RU2399971C1

RU2399971C1 - Method of isotopic recovery of regenerated uranium

Info

Publication number: RU2399971C1
Application number: RU2009127682/06A
Authority: RU
Inventors: Владимир Анатольевич Журин (RU); Владимир Анатольевич Журин; Виктор Васильевич Водолазских (RU); Виктор Васильевич Водолазских; Владимир Иванович Щелканов (RU); Владимир Иванович Щелканов; Валерий Анатольевич Палкин (RU); Валерий Анатольевич Палкин; Николай Петрович Глухов (RU); Николай Петрович Глухов
Original assignee: Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат"
Priority date: 2009-07-17
Filing date: 2009-07-17
Publication date: 2010-09-20

Abstract

FIELD: power industry.

SUBSTANCE: separation of uranium isotopes in the form of hexafluoride of isotopic mixture of uranic regenerate on the installation consisting of two subsequent gas centrifugal stages; at that, hexafluoride of uranium recovered as per isotopic composition is obtained in flow of the second stage bleeding powered with heavy fraction of the first stage, which has been obtained during enrichment of light fraction of the first stage with ²³⁵U isotope to the concentration not exceeding 20 wt %. Isotopes are separated at the first stage so that there obtained is concentration of isotopes ²³²U and ²³⁴U in heavy fraction of the first stage, which provide required concentrations ²³²U and ²³⁴U at the second stage bleeding, and isotopes are separated at the second stage till the second stage bleeding flow is saturated with isotope ²³⁵U, which ensures the required concentration of isotope ²³⁶U in the second stage bleeding flow.

EFFECT: eliminating hazardous high concentrations of fissionable isotope ²³⁵U.

Description

Изобретение относится к ядерному топливному циклу, к технологии изотопного восстановления регенерированного урана и может быть использовано при производстве низкообогащенного урана (НОУ) для топлива атомных станций.The invention relates to a nuclear fuel cycle, to the technology of isotopic reduction of regenerated uranium and can be used in the production of low enriched uranium (LEU) for nuclear fuel.

Ядерное топливо для АЭС производят путем обогащения гексафторида урана на разделительных каскадах обогатительных заводов. Современные обогатительные заводы используют для обогащения урана каскады газовых центрифуг. Под термином «каскад» подразумевается внешняя схема построения взаимосвязанных разделительных элементов (одна центрифуга или группа газовых центрифуг, в свою очередь, объединенных в каскадные схемы), в которую подается обрабатываемое сырье (питание) и из которой выводятся получаемые продукты (потоки отбора и отвала). В качестве питания на каскад может поступать гексафторид, содержащий природный уран с концентрацией ²³⁵U 0,711%, или обедненный уран - отвальный продукт разделительного процесса с концентрацией U (0,1÷0,4)%, или слегка обогащенный (а возможно, и обедненный) уран - регенерат облученного урана, прошедший переработку и очистку на радиохимическом заводе.Nuclear fuel for nuclear power plants is produced by enriching uranium hexafluoride at the separation stages of enrichment plants. Modern enrichment plants use cascades of gas centrifuges to enrich uranium. The term “cascade” refers to an external scheme for constructing interconnected separation elements (one centrifuge or a group of gas centrifuges, in turn, combined into cascade schemes), into which the processed raw materials (feed) are fed and from which the products are derived (selection and dump flows) . Hexafluoride containing natural uranium with a concentration of ²³⁵ U 0.711%, or depleted uranium - a waste product of the separation process with a concentration of U (0.1 ÷ 0.4)%, or slightly enriched (and possibly depleted), can be supplied to the cascade as food ) uranium - a regenerate of irradiated uranium that has undergone processing and purification at a radiochemical plant.

Под термином «концентрация» подразумевается массовая доля того или иного изотопа урана именно в смеси изотопов урана.The term "concentration" refers to the mass fraction of a particular uranium isotope in a mixture of uranium isotopes.

Сырьевой урановый регенерат загрязнен вредными четными изотопами ²³²U, ²³⁴U, ²³⁶U, это приводит к повышенному содержанию вредных изотопов в получаемом из такого сырья НОУ (см. таблицу 1 примера 1).The raw uranium regenerate is contaminated with harmful even isotopes ²³² U, ²³⁴ U, ²³⁶ U, this leads to an increased content of harmful isotopes in LEU obtained from such raw materials (see table 1 of example 1).

Изотопы ²³²U, ²³⁴U, ²³⁶U - источники повышенного радиоактивного излучения, изотоп ²³⁶U повышает паразитный захват нейтронов в ядерном реакторе.The ²³² U, ²³⁴ U, ²³⁶ U isotopes are sources of increased radioactive radiation, the ²³⁶ U isotope increases spurious neutron capture in a nuclear reactor.

Из регенерированного урана получают НОУ с заданными заказчиком концентрациями изотопа ²³⁵U и четных изотопов урана, которые соответствуют требованиям стандартов, технических условий и спецификаций на НОУ, т.е. осуществляют изотопное восстановление регенерированного урана.From regenerated uranium, LEU is obtained with concentrations specified by the customer of the ²³⁵ U isotope and even uranium isotopes that meet the requirements of standards, specifications and specifications for LEU, i.e. carry out isotopic reduction of regenerated uranium.

Известен способ изотопного восстановления регенерированного урана (Патент RU №2282904, G21C 19/42, B01D 59/20, опубл. 27.08.2006). В известном способе, включающем разделение изотопной смеси сырьевого уранового регенерата в газоцентрифужном изотопно-разделительном каскаде и смешение выделенной изотопной смеси с ураном-разбавителем, содержание изотопа ²³⁵U в регенерированном уране повышают до (2,0÷5,0) мас.% при понижении абсолютной и (или) относительной концентрации четных изотопов урана. Разделение изотопной смеси ведут в двойном каскаде, обогащают сырьевой урановый регенерат по делящемуся изотопу ²³⁵U в первом ординарном каскаде до содержания более 90,0 мас.%, во втором ординарном каскаде производят очистку изотопной смеси от ²³²U и ²³⁴U, а в качестве изотопной смеси на смешение с ураном-разбавителем направляют поток отвала (тяжелую фракцию) второго каскада, обогащенный по изотопу ²³⁵U.A known method of isotopic reduction of regenerated uranium (Patent RU No. 2282904, G21C 19/42, B01D 59/20, publ. 08.27.2006). In the known method, including the separation of the isotopic mixture of raw uranium regenerate in a gas centrifuge isotope separation cascade and mixing the separated isotopic mixture with uranium-diluent, the content of the ²³⁵ U isotope in the regenerated uranium is increased to (2.0 ÷ 5.0) wt.% With decreasing absolute and (or) relative concentration of even isotopes of uranium. Separation of the isotope mixture is carried out in a double cascade, the raw uranium regenerate is enriched in the fissile isotope ²³⁵ U in the first ordinary cascade to a content of more than 90.0 wt.%, In the second ordinary cascade the isotopic mixture is purified from ²³² U and ²³⁴ U, and as an isotopic mixtures for mixing with uranium-diluent direct the stream of the dump (heavy fraction) of the second cascade, enriched in the isotope ²³⁵ U.

