RU2403634C1 - Способ регенерации отработанного топлива - Google Patents

Способ регенерации отработанного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2403634C1
RU2403634C1 RU2009120631A RU2009120631A RU2403634C1 RU 2403634 C1 RU2403634 C1 RU 2403634C1 RU 2009120631 A RU2009120631 A RU 2009120631A RU 2009120631 A RU2009120631 A RU 2009120631A RU 2403634 C1 RU2403634 C1 RU 2403634C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
electrolysis
cathode
stage
uranium
fuel
Prior art date
Application number
RU2009120631A
Other languages
English (en)
Inventor
Кодзи МИЗОГУТИ (JP)
Кодзи МИЗОГУТИ
Рейко ФУДЗИТА (JP)
Рейко ФУДЗИТА
Коуки ФУЗЕ (JP)
Коуки ФУЗЕ
Хитоси НАКАМУРА (JP)
Хитоси НАКАМУРА
Казухиро УЦУНОМИЯ (JP)
Казухиро УЦУНОМИЯ
Акихиро КАВАБЕ (JP)
Акихиро КАВАБЕ
Original Assignee
Кабусики Кайся Тосиба
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 Кабусики Кайся Тосиба filed Critical Кабусики Кайся Тосиба
Application granted granted Critical
Publication of RU2403634C1 publication Critical patent/RU2403634C1/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C25—ELECTROLYTIC OR ELECTROPHORETIC PROCESSES; APPARATUS THEREFOR
    • C25C—PROCESSES FOR THE ELECTROLYTIC PRODUCTION, RECOVERY OR REFINING OF METALS; APPARATUS THEREFOR
    • C25C1/00—Electrolytic production, recovery or refining of metals by electrolysis of solutions
    • C25C1/22—Electrolytic production, recovery or refining of metals by electrolysis of solutions of metals not provided for in groups C25C1/02 - C25C1/20
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04—Treating liquids
    • G21F9/06—Processing
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C25—ELECTROLYTIC OR ELECTROPHORETIC PROCESSES; APPARATUS THEREFOR
    • C25C—PROCESSES FOR THE ELECTROLYTIC PRODUCTION, RECOVERY OR REFINING OF METALS; APPARATUS THEREFOR
    • C25C3/00—Electrolytic production, recovery or refining of metals by electrolysis of melts
    • C25C3/34—Electrolytic production, recovery or refining of metals by electrolysis of melts of metals not provided for in groups C25C3/02 - C25C3/32
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
    • Y02P10/00—Technologies related to metal processing
    • Y02P10/20—Recycling
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00—Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Electrochemistry (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Electrolytic Production Of Metals (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Electrolytic Production Of Non-Metals, Compounds, Apparatuses Therefor (AREA)

Abstract

Изобретение относится к способу регенерации отработанного топлива. Сущность изобретения: способ регенерации отработанного топлива имеет стадию растворения отработанного топлива в растворе азотной кислоты, стадию электролиза/регулирования валентности, с восстановлением Pu до трехвалентного состояния и сохранением пятивалентного состояния Np, стадию экстракции урана с накоплением UO2 путем контактирования топлива с органическим растворителем и экстрагированием шестивалентного урана с помощью экстрагирующего агента; стадию осаждения щавелевой кислотой, приводящую к совместному осаждению второстепенных актинидов и продуктов расщепления, оставшихся в растворе азотной кислоты, в виде оксалатного осадка; стадию хлорирования с превращением оксалатного осадка в хлориды путем добавления хлористоводородной кислоты к оксалатному осадку; стадию дегидратации с получением синтетических безводных хлоридов путем дегидратации хлоридов в токе газообразного аргона; и стадию электролиза в расплаве солей с растворением безводных хлоридов в расплавленной соли и накоплением урана, плутония и второстепенных актинидов на катоде за счет электролиза. Техническим результатом изобретения является обеспечение высокой надежности нерастворения ядерных материалов. 2 н. и 8 з.п. ф-лы.

Description

Область техники, к которой относится изобретение
Настоящее изобретение относится к способу регенерации отработанного топлива, который включает стадию улавливания урана (U), плутония (Pu) и второстепенных актинидов (ВА) из отработанного оксидного ядерного топлива.
