температуры 500-900°С.
Совокупность всех перечисленных существенных признаков заявленного способа получения оксида урана при переработке урановых твэлов обеспечивает упрощение процесса и снижает его трудоемкость.
Предложенный способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов иллюстрируется следующим примером.
Урановые твэлы "КС-150", представляющие собой прутки металлического урана диаметром 6,3 мм и длиной 4200 мм с защитным покрытием толщиной 0,5 мм из сплава ПМБ-2 (магний - бериллий 2 мас.%), с торцевыми заглушками из титана и дистанционирующими муфтами из циркония подвергали механической обработке, заключающейся в удалении невоспроизводящих элементов конструкции твэла - заглушек и дистанционирующих муфт. Для удобства выполнения последующих операций твэлы фрагментировали на элементы длиной до 200 мм. Фрагментированные элементы твэлов загружали в вакуумную электропечь и нагревали до температуры 500-700°С в вакууме не ниже 10-4 Торр в течение 2-5 часов с целью удаления магний-бериллиевой оболочки. В процессе указанной термической обработки магний испарялся и конденсировался на специальном конденсаторе в виде металла высокой чистоты, пригодного для практического применения, а бериллий осыпался с поверхности твэлов и накапливался на дне алундового тигля в виде порошка, незагрязненного нежелательными примесями. После удаления защитной магний-бериллиевой оболочки фрагменты твэлов загружали в реакционную емкость из нержавеющей стали, выполненную в виде прямоугольного контейнера с крышкой и отверстиями для доступа кислородсодержащего агента. Размеры реакционной емкости изменялись таким образом, что соотношение ее внутреннего объема и объема загружаемых фрагментов составляло от 2 до 4, а площадь отверстий составляла от 5 до 25% от общей площади поверхности реакционной емкости. Реакционную емкость с фрагментами твэлов из металлического урана помещали в муфельную печь и нагревали до 500-900°С в атмосфере кислородсодержащего агента (воздух, кислород). После достижения заданной температуры 500-900°С внешний источник нагрева (муфельная печь) отключали и далее процесс окисления урана протекал в режиме горения.
В таблице приведены примеры осуществления предложенного способа получения оксида урана при переработке урановых твэлов на граничные и промежуточные значения его параметров, а также на параметры, выходящие за заявленные пределы в сопоставлении с известным способом.
Как следует из приведенных в таблице данных, предлагаемый способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов (примеры 1-3) обеспечивает в сравнении с известным способом (примеры 6,7) снижение трудоемкости способа и его упрощение. При осуществлении предлагаемого способа за пределами заявленных параметров (примеры 4,5) неоправданно увеличиваются длительность процесса, трудоемкость и энергозатраты.
Figure 00000001

Claims (1)

  1. Способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов, покрытых защитной оболочкой из сплава магний-бериллий, характеризующийся тем, что проводят механическое удаление невоспроизводящих элементов конструкции твэлов, фрагментацию твэлов, удаление защитной оболочки нагревом фрагментов твэлов до температуры 500-700°С в вакууме не ниже 10-4 Торр в течение 2-5 ч, конденсацию паров магния и окисление металлического урана в среде кислородсодержащего агента при температуре 500-900°С в реакционной емкости, образующей замкнутое пространство с внутренним объемом, составляющим 2-4 объема загружаемого металлического урана, и имеющей отверстия, суммарная площадь которых составляет от 5 до 25% от площади поверхности реакционной емкости с исключением внешнего источника нагрева при достижении температуры 500-900°С.
RU2007125407A 2007-07-05 2007-07-05 Способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов RU2363998C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007125407A RU2363998C2 (ru) 2007-07-05 2007-07-05 Способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2007125407A RU2363998C2 (ru) 2007-07-05 2007-07-05 Способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2007125407A RU2007125407A (ru) 2009-01-10
RU2363998C2 true RU2363998C2 (ru) 2009-08-10

Family

ID=40373994

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2007125407A RU2363998C2 (ru) 2007-07-05 2007-07-05 Способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2363998C2 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2522619C1 (ru) * 2013-01-09 2014-07-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ получения диоксида урана

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Химическая технология облученного ядерного горючего. Под ред. В.Б.Шевченко. - М.: Атомиздат, 1971, с.106, 108, 111. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2522619C1 (ru) * 2013-01-09 2014-07-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ получения диоксида урана

Also Published As

Publication number Publication date
RU2007125407A (ru) 2009-01-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2478721C2 (ru) Извлечение рения
EP2760794B1 (fr) Procede de preparation d'un oxychlorure et/ou oxyde d ' actinide ( s ) et/ou de lanthanide (s) a partir d'un milieu comprenant au moins un sel fondu
CN110042434B (zh) 用于熔盐体系铀氟化反应的反应装置及其运行方法
RU2363998C2 (ru) Способ получения оксида урана при переработке урановых твэлов
KR102431073B1 (ko) 염 용해물에서 폐질화물 핵연료를 재처리하는 방법
KR20150027259A (ko) 특정 용융염을 함유하는 매질의 사용을 포함하는, 적어도 하나의 제2 화학원소 e2로부터 적어도 하나의 제1 화학원소 e1을 분리하는 방법
NO141076B (no) Fremgangsmaate for innretting, sentrering og sveising av ringflenser paa endene av et roer
EP1243000A2 (en) A method of separating uranium from irradiated nuclear fuel
KR101499645B1 (ko) 사용후 핵연료 우라늄 산화물(u3o8)의 염화물 전환방법
US3208815A (en) Process of preparation of uranium compounds from uranium-molybdenum alloys
RU2343119C1 (ru) Способ переработки урансодержащей композиции
RU2707562C1 (ru) Способ переработки тепловыделяющих элементов
US3088800A (en) Dissolution of uranium fuels by monoor difluorophosphoric acid
RU2396211C1 (ru) Способ переработки урансодержащей композиции
JP2013101066A (ja) ジルコニウムを含む使用済燃料の処理装置および方法
US3043653A (en) Recovery of uranium from zirconiumuranium nuclear fuels
RU2569998C2 (ru) Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк
US3145078A (en) Method of reprocessing nuclear fuel elements
EP0204564A2 (en) Method of separating molybdenum or tungsten from non-volatile contaminants
RU2379775C1 (ru) Способ переработки ураносодержащих композиций
US3879520A (en) Method for dissolving ceramic beryllia
US3087779A (en) Fuel element recovery process
RU2804570C1 (ru) Способ извлечения циркония из облученных циркониевых материалов для снижения объема высокоактивных радиоактивных отходов
US3251645A (en) Method for processing aluminumcontaining nuclear fuels
Holmes et al. Production of hafnium