Недостатками способа являются использование высоких, более 90 мас.%, степеней обогащения, потери работы разделения на получение разбавителя при смешении.The disadvantages of the method are the use of high, more than 90 wt.%, Degrees of enrichment, loss of separation work to obtain a diluent when mixed.

Известен способ изотопного восстановления регенерированного урана по патенту RU №2242812, G21C 19/42, B01D 159/20, опубл. 20.12.2004 (прототип), заключающийся в повышении содержания изотопа ²³⁵U в регенерированном уране до (2,0÷7,0) мас.% при снижении абсолютной или относительной концентрации изотопов ²³²U, ²³⁴U и ²³⁶U, включающий прямое обогащение гексафторида сырьевого уранового регенерата в двойном газоцентрифужном изотопно-разделительном каскаде. В первом каскаде сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом ²³⁵U до содержания его в потоке отбора 3,5÷10,0 мас.% или 21,0÷36,0 мас.%, и потоком отбора первого каскада питают второй каскад, в котором обогащение изотопом ²³⁵U ведут до 21,0÷90,0 мас.% при отборе восстановленного топливного материала с содержанием изотопа ²³⁵U не более 50,0 мас.% через поток отвала второго ординарного каскада.A known method of isotopic reduction of regenerated uranium according to patent RU No. 2242812, G21C 19/42, B01D 159/20, publ. December 20, 2004 (prototype), which consists in increasing the content of the ²³⁵ U isotope in regenerated uranium to (2.0 ÷ 7.0) wt.% While reducing the absolute or relative concentration of ²³² U, ²³⁴ U and ²³⁶ U isotopes, including direct enrichment of hexafluoride raw uranium regenerate in a double gas centrifuge isotope-separation cascade. In the first cascade, the raw uranium regenerate is enriched with the ²³⁵ U isotope until it is contained in a selection stream of 3.5 ÷ 10.0 wt.% Or 21.0 ÷ 36.0 wt.%, And a second stage is fed into the selection stream of the first cascade, in which enrichment the ²³⁵ U isotope leads to 21.0 ÷ 90.0 wt.% when recovering the recovered fuel material with the content of the ²³⁵ U isotope not more than 50.0 wt.% through the dump stream of the second ordinary cascade.

Недостатком способа так же, как и предыдущего способа, является использование на одной из стадий высоких степеней обогащения (от 21 до 90%). В соответствии с международными ограничениями в технологии должно применяться обогащение по ²³⁵U не более 20%.The disadvantage of this method, as well as the previous method, is the use at one of the stages of high degrees of enrichment (from 21 to 90%). In accordance with international restrictions, no more than 20% enrichment at ²³⁵ U should be applied.

Задача изобретения - исключение опасных высоких концентраций делящегося изотопа ²³⁵U (не более 20% по изотопу ²³⁵U) на любых стадиях процесса, получение продукта (восстановленного по изотопному составу регенерированного урана) с требуемым заказчиком качеством по содержанию изотопов урана.The objective of the invention is the elimination of dangerous high concentrations of fissile isotope ²³⁵ U (not more than 20% of the ²³⁵ U isotope) at any stage of the process, obtaining a product (restored by the isotopic composition of regenerated uranium) with the quality required by the customer for the content of uranium isotopes.

Задачу изобретения решают тем, что в способе изотопного восстановления регенерированного урана, включающем разделение изотопов урана в виде гексафторида изотопной смеси уранового регенерата на установке из двух последовательных газоцентрифужных каскадов, гексафторид восстановленного по изотопному составу урана нарабатывают в потоке отбора второго каскада, питаемого тяжелой фракцией первого каскада, полученной при обогащении легкой фракции первого каскада изотопом ²³⁵U до концентрации, не превышающей 20 мас.%.The objective of the invention is solved by the fact that in the isotopic reduction method of regenerated uranium, comprising the separation of uranium isotopes in the form of a hexafluoride of an isotopic mixture of a uranium regenerate in an installation of two successive gas centrifuge cascades, the hexafluoride of the uranium reduced by the isotopic composition is produced in the selection stream of the second cascade fed to the heavy obtained by enrichment of the light fraction of the first cascade with the ²³⁵ U isotope to a concentration not exceeding 20 wt.%.

Разделение изотопов в первом каскаде ведут с получением концентраций изотопов ²³²U и ²³⁴U в тяжелой фракции первого каскада, обеспечивающих требуемые концентрации ²³²U и ²³⁴U в отборе второго каскада, а разделение изотопов во втором каскаде ведут с получением концентрации изотопа ²³⁵U в потоке отбора второго каскада, обеспечивающей в нем концентрацию изотопа ²³⁶U.Isotopes are separated in the first cascade to obtain ²³² U and ²³⁴ U isotopes concentrations in the heavy fraction of the first cascade, which provide the required ²³² U and ²³⁴ U concentrations in the second cascade, and isotopes are separated in the second cascade to obtain a ²³⁵ U isotope concentration in the selection stream the second cascade, which provides the concentration of the ²³⁶ U isotope in it.

Точку подачи уранового регенерата в первый каскад смещают в сторону потока отбора относительно ступени с концентрацией ²³⁵U, близкой концентрации ²³⁵U в регенерате.The feed point of the uranium regenerate to the first cascade is shifted towards the selection stream relative to the stage with a concentration of ²³⁵ U close to the concentration of ²³⁵ U in the regenerate.