Уровень техники
Purex-процесс представляет собой известный процесс для регенерации отработанного топлива, полученного на ядерных электростанциях, для того чтобы рафинировать и улавливать полезные материалы, которые содержатся в отработанном топливе для того, чтобы повторно использовать эти материалы в качестве топлива и отделить ненужные продукты расщепления. Отработанное топливо содержит в качестве продуктов расщепления (ПР) элементы щелочных металлов (ЩМ), элементы щелочноземельных металлов (ЩЗМ) и элементы платиновой группы, кроме трансурановых элементов (TRU), таких как уран и плутоний.
В процессе Purex отработанное топливо растворяют в растворе азотной кислоты, и затем продукты расщепления отделяются на первой стадии экстракции. После этого U и Pu отделяют друг от друга на стадии разделения и соответственно обрабатывают в процессе очистки U и в процессе очистки Pu. Затем раствор Pu и раствор U объединяют, и смесь подвергают удалению нитратов, поскольку невозможно улавливать один Pu.
Поскольку U и Pu временно отделяют друг от друга на стадии разделения процесса Purex, не гарантируется абсолютное нераспространение ядерных материалов.
Следовательно, существует потребность в способе регенерации, осуществляемом путем частичной модификации Purex-процесса таким образом, чтобы стало невозможно улавливать индивидуальный Pu и обеспечить высокую надежность нераспространения ядерных материалов.
В то же время в процессе Purex образуются высокоактивные жидкие отходы, содержащие немного U и Pu и значительное количество второстепенных актинидов (нептуния - Np, америция - Am, кюрия - Cm и др.). Известен водно-пиролитический способ улавливания таких трансурановых элементов (Pu и второстепенных актинидов) в сочетании из высокоактивных жидких отходов, с использованием методики осаждения щавелевой кислотой - превращения в хлорид-электролиз в расплаве солей (см. патентные документы 1 и 2: опубликованные патенты Японии №2809819 и 3319657, которые полностью включены в настоящее изобретение как ссылки). Используя водно-пиролитический процесс, получают Pu и U, которые сопровождаются второстепенными актинидами и улавливаются в сочетании друг с другом. Иными словами, индивидуальный плутоний совсем не улавливается.
С учетом указанных выше проблем уровня техники, предметом настоящего изобретения является разработка способа регенерации отработанного топлива, в котором можно отделить большую часть урана, содержащуюся в растворе отработанного топлива, и собрать его в качестве топлива для реактора на легкой воде, и в то же время, можно улавливать Pu и второстепенные актиниды с ураном для того, чтобы его можно было использовать в качестве металлического топлива для быстрого реактора для того, чтобы обеспечить высокую надежность нераспространения ядерных материалов.
Краткое раскрытие изобретения
Для достижения этой цели, в соответствии с одним замыслом настоящего изобретения, разработан способ регенерации отработанного топлива, который включает: стадию демонтажа/сдвига при разборке и сдвиговом деформировании отработанного оксидного ядерного топлива; стадию растворения топлива, обработанного на стадии демонтажа/сдвига, в растворе азотной кислоты; стадию электролиза/регулирования валентности при восстановлении плутония до трехвалентного состояния, при сохранении пятивалентного состояния нептуния в топливе, обработанном на стадии растворения; стадию экстракции урана с накоплением оксида урана путем контактирования топлива, обработанного на стадии электролиза/регулирования валентности, с органическим растворителем и экстрагирования шестивалентного урана экстрагирующим агентом; стадию осаждения щавелевой кислотой, приводящую к совместному осаждению второстепенных актинидов и продуктов расщепления, оставшихся в растворе азотной кислоты после стадии экстракции урана, в виде оксалатного осадка, используя метод осаждения щавелевой кислотой; стадию хлорирования для превращения оксалатного осадка в хлориды путем добавления хлористоводородной кислоты к оксалатному осадку; стадию дегидратации с получением синтетических безводных хлоридов путем дегидратации хлоридов в токе восстанавливающего инертного газа; и стадию электролиза в расплаве солей с растворением безводных хлоридов в расплавленной соли и накоплением урана, плутония и второстепенных актинидов на катоде за счет электролиза.