Поток отбора второго каскада получают с концентрацией изотопа ²³⁵U, превышающей номинальную концентрацию в гексафториде восстановленного по изотопному составу урана на величину, обеспечивающую в нем заданную относительную концентрацию изотопа ²³⁶U.The selection stream of the second cascade is obtained with a concentration of the isotope ²³⁵ U exceeding the nominal concentration in the hexafluoride of the uranium reduced by the isotopic composition by a value that provides a predetermined relative concentration of the isotope ²³⁶ U in it.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором схематично показан двойной центрифужный каскад.The invention is illustrated by the drawing, which schematically shows a double centrifuge cascade.

Двойной центрифужный каскад состоит из ординарного каскада 1 и ординарного каскада 2. На питание 3 каскада 1 подают поток гексафторида регенерированного урана (регенерата) и отбирают поток 4 легкой фракции (отбор, поток отбора), обогащенный изотопами ²³²U, ²³⁴U и ²³⁵U, причем обогащение по изотопу ²³⁵U в этом потоке не превышает 20%. Поток 5 тяжелой фракции (отвал, поток отвала), обедненный по изотопам ²³⁵U, ²³²U, ²³⁴U по сравнению с регенератом, подают на питание каскада 2. В потоке 6 легкой фракции (отбор, поток отбора) каскада 2 отбирают целевой продукт - гексафторид изотопно восстановленного урана, т.е. гексафторид откорректированной по изотопному составу изотопной смеси урана, с повышенной до (2,0÷7,0)% концентрацией изотопа ²³⁵U (НОУ) и пониженной относительной концентрацией хотя бы одного из четных изотопов по сравнению с регенератом (концентрациями, заданными заказчиком, приемлемыми для дальнейшей переработки гексафторида в ядерное топливо). Целевой продукт десублимируют, затаривают в контейнер 7 и направляют заказчику. Поток 8 каскада 2 тяжелой фракции (отвал, поток отвала) гексафторида урана с концентрацией ²³⁵U (0,08÷0,3)% десублимируют, затаривают в контейнер 9 и направляют на хранение.The double centrifuge cascade consists of an ordinary cascade 1 and an ordinary cascade 2. A stream of regenerated uranium hexafluoride (regenerate) is fed to feed 3 of cascade 1 and a stream of 4 light fractions (selection, selection stream) enriched in ²³² U, ²³⁴ U and ²³⁵ U is selected, moreover, ²³⁵ U isotope enrichment in this stream does not exceed 20%. Stream 5 of the heavy fraction (blade, stream of the blade), depleted in the isotopes ²³⁵ U, ²³² U, ²³⁴ U compared with the regenerate, is fed to cascade 2. In stream 6 of the light fraction (selection, selection stream) of cascade 2, the target product is selected - isotopically reduced uranium hexafluoride, i.e. hexafluoride corrected for the isotopic composition of the uranium isotopic mixture, with an increased to (2.0 ÷ 7.0)% concentration of the ²³⁵ U isotope (LEU) and a reduced relative concentration of at least one of the even isotopes compared to the regenerate (concentrations specified by the customer, acceptable for further processing of hexafluoride into nuclear fuel). The target product is desublimated, packaged in container 7 and sent to the customer. Stream 8 of cascade 2 of heavy fraction (dump, dump stream) of uranium hexafluoride with a concentration of ²³⁵ U (0.08 ÷ 0.3)% is desublimated, packaged into container 9 and sent for storage.

Поток 4 легкой фракции (отбор каскада 1) гексафторида урана, обогащенный вредными изотопами ²³²U и ²³⁴U, затаривают в контейнер 10. Поток 4 является отходом процесса. В целях безопасности хранения его разбавляют обедненным гексафторидом разделительного производства. Для разбавления наиболее целесообразно использовать складские запасы отвалов (хвосты) обогащения природного или слабооблученного урана, содержащие не более 0,15% изотопа ²³⁵U, из которых экономически не выгодно дальнейшее извлечение делящегося изотопа (разбавление на чертеже не показано).Stream 4 of the light fraction (cascade 1 selection) of uranium hexafluoride enriched in the harmful ²³² U and ²³⁴ U isotopes is packed into container 10. Stream 4 is a waste of the process. For safety reasons, it is diluted with depleted separation hexafluoride. For dilution, it is most advisable to use stockpiles of tailings (tailings) for enrichment of natural or weakly irradiated uranium containing not more than 0.15% of the ²³⁵ U isotope, from which further extraction of the fissile isotope is not economically beneficial (dilution is not shown in the drawing).

Изотопное восстановление заключается в повышении концентрации изотопа уран-235 до 2÷7% при понижении относительной концентрации вредных изотопов по сравнению с регенератом в восстановленном уране.Isotopic reduction consists in increasing the concentration of the uranium-235 isotope to 2–7% with a decrease in the relative concentration of harmful isotopes in comparison with the regenerate in reduced uranium.

Разделение изотопов в первом каскаде, характеризующееся «уходом» более легких, чем изотоп ²³⁵U, изотопов ²³²U и ²³⁴U в отбор каскада и снижением их содержания в отвале каскада, выполняют при степенях обогащения по изотопу ²³⁵U в отборе не более 20%, т.е. при соблюдении международных ограничений на процесс обогащения урана. При этом в потоке отвала первого каскада нормируют (задают) концентрации изотопов ²³²U и ²³⁴U, обеспечивающие необходимые концентрации этих изотопов в отборе легкой фракции второго каскада. Кроме того, изменяя точку питания каскада 1 исходным сырьем (урановым регенератом), т.е смещая точку подачи питания от ступени с концентрацией по изотопу ²³⁵U, близкой концентрации ²³⁵U в регенерате, к ступени с большей концентрацией ²³⁵U, чем в регенерате (т.е. в сторону отбора легкой фракции), можно дополнительно корректировать (уменьшать) концентрации изотопов ²³²U и ²³⁴U в потоке отвала каскада 1.Separation of isotopes in the first cascade, characterized by the "departure" of lighter than the ²³⁵ U isotope, ²³² U and ²³⁴ U isotopes into the cascade selection and a decrease in their content in the dump of the cascade, is performed at ²³⁵ U isotope enrichment in the selection of no more than 20%, those. subject to international restrictions on the uranium enrichment process. At the same time, the concentrations of ²³² U and ²³⁴ U are normalized (set) in the dump stream of the first cascade, which provide the necessary concentrations of these isotopes in the selection of the light fraction of the second cascade. In addition, by changing the feeding point of cascade 1 with the feedstock (uranium regenerate), i.e., shifting the feeding point from a stage with a concentration of ²³⁵ U isotope close to a concentration of ²³⁵ U in a regenerate, to a stage with a higher concentration of ²³⁵ U than in a regenerate ( i.e., towards the selection of the light fraction), it is possible to further adjust (decrease) the concentrations of ²³² U and ²³⁴ U isotopes in the dump stream of cascade 1.

Для снижения количества «грязного» продукта, уходящего в поток 4 отбора каскада 1, и увеличения массы целевого продукта, получаемого в потоке 6 отбора каскада 2 из потока 5 отвала каскада 1, концентрацию изотопа ²³⁵U в потоке 4 отбора каскада 1 увеличивают до максимально возможных значений, но не более 20%.To reduce the amount of “dirty” product going to stream 4 of cascade 1 selection and to increase the mass of the target product obtained in stream 6 of cascade 2 from stream 5 of cascade 1 dump, the concentration of the ²³⁵ U isotope in stream 4 of cascade 1 is increased to the maximum possible values, but not more than 20%.

В каскаде 2, питаемом отвалом каскада 1, разделение изотопов осуществляют с получением концентрации ²³⁵U в отборе 6 каскада 2 не ниже номинального значения (номинал задает заказчик, концентрация изотопа в целевом продукте должна быть не ниже номинальной). При этом величину концентрации ²³⁵U (равную номиналу или превышающую номинал) выбирают (корректируют) исходя из условия обеспечения соответствия относительной концентрации изотопа ²³⁶U в отборе 6 заданному в целевом продукте значению.In cascade 2, fed by the dump of cascade 1, the isotope separation is carried out with a concentration of ²³⁵ U in the selection 6 of cascade 2 not lower than the nominal value (the rating is set by the customer, the concentration of the isotope in the target product must not be lower than the nominal). At the same time, the concentration value ²³⁵ U (equal to or greater than the nominal value) is selected (corrected) based on the condition for ensuring the relative concentration of the ²³⁶ U isotope in selection 6 corresponds to the value specified in the target product.

Примеры.Examples.

Расчет затрат работы разделения в первом каскаде производили в условных единицах. Оптимальное количество ступеней центрифуг - это количество ступеней центрифуг в варианте без смещения точки подачи питания. Затраты работы разделения в варианте без смещения точки подачи питания принимались за единицу. А затраты работы разделения со смещением точки подачи питания в сторону легкой фракции оценивались как отношение количества ступеней газовых центрифуг, требуемого для данного варианта, к количеству ступеней центрифуг в варианте без смещения точки подачи питания.The calculation of the costs of the separation in the first cascade was carried out in arbitrary units. The optimal number of centrifuge stages is the number of centrifuge stages in the version without shifting the power supply point. The cost of separation work in the variant without shifting the power supply point was taken as a unit. And the costs of the separation work with the shift of the power supply point towards the light fraction were estimated as the ratio of the number of stages of gas centrifuges required for this option to the number of centrifuge steps in the variant without shifting the power supply point.

По всем приведенным примерам значения концентраций в потоках питания приведены в % в следующей последовательности: ²³⁵U-²³⁴U-²³²U-²³⁶U.For all the examples cited, the concentrations in the supply flows are given in% in the following sequence: ²³⁵ U- ²³⁴ U- ²³² U- ²³⁶ U.

Пример 1. Базовый вариант.Example 1. The basic option.

В таблице 1 приведены данные базового варианта переработки регенерата в одном ординарном каскаде, в котором на питании каскада 1 используют регенерированный уран с изотопным составом: 0,85-0,016-1,5·10^-7-0,35. В потоке отбора такого каскада получают заданную концентрацию НОУ по изотопу ²³⁵U - 4,4% при концентрации изотопа ²³⁵U в потоке 5 отвала 0,3%.Table 1 shows the data of the basic variant of regenerate processing in one ordinary cascade, in which regenerated uranium with isotopic composition is used on the cascade 1 feed: 0.85-0.016-1.5 · 10 ^-7 -0.35. In the selection stream of such a cascade, a predetermined LEU concentration of ²³⁵ U isotope is obtained - 4.4% at a concentration of ²³⁵ U isotope in the dump stream 5 of 0.3%.

Данный вариант характеризуется достаточно высокими значениями изотопа ²³²U в НОУ ~ 1е-6%, которые недопустимы в практике современных АЭС.This option is characterized by rather high values of the ²³² U isotope in LEU ~ 1e-6%, which are unacceptable in the practice of modern nuclear power plants.

Таблица 1Table 1 ПараметрыOptions Поток питанияPower flow Поток отбораSelection stream Поток отвалаBlade flow Количество UF6, тThe amount of UF6, t 500,000500,000 67,07367,073 432,927432,927 ²³⁵U, % ²³⁵ U,% 0,850.85 4,44.4 0,30.3 ²³⁴U, % ²³⁴ U,% 0,0160.016 0,09940,0994 0,00310.0031 ²³²U, % ²³² U,% 1,5·10^-7 1.5 · 10 ^-7 1,07·10^-6 1.07 · 10 ^-6 7,6·10^-9 7.6 · 10 ^-9 ²³⁶U, % ²³⁶ U,% 0,350.35 1,28741.2874 0,20480.2048

Пример 2. Очистка регенерированного урана от изотопов ²³²U и ²³⁴U в каскаде 1.Example 2. Purification of regenerated uranium from isotopes ²³² U and ²³⁴ U in cascade 1.

В таблице 2 показаны результаты по каскаду 1 для разделения регенерированного урана с содержанием изотопов в потоке 3 питания: 0,85-0,016-1,5·10^-7-0,35 при различных положениях точки подачи питания. Были заданы внешние концентрации изотопа ²³⁵U: потока 4 отбора - 5,0%, потока 5 отвала - 0,711%. В соответствии с базовым вариантом в потоке питания 3 подавалось 500 т UF₆. В потоке 4 отбора получалось 16,204 т, а в потоке 5 отвала отбиралось 483,796 т UF6.Table 2 shows the results of cascade 1 for the separation of regenerated uranium with the content of isotopes in feed stream 3: 0.85-0.016-1.5 · 10 ^-7 -0.35 at different positions of the power supply point. External concentrations of the ²³⁵ U isotope were set: stream 4 of the selection - 5.0%, stream 5 of the dump - 0.711%. In accordance with the basic version, 500 tons of UF _{6 were} supplied in feed stream 3. In stream 4 of the sampling, 16.204 tons were obtained, and in stream 5 of the dump, 483.796 tons of UF6 were taken.