В соответствии с другим замыслом настоящего изобретения разработан способ регенерации отработанного топлива, который включает: стадию демонтажа/сдвига при разборке и сдвиговом деформировании отработанного оксидного ядерного топлива; стадию растворения топлива, обработанного на стадии демонтажа/сдвига, в растворе азотной кислоты; стадию электролиза/регулирования валентности при восстановлении плутония и нептуния соответственно до трехвалентного и пятивалентного состояния в топливе, обработанном на стадии растворения; стадию экстракции урана с накоплением оксида урана путем контактирования топлива, обработанного на стадии электролиза/регулирования валентности, с органическим растворителем и экстрагированием шестивалентного урана с помощью экстрагирующего агента; стадию осаждения щавелевой кислотой, приводящую к совместному осаждению второстепенных актинидов и продуктов расщепления, оставшихся в растворе азотной кислоты после стадии экстракции урана, в виде оксалатного осадка, используя метод осаждения щавелевой кислотой; стадию окисления/дегидратации оксалатного осадка и последующее его превращение в оксидный осадок в окислительной атмосфере; и стадию электролиза/восстановления путем погружения оксидного осадка в смесь расплавленных солей, полученную при растворении оксидов щелочных металлов в расплавленных хлоридных солях щелочных металлов или в смеси расплавленных солей, полученной при растворении оксидов щелочноземельных металлов в расплавленных хлоридных солях щелочноземельных металлов, приводя в контакт оксидный осадок с катодом для того, чтобы извлечь ионы кислорода из оксидного осадка, причем ионы кислорода удаляются в виде газообразного кислорода или газообразного диоксида углерода на анодной стороне в расплавленных солях, а уран, плутоний и второстепенные актиниды накапливаются в оксидном осадке на катоде.
Таким образом, в соответствии с настоящим изобретением возможно выделение большей части урана из раствора отработанного топлива и его накопление в виде топлива для реактора на легкой воде, в то же время можно улавливать Pu и второстепенные актиниды с ураном для того, чтобы использовать их в качестве металлического топлива для быстрого реактора. Поскольку Pu индивидуально не улавливается, а Pu и второстепенные актиниды улавливаются вместе с ураном, настоящее изобретение может обеспечить высокую надежность нераспространения ядерных материалов.
Краткое описание чертежей
Эти и другие отличительные признаки и преимущества настоящего изобретения становятся очевидными из последующего рассмотрения конкретных, иллюстративных вариантов осуществления изобретения, приведенных в сочетании с сопровождающими чертежами, где:
фиг.1 представляет собой технологическую схему процесса регенерации отработанного топлива в соответствии с первым вариантом настоящего изобретения;
фиг.2 представляет собой схематический вид в вертикальном разрезе устройства, которое может быть использовано на стадии электролиза/регулирования валентности в способе регенерации отработанного топлива в соответствии с первым вариантом настоящего изобретения;
на фиг.3 приведен график, демонстрирующий некоторые результаты измерений начального значения электродного потенциала и начального значения плотности тока на стадии электролиза/регулирования валентности в способе регенерации отработанного топлива в соответствии с первым вариантом настоящего изобретения;
на фиг.4 приведен график, демонстрирующий некоторые результаты измерений изменения плотности тока во времени, когда потенциал электролиза поддерживается равным -100 мВ относительно стандартного электрода, которым является электрод серебро/серебряная соль, на стадии электролиза/регулирования валентности в способе регенерации отработанного топлива в соответствии с первым вариантом настоящего изобретения;
фиг.5 представляет собой технологическую схему процесса регенерации отработанного топлива в соответствии со вторым вариантом настоящего изобретения; и
фиг.6 представляет собой схематический вид в вертикальном разрезе устройства, которое может быть использовано на стадии электролиза/восстановления в способе регенерации отработанного топлива в соответствии со вторым вариантом настоящего изобретения.
Подробное раскрытие изобретения
Далее настоящее изобретение будет описано со ссылкой на сопровождающие чертежи, которые иллюстрируют предпочтительные варианты осуществления способа регенерации отработанного топлива в соответствии с настоящим изобретением.
Первый вариант осуществления
Первый вариант способа регенерации отработанного топлива в соответствии с настоящим изобретением будет описан ниже со ссылкой на фигуры 1 и 2.
Фигура 1 представляет собой технологическую схему процесса регенерации отработанного топлива в соответствии с первым вариантом настоящего изобретения. Как показано на фиг.1, сначала отработанное оксидное топливо 1 подвергают разборке и разделению на стадии демонтажа/сдвига 2. В последующем все отработанное оксидное топливо растворяется в азотной кислоте на стадии растворения 3. В этот момент U находится в шестивалентном состоянии, тогда как Pu находится в четырехвалентном состоянии.
После этого плутоний электролитически восстанавливается до трехвалентного состояния на стадии электролиза/регулирования валентности 4. На фиг.2 представлен схематический вид в вертикальном разрезе устройства, которое может быть использовано на стадии 4 электролиза/регулирования валентности в способе регенерации отработанного топлива в соответствии с первым вариантом изобретения. Более конкретно, в устройстве катодная камера 27 и анодная камера 28 отделены друг от друга с помощью диафрагмы 50. Католит 24 содержится в катодной камере 27, причем катод 25 и стандартный электрод 30 погружены в католит 24. Анолит 51 содержится в анодной камере 28, причем анод 26 погружен в анолит 28. Катод 25 и анод 26 подключены к источнику питания 29. Катод 25 и стандартный электрод 30 подключены к потенциометру 31. Обычно стандартным электродом 30 может быть электрод серебро/серебряная соль. В катодной камере 27 предусмотрена мешалка 52 для перемешивания католита 24.
С использованием описанной выше компоновки Pu может быть восстановлен до трехвалентного состояния, при сохранении пятивалентного Np путем ограничения катодного потенциала не выше чем -100 мВ или ограничения катодной плотности тока в диапазоне между не менее чем 20 мА/см2 и 40 мА/см2. Частично восстановленный до четырехвалентного состояния уран используется для восстановления четырехвалентного Pu до трехвалентного состояния. Затем окисляется собственно U до шестивалентного состояния.
На фиг.3 приведен график с некоторыми результатами, полученными в эксперименте, который демонстрирует корреляцию между катодным потенциалом и плотностью тока, регистрируемой на стадии 4 электролиза/регулирования валентности. Экспериментально установлено, что катодный потенциал может быть установлен равным -0,1 В (-100 мВ) за счет поддержания плотности тока не меньше чем приблизительно 20 мА/см2.
Поскольку уран, главным образом, имеет валентность, равную шести, только шестивалентный U можно экстрагировать в растворе трибутилфосфата (ТБФ) - 30% додекана, который используют как таковой на стадии экстракции 5. Трехвалентные ионы Pu и пятивалентные ионы Np остаются в водном растворе с четырехвалентными ионами части урана.
На фиг.4 приведен график с некоторыми результатами измерений изменения плотности тока во времени, когда потенциал электролиза поддерживают равным -100 мВ относительно стандартного электрода, которым является электрод серебро/серебряная соль, на стадии электролиза/регулирования валентности 4 и стадии экстракции урана 5. Как видно из фиг.4, катодная плотность тока находится в диапазоне между 20 мА/см2 и 40 мА/см2 при катодном потенциале -100 мВ.
После этого добавляют щавелевую кислоту к водному раствору, который остался после стадии экстракции 5 урана, чтобы получить оксалатный осадок 7 на стадии 6 осаждения щавелевой кислотой. Оксалатный осадок 7 содержит Pu и второстепенные актиниды, такие как Np, Am и Cm, некоторые редкоземельные элементы (РЗЭ) и некоторые элементы щелочноземельных металлов. Из продуктов расщепления (ПР), элементы щелочных металлов и элементы платиновой группы не осаждаются, а растворяются в фильтрате.
На стадии 6 осаждения урана щавелевой кислотой U, Pu, второстепенные актиниды и редкоземельные элементы улавливаются в виде оксалатного осадка 7.