Оптимальное количество ступеней газовых центрифуг - 11, номера ступеней возрастают в сторону отбора 4. Первая ступень - это ступень с концентрацией изотопа ²³⁵U, примерно равной (близкой) концентрации изотопа ²³⁵U в потоке питания 3.The optimal number of steps of gas centrifuges is 11, the numbers of steps increase towards selection 4. The first step is a step with a concentration of the ²³⁵ U isotope approximately equal to (close) the concentration of the ²³⁵ U isotope in the feed stream 3.

Таблица 2table 2 Точка питания (№ ступени)Power Point (No. of Step) Поток 4 отбора, ²³⁵U - 5,0% 16,204 тStream 4 sampling, ²³⁵ U - 5.0% 16.204 t Поток 5 отвала, ²³⁵U - 0,711% 483,796 тBlade stream 5, ²³⁵ U - 0.711% 483.796 t Затраты работы разделения (усл. ед.)The cost of the separation work (conventional units) ²³⁴U, % ²³⁴ U,% ²³²U, % ²³² U,% ²³⁶U, % ²³⁶ U,% ²³⁴U, % ²³⁴ U,% ²³²U, % ²³² U,% ²³⁶U, % ²³⁶ U,% 1one 0,13250.1325 1,92·10^-6 1.92 · 10 ^-6 1,29471.2947 0,01210.0121 9,06·10^-8 9.0610 ^-8 0,31840.3184 1,001.00 22 0,13620.1362 2,08·10^-6 2.08 · 10 ^-6 1,27001.2700 0,01200.0120 8,52·10^-8 8.52 · 10 ^-8 0,31920.3192 1,071,07 33 0,13870.1387 2,19·10^-6 2.19 · 10 ^-6 1,25261.2526 0,01190.0119 8,18·10^-8 8.18 · 10 ^-8 0,31980.3198 1,241.24 4four 0,14140.1414 2,29·10^-6 2.29 · 10 ^-6 1,23381,2338 0,01180.0118 7,83·10^-8 7.83 · 10 ^-8 0,32040.3204 1,441.44 55 0,14530.1453 2,45·10^-6 2.45 · 10 ^-6 1,21011.2101 0,01170.0117 7,28·10^-8 7.28 · 10 ^-8 0,32120.3212 1,711.71 66 0,15060,1506 2,69·10^-6 2.6910 ^-6 1,18321,1832 0,01150.0115 6,48·10^-8 6.48 · 10 ^-8 0,32210.3221 2,092.09 77 0,15660.1566 2,98·10^-6 2.9810 ^-6 1,15591,1559 0,01130.0113 5,52·10^-8 5.52 · 10 ^-8 0,32300.3230 2,692.69 88 0,16300.1630 3,26·10^-6 3.26 · 10 ^-6 1,12811,1281 0,01110.0111 4,60·10^-8 4.60 · 10 ^-8 0,32390.3239 3,593,59 99 0,16950.1695 3,49·10^-6 3.4910 ^-6 1,09891,0989 0,01090,0109 3,82·10^-8 3.8210 ^-8 0,32490.3249 4,844.84 1010 0,17570.1757 3,66·10^-6 3.66 · 10 ^-6 1,06901,0690 0,01070.0107 3,25·10^-8 3.25 · 10 ^-8 0,32590.3259 6,486.48

Как видно из таблицы 2, можно добиться заметного снижения содержания изотопа ²³²U и изотопа ²³⁴U в отвале каскада 1 при смещении точки подачи потока 3 питания в сторону потока 4 отбора. Но при этом концентрация изотопа ²³⁶U в отвале увеличивается.As can be seen from table 2, it is possible to achieve a significant reduction in the content of the isotope ²³² U and the isotope ²³⁴ U in the dump of the cascade 1 by shifting the feed point of the power stream 3 in the direction of the selection stream 4. But at the same time, the concentration of the ²³⁶ U isotope in the dump increases.

Приведенный пример имеет определенный минус - относительно высокую величину потока 4 отбора, загрязненного изотопами ²³²U и ²³⁴U, и, соответственно, не очень большую величину потока 5 отвала, из которого в каскаде 2 нарабатывают продукт.The given example has a certain minus - a relatively high value of the selection stream 4 contaminated with ²³² U and ²³⁴ U isotopes, and, accordingly, a not very large value of the dump stream 5, from which the product is produced in cascade 2.

Этот отрицательный момент может быть уменьшен увеличением концентрации изотопа ²³⁵U в потоке 4 отбора (Пример 3).This negative moment can be reduced by increasing the concentration of the ²³⁵ U isotope in the selection stream 4 (Example 3).

Пример 3. Очистка регенерированного урана от изотопов ²³²U и ²³⁴U в каскаде 1.Example 3. Purification of regenerated uranium from isotopes ²³² U and ²³⁴ U in cascade 1.

В таблице 3 приведены результаты разделения изотопов в каскаде 1 при увеличении концентрации изотопа ²³⁵U в потоке 4 отбора до величины 20%, при концентрации изотопа ²³⁵U 0,711% в потоке 5 отвала. Поток 4 отбора в этом случае составляет 3,603 т UF6, а отвала - 496,397 т (в поток 3 питания подается 500 т UF₆). Оптимальное количество ступеней газовых центрифуг - 16, номера ступеней возрастают по направлению к отбору 4.Table 3 shows the results of the separation of isotopes in cascade 1 with an increase in the concentration of the ²³⁵ U isotope in stream 4 of the selection to 20%, with an isotope concentration of ²³⁵ U 0.711% in stream 5 of the dump. In this case, the sampling stream 4 is 3.603 tons of UF6, and the dump - 496.397 tons (500 tons of UF _{6 are} supplied to the supply stream 3). The optimal number of steps of gas centrifuges is 16, the numbers of steps increase towards selection 4.