На стадии хлорирования 8, добавляют хлористоводородную кислоту к оксалатному осадку 7 и растворяют при температуре не выше 100°С, и затем в раствор добавляют пероксид водорода для того, чтобы разложить щавелевую кислоту на воду и диоксид углерода. На этой стадии 8 хлорирования U, Pu и второстепенные актиниды в оксалатном осадке 7 превращаются в хлорид 9.
После этого выпаривают влагу из раствора хлористоводородной кислоты, которую удаляют на стадии дегидратации 40, и в последующем влагу полностью удаляют при температуре около 200°С в токе восстанавливающего инертного газа (например, аргона и азота). В результате образуются безводные хлориды 41 U, Pu и второстепенных актинидов.
Затем U, Pu и металлы второстепенные актиниды, которые могут быть использованы в качестве топлива для быстрого реактора, можно улавливать в сочетании друг с другом, когда полученные безводные хлориды 41 подвергают электролизу на стадии 10 в расплаве солей.
Теперь будет описана ниже стадия 14 накопления металлов платиновой группы продуктов расщепления, в улавливаемых продуктах расщепления из оксалатного осадка 7, полученного на стадии 6 осаждения щавелевой кислотой, со ссылкой на фиг.1 и 2. Устройство, имеющее такую же структуру, как устройство, показанное на фиг.2, которое используется на стадии электролиза/регулирования валентности и стадии экстракции U, может быть использовано на стадии 14 накопления металлов платиновой группы продуктов расщепления. Например, может быть использовано такое же устройство или другое устройство, имеющее такую же структуру или аналогичную структуру.
Оксалатный осадок 7 содержит Pu и второстепенные актиниды, такие как Np, Am и Cm, некоторые редкоземельные элементы и некоторые элементы щелочноземельных металлов. Из продуктов расщепления элементы щелочных металлов и элементы платиновой группы не осаждаются щавелевой кислотой и остаются в растворе фильтрата (католит) 24. Фильтрат 24, который расплавляет продукты расщепления, вводится в катодную камеру 27, причем нерастворимый катод 25 погружают в фильтрат 24 для электролиза элементов платиновой группы в продукте расщепления, улавливаемом на стадии 14.
Когда напряжение подается на анод 26 и катод 25 от источника питания 29, Pd (палладий), Ru (рутений), Rh (родий), Мо и Тс (технеций), которые являются элементами платиновой группы в продуктах расщепления, осаждаются и извлекаются из продуктов расщепления, которые содержатся в фильтрате 24 в катодной камере 27. С другой стороны, кислотный анолит 51 вводится в анодную камеру 28. Поскольку элементы щелочных металлов, такие как Cs и элементы щелочноземельных металлов, такие как Sr, которые содержатся в фильтрате, представляющем собой католит 24, остаются в фильтрате, они могут быть выделены из продуктов расщепления - элементов платиновой группы.
Приложенное напряжение регистрируется путем измерения разности потенциалов между стандартным электродом 30 и катодом 25, которые погружаются в катодной камере 27, с помощью потенциометра 31. Регулирование потенциала является важным фактором для того, чтобы осаждать Pd, Ru, Rh, Мо и Тс, которые являются элементами платиновой группы в продуктах расщепления, без образования водорода.
Таким образом, бремя образования остеклованных радиоактивных отходов может быть уменьшено, поскольку Pd, Ru, Rh, Мо и Тс, которые являются элементами платиновой группы продуктов расщепления, не переходят в высокоактивные жидкие отходы. Кроме того, также может быть снижена скорость образования высокоактивных жидких отходов.
Шестивалентный уран, который экстрагируют смесью ТБФ - 30% додекана на стадии 5 экстракции U, промывают азотной кислотой на стадии 11 очистки и в последующем превращают в оксид на стадии 12 удаления нитрата для того, чтобы выделить U в виде высокочистого UO2 13. Диоксид урана 13 высокой чистоты может быть использован как оксидное топливо для реакторов на легкой воде.
Второй вариант осуществления
Теперь будет описан ниже второй вариант осуществления способа регенерации отработанного топлива в соответствии с настоящим изобретением, со ссылками на фиг.5 и 6. Детали этого варианта, которые не отличаются или аналогичны таковым в первом варианте осуществления, обозначены соответственно такими же позициями на чертеже и не будут описаны повторно.