Таблица 3Table 3 Точка питания (№ ступени)Power Point (No. of Step) Поток 4 отбора, ²³⁵U - 20,0% 3,603 т4 sampling stream, ²³⁵ U - 20.0% 3.603 t Поток 5 отвала, ²³⁵U - 0,711% 496,397 тBlade stream 5, ²³⁵ U - 0.711% 496.397 t Затраты работы разделения (усл. ед.)The cost of the separation work (conventional units) ²³⁴U, % ²³⁴ U,% ²³²U, % ²³² U,% ²³⁶U, % ²³⁶ U,% ²³⁴U, % ²³⁴ U,% ²³²U, % ²³² U,% ²³⁶U, % ²³⁶ U,% 1one 0,57650.5765 8,63·10^-6 8.63 · 10 ^-6 4,04634.0463 0,01190.0119 8,84·10^-8 8.84 · 10 ^-8 0,32320.3232 1,001.00 22 0,59920.5992 9,49·10^-6 9.49 · 10 ^-6 3,91153.9115 0,01180.0118 8,22·10^-8 8.2210 ^-8 0,32410.3241 1,051.05 33 0,61070.6107 9,93·10^-6 9.93 · 10 ^-6 3,83773.8377 0,01170.0117 7,90·10^-8 7.9010 ^-8 0,32470.3247 1,171.17 4four 0,61690.6169 1,01·10^-5 1.01 · 10 ^-5 3,77923,7792 0,01160.0116 7,77·10^-8 7.7710 ^-8 0,32510.3251 1,311.31 55 0,62470.6247 1,03·10^-5 1.03 · 10 ^-5 3,70413.7041 0,01160.0116 7,63·10^-8 7.63 · 10 ^-8 0,32570.3257 1,461.46 66 0,63730.6373 1,06·10^-5 1.06 · 10 ^-5 3,60423.6042 0,01150.0115 7,42·10^-8 7.42 · 10 ^-8 0,32640.3264 1,621,62 77 0,65620.6562 1,11·10^-5 1,11 · 10 ^-5 3,48303.4830 0,01140.0114 7,08·10^-8 7.0810 ^-8 0,32730.3273 1,801.80 88 0,68380.6838 1,18·10^-5 1.18 · 10 ^-5 3,34513,3451 0,01120.0112 6,54·10^-8 6.54 · 10 ^-8 0,32830.3283 2,012.01 99 0,72200.7220 1,29·10^-5 1.29 · 10 ^-5 3,19963,1996 0,01090,0109 5,73·10^-8 5.73 · 10 ^-8 0,32930.3293 2,282.28 1010 0,77010.7701 1,44·10^-5 1.44 · 10 ^-5 3,05893.0589 0,01050.0105 4,64·10^-8 4.64 · 10 ^-8 0,33030.3303 2,652.65 11eleven 0,82350.8235 1,61·10^-5 1.61 · 10 ^-5 2,93162.9316 0,01010.0101 3,44·10^-8 3.4410 ^-8 0,33130.3313 3,173.17 1212 0,87780.8778 1,76·10^-5 1.76 · 10 ^-5 2,81602.8160 0,00970.0097 2,36·10^-8 2.3610 ^-8 0,33210.3321 3,883.88 1313 0,93150.9315 1,87·10^-5 1.87 · 10 ^-5 2,70522.7052 0,00940.0094 1,56·10^-8 1.56 · 10 ^-8 0,33290.3329 4,794.79

Из таблиц 2 и 3 видно следующее. При большей концентрации изотопа ²³⁵U в потоке 4 отбора каскада 1 (20%), при смещении точки подачи питания в каскад 1 для обеспечения лучшей очистки потока 5 отвала каскада 1 от изотопов ²³²U, ²³⁴U происходит меньшее возрастание затрат работы разделения при переходе от ступени к ступени (табл.3), чем при меньшей концентрации изотопа ²³⁵U (5%) в потоке 4 отбора каскада 1 (табл.2). В результате несмотря на увеличение концентрации изотопа ²³⁵U в потоке 4 отбора в таблице 3 по сравнению с таблицей 2 для достижения необходимой очистки потока отвала 5 от изотопов ²³²U и ²³⁴U требуются меньшие затраты работы разделения.Tables 2 and 3 show the following. With a higher concentration of the ²³⁵ U isotope in stream 4 of cascade 1 selection (20%), when the feed point to the cascade 1 is shifted to provide better cleaning of stream 5 of the cascade 1 blade from ²³² U, ²³⁴ U isotopes, there is a smaller increase in the cost of separation work when moving from step to step (Table 3) than at a lower concentration of the ²³⁵ U isotope (5%) in stream 4 of cascade 1 selection (Table 2). As a result, despite the increase in the concentration of the ²³⁵ U isotope in the selection stream 4 in Table 3 compared with Table 2, in order to achieve the necessary cleaning of the dump 5 stream from the ²³² U and ²³⁴ U isotopes, lower separation work is required.

Так, при получении концентрации изотопа ²³²U в потоке 5 отвала каскада 1 не выше 4·10^-8 % для случая 5,0%-ного обогащения по изотопу ²³⁵U требуется сместить точку питания в 9-ю ступень (табл.2). А для случая обогащения потока 4 отбора по изотопу ²³⁵U до 20% необходимо сместить точку питания в 11-ю ступень (табл.3). Затраты работы разделения, оцениваемые по необходимому суммарному количеству газовых центрифуг, в случае 20%-ного обогащения меньше.So, when the concentration of the ²³² U isotope in stream 5 of the dump of cascade 1 is not higher than 4 · 10 ^-8 %, for the case of 5.0% enrichment in the ²³⁵ U isotope, it is necessary to shift the feeding point to the 9th stage (Table 2). And for the case of enrichment of stream 4 of the selection of the ²³⁵ U isotope to 20%, it is necessary to shift the feeding point to the 11th stage (Table 3). The cost of separation work, estimated by the required total number of gas centrifuges, in the case of 20% enrichment is less.

Пример 4. Получение НОУ в каскаде 2.Example 4. Obtaining LEU in cascade 2.

Точка питания каскада 2 потоком 5 отвала каскада 1 - это ступень с концентрацией изотопа ²³⁵U, примерно равной (близкой) концентрации изотопа ²³⁵U в потоке питания 5.The feed point of cascade 2 by stream 5 of the dump of cascade 1 is a stage with a concentration of the ²³⁵ U isotope approximately equal to (close) the concentration of the ²³⁵ U isotope in feed 5.