Фигура 5 представляет собой технологическую схему процесса регенерации отработанного топлива в соответствии со вторым вариантом настоящего изобретения. Фигура 6 представляет собой схематический вид в вертикальном разрезе устройства, которое может быть использовано на стадии электролиза/восстановления второго варианта изобретения.
Последовательность операций после стадии 6 осаждения щавелевой кислотой, на которой улавливается оксалатный осадок 7, содержащий U, Pu, второстепенные актиниды и редкоземельные элементы, является такой же, как в первом варианте осуществления изобретения.
В этом втором варианте имеется стадия окисления/дегидратации 15 и стадия электролиза/восстановления 17, вместо стадии хлорирования 8, стадии дегидратации 40 и стадии 10 электролиза в расплаве солей в первом варианте осуществления.
Более конкретно оксалатный осадок 7, улавливаемый на стадии 6 осаждения щавелевой кислотой, нагревают с целью удаления влаги, при продувании его озоном или кислым газом на стадии окисления/дегидратации 15 для того, чтобы получить оксиды (оксидные осадки) 16 урана, Pu, второстепенных актинидов и редкоземельных элементов.
В последующем влагу полностью удаляют из оксидов 16 при удалении кислорода под действием вакуума. После этого, как показано на фиг.6, оксиды 16 помещают в катодную кассету 19, выполненную из нержавеющей стали и погруженную в электролитическую ячейку 22 с расплавленной солью. Катодная кассета 19, содержащая оксиды 16 U, Pu, второстепенных актинидов и редкоземельных элементов, связана с катодом и нерастворимым анодом 20, обычно выполненным из платины или волокнистого углерода, вставлена в определенное положение. При подаче напряжения на катодную кассету 19 и анод 20, находящиеся в расплавленной соли 21, ионы кислорода выходят из оксидов U, Pu и второстепенных актинидов в катодной кассете 19, причем оксиды восстанавливаются с образованием металлических 18 U, Pu и второстепенных актинидов, которые можно улавливать.
Оксиды 16 помещены в катодную кассету 19, выполненную из нержавеющей стали, погруженную в смесь расплавленных солей. Предпочтительно смесь расплавленных солей получают путем растворения оксида щелочного металла или щелочноземельного металла в расплавленной соли хлорида щелочного металла или щелочноземельного металла. Более конкретно, предпочтительно смесь расплавленных солей получают путем растворения Li2O в расплавленной соли LiCl, путем растворения MgO в расплавленной соли MgCl2 или растворения СаО в расплавленной соли CaCl2.
После размещения оксидов 16 в катодной кассете 19 в смеси расплавленных солей, ионы кислорода выходят из оксидов 16 и удаляются на аноде в виде газообразных кислорода или диоксида углерода. Поскольку элементы щелочных металлов, такие как Cs, элементы щелочноземельных металлов, такие как Sr, и редкоземельные элементы, такие как Се и Nd, которые являются продуктами расщепления, растворяются в расплаве солей катодной кассеты, то они могут быть отделены от металлических U, Pu и второстепенных актинидов 18.
В то же время оксиды восстанавливаются с образованием металлов на катоде, что описывается уравнениями типа показанных ниже.
UO2+4e-→U+2O2-
PuO2+4e-→Pu+2O2-
С другой стороны, на аноде образуется газообразный кислород, что описывается уравнением типа показанного ниже.
2O2-→O2+4e-.
Другие варианты осуществления
Варианты осуществления способа регенерации отработанного топлива согласно настоящему изобретению, которые рассмотрены выше, являются просто иллюстрациями, причем настоящее изобретение не ограничено этими вариантами. Следовательно, очевидно, что в объеме прилагаемой формулы изобретения, настоящее изобретение может быть осуществлено другим образом, отличающимся от того, что конкретно описано в тих вариантах.

Claims (10)

1. Способ регенерации отработанного топлива, который включает:
стадию (2) демонтажа/сдвига при разборке и сдвиговом деформировании отработанного