В таблице 4 показаны результаты разделения изотопов в каскаде 2 при использовании на его питании потока 5 отвала каскада 1 с параметрами 0,711-0,0109-3,82·10^-8-0,3249. Эти параметры соответствуют работе каскада 1 при обогащении отбора 4 по изотопу ²³⁵U 5,0% и подаче потока 3 питания в 9-ю ступень (табл.2).Table 4 shows the results of the separation of isotopes in cascade 2 when using stream 5 of the dump of cascade 1 with parameters 0.711-0.0109-3.82 · 10 ^-8 -0.3249 on its power. These parameters correspond to the operation of cascade 1 during enrichment of selection 4 by the isotope ²³⁵ U 5.0% and the supply of feed stream 3 to the 9th stage (Table 2).

НОУ получают в потоке 6 отбора каскада 2 с концентрацией изотопа ²³⁵U 4,4% и пониженными относительными концентрациями изотопов уран-232 и уран-236 по сравнению с регенератом.LEU is obtained in stream 6 of the selection of cascade 2 with a concentration of ²³⁵ U isotope 4.4% and lower relative concentrations of isotopes uranium-232 and uranium-236 compared with the regenerate.

Таблица 4Table 4 ПараметрыOptions Поток 5 питанияFeed 5 Поток 6 отбораStream 6 selection Поток 8 отвалаBlade stream 8 Количество UF6, тThe amount of UF6, t 483,796483,796 48,49848,498 435,298435,298 ²³⁵U, % ²³⁵ U,% 0,7110.711 4,44.4 0,30.3 ²³⁴U, % ²³⁴ U,% 0,01090,0109 0,08360.0836 0,00280.0028 ²³²U, % ²³² U,% 3,82·10^-8 3.8210 ^-8 3,53·10^-7 3.53 · 10 ^-7 3,2·10^-7 3.2 · 10 ^-7 ²³⁶U, % ²³⁶ U,% 0,32490.3249 1,36131.3613 0,20950.2095

Суммарные затраты работы разделения для схемы двух каскадов в 1,7 раза больше, чем в базовом варианте. Однако это позволяет снизить содержание изотопа ²³²U в НОУ в 3 раза - с 1,07·10^-6 % в базовом варианте (пример 1) до 3,53·10^-7% в примере 4. Уменьшается и концентрация изотопа ²³⁴U - с 0,099 до 0,084%. Концентрация изотопа ²³⁶U 1,3613% удовлетворяет требованиям заказчика.The total cost of the separation work for the circuit of two cascades is 1.7 times more than in the basic version. However, this allows to reduce the content of the ²³² U isotope in LEU by 3 times - from 1.07 · 10 ^-6 % in the base case (example 1) to 3.53 · 10 ^-7 % in example 4. The concentration of the ²³⁴ U isotope also decreases from 0.099 to 0.084%. The concentration of the isotope ²³⁶ U 1.3613% meets the requirements of the customer.

Пример 5. Получение НОУ в каскаде 2.Example 5. Obtaining LEU in cascade 2.

В таблице 5 показаны результаты разделения изотопов в каскаде 2 при использовании на его питании потока 5 отвала каскада 1 с параметрами 0,711-0,0101-3,44·10^-8-0,3313. Эти параметры соответствуют работе каскада 1 при обогащении отбора 4 по изотопу ²³⁵U 20% и подаче потока 3 питания в 11-ю ступень (табл.3). НОУ получают в потоке 6 отбора каскада 2 с концентрацией изотопа ²³⁵U 4,4% и пониженными относительными концентрациями всех четных изотопов по сравнению с регенератом.Table 5 shows the results of the separation of isotopes in cascade 2 when using stream 5 of the dump of cascade 1 with parameters 0.711-0.0101-3.44 · 10 ^-8 -0.3313. These parameters correspond to the operation of cascade 1 during enrichment of selection 4 by the isotope ²³⁵ U 20% and the supply of feed stream 3 to the 11th stage (Table 3). LEU is obtained in stream 6 of the selection of cascade 2 with an isotope concentration of ²³⁵ U 4.4% and lower relative concentrations of all even isotopes in comparison with the regenerate.

Таблица 5Table 5 ПараметрыOptions Поток 5 питанияFeed 5 Поток 6 отбораStream 6 selection Поток 8 отвалаBlade stream 8 Количество UF6, тThe amount of UF6, t 496,397496,397 49,76149,761 446,636446,636 ²³⁵U, % ²³⁵ U,% 0,7110.711 4,44.4 0,30.3 ²³⁴U, % ²³⁴ U,% 0,01010.0101 0,07810,0781 0,00260.0026 ²³²U, % ²³² U,% 3,44·10^-8 3.4410 ^-8 3,17·10^-7 3.17 · 10 ^-7 2,90·10^-9 2.90 · 10 ^-9 ²³⁶U, % ²³⁶ U,% 0,33130.3313 1,38781.3878 0,21350.2135

Из сравнения данных таблиц 4 и 5 видно, что переход к 20%-ному обогащению в каскаде 1 позволяет улучшить качество получаемого продукта по изотопу ²³²U и изотопу ²³⁴U при несущественном ухудшении по изотопу ²³⁶U. Суммарные затраты работы разделения в этом случае меньше в 1,06 раза, чем в базовом варианте.A comparison of the data in Tables 4 and 5 shows that the transition to a 20% enrichment in cascade 1 allows us to improve the quality of the obtained product by the ²³² U isotope and ²³⁴ U isotope with a slight deterioration in the ²³⁶ U isotope. The total cost of the separation work in this case is less in 1.06 times than in the base case.

Пример 6. Дообогащение НОУ по изотопу ²³⁵U для компенсации избытка изотопа ²³⁶U.Example 6. Additional enrichment of LEU in the isotope ²³⁵ U to compensate for the excess of the isotope ²³⁶ U.

Абсолютная концентрации изотопа ²³⁶U в НОУ (поток 6 отбора в таблице 5) составляет 1,3878%, относительная (относительно изотопа уран-235) концентрация изотопа уран-236 равна 1,3878:4,4=0,3154. В том случае если относительная концентрация изотопа уран-236 превышает величину, заданную заказчиком, производят дополнительное обогащение НОУ по изотопу ²³⁵U.The absolute concentration of the ²³⁶ U isotope in LEU (selection stream 6 in Table 5) is 1.3878%, the relative (relative to the uranium-235 isotope) concentration of the uranium-236 isotope is 1.3878: 4.4 = 0.3154. In the event that the relative concentration of the uranium-236 isotope exceeds the value specified by the customer, additional LEU is enriched in the ²³⁵ U isotope.

В таблице 6 показано получение НОУ в потоке 6 отбора каскада 2 с концентрацией изотопа ²³⁵U 4,75% из гексафторида урана потока 5 питания с содержанием изотопов 0,711-0,0101-3,44·10^-8-0,3313 (обогащение в каскаде 1 по изотопу ²³⁵U 20%, поток питания 3 в каскад 1 в 11-ю ступень, табл.3). Абсолютная концентрация изотопа уран-236 в НОУ в табл.6 (поток 6 отбора) составляет 1,4833%, относительная концентрация урана-236 равна 1,4833:4,75=0,3123, что удовлетворяет требованиям заказчика.Table 6 shows the production of LEU in stream 6 for selection of cascade 2 with a concentration of ²³⁵ U isotope 4.75% from uranium hexafluoride in stream 5 with isotope content 0.711-0.0101-3.44 · 10 ^-8 -0.3313 (enrichment in cascade 1 by the isotope ²³⁵ U 20%, power supply 3 to cascade 1 to the 11th stage, Table 3). The absolute concentration of the uranium-236 isotope in LEU in Table 6 (selection stream 6) is 1.4833%, the relative concentration of uranium-236 is 1.4833: 4.75 = 0.3123, which satisfies the requirements of the customer.

Обогащение НОУ до 4,75% соответствует осуществлению дополнительного, равного 0,35%, обогащения отбора 6 изотопом уран-235 (по сравнению с номинальным, равным 4,4%).Enrichment of LEU to 4.75% corresponds to the implementation of an additional enrichment of selection 6 with the uranium-235 isotope (equal to 4.4%).

Дополнительное обогащение не приводит к существенному изменению качества НОУ по другим вредным четным изотопам ²³²U и ²³⁴U - приведенные в таблице 6 концентрации удовлетворяют требованиям заказчика. Затраты работы разделения немного возрастают (в 1,05 раза) и несколько уменьшается количество НОУ (соответственно 45,847 т вместо 49,761 т).Additional enrichment does not lead to a significant change in the quality of LEU for other harmful even isotopes ²³² U and ²³⁴ U - the concentrations given in table 6 satisfy the requirements of the customer. The costs of the separation work increase slightly (1.05 times) and the number of LEUs decreases slightly (45.847 tons, respectively, instead of 49.761 tons).

Относительные концентрации всех четных изотопов понижены по сравнению с регенератом.The relative concentrations of all even isotopes are reduced compared to the regenerate.

Таблица 6Table 6 ПараметрыOptions Поток 5 питанияFeed 5 Поток 6 отбораStream 6 selection Поток 8 отвалаBlade stream 8 Количество UF6, тThe amount of UF6, t 496,397496,397 45,84745,847 450,550450,550 ²³⁵U, % ²³⁵ U,% 0,7110.711 4,754.75 0,30.3 ²³⁴U, % ²³⁴ U,% 0,01010.0101 0,08460.0846 0,00260.0026 ²³²U, % ²³² U,% 3,44·10^-8 3.4410 ^-8 3,44·10^-7 3.4410 ^-7 2,9·10^-9 2.9 · 10 ^-9 ²³⁶U, % ²³⁶ U,% 0,33130.3313 1,48331.4833 0,21400.2140

Пример 7. Переработка грязного потока 4 отбора каскада 1.Example 7. Processing dirty stream 4 selection of cascade 1.

Грязный отбор каскада 1 с повышенной концентрацией вредных изотопов ²³²U и ²³⁴U разбавляют для снижения ядерной активности смеси отвалами разделительного производства. Так, можно взять в качестве разбавителя отвальный гексафторид урана разделительного производства с концентрациями изотопов 0,1-0,0002-0-0. При разбавлении в 100 раз потока 4 отбора каскада 1 с процентным содержанием изотопов 20,0-0,8235-1,61·10^-5-2,9316 (строка 11 таблицы 3) получается смесь с концентрациями изотопов 0,2-0,008-1,60·10^-7-0,03, которую десублимируют и отправляют на хранение.The dirty selection of cascade 1 with a high concentration of harmful isotopes ²³² U and ²³⁴ U is diluted to reduce the nuclear activity of the mixture with waste dumps. So, you can take as a diluent dump uranium hexafluoride separation production with isotope concentrations of 0.1-0,0002-0-0. When diluting 100 times the stream 4 of the selection of cascade 1 with a percentage of isotopes of 20.0-0.8235-1.61 · 10 ^-5 -2.9316 (line 11 of table 3), a mixture with isotope concentrations of 0.2-0.008- is obtained 1.60 · 10 ^-7 -0.03, which is desublimated and sent for storage.

Claims

1. The method of isotopic reduction of regenerated uranium, including the separation of uranium isotopes in the form of an isotopic mixture of uranium regenerate hexafluoride in an installation of two successive gas centrifuge cascades, characterized in that the hexafluoride of the reduced uranium isotopic composition is produced in the selection stream of the second cascade fed by the heavy fraction of the first cascade obtained by enrichment of the light fraction of the first cascade with the ²³⁵ U isotope to a concentration not exceeding 20 wt.%.

2. The method according to claim 1, characterized in that the separation of isotopes in the first cascade is carried out to obtain concentrations of isotopes ²³² U and ²³⁴ U in the heavy fraction of the first cascade, providing the required concentration of ²³² U and ²³⁴ U in the selection of the second cascade, and the separation of isotopes in the second cascade leads to the enrichment of the selection stream of the second cascade with an isotope ²³⁵ U, which provides the required concentration of the isotope ²³⁶ U in the selection stream of the second cascade.

3. The method according to claim 2, characterized in that the feed point of the uranium regenerate in the first cascade is shifted towards the selection stream relative to the stage with a concentration of ²³⁵ U, close to the concentration of ²³⁵ U in the regenerate.

4. The method according to claim 2, characterized in that the selection stream of the second cascade is enriched in the ²³⁵ U isotope to a concentration exceeding the nominal concentration of ²³⁵ U in the hexafluoride of the uranium recovered by the isotopic composition by an amount providing the required relative concentration of the ²³⁶ U isotope in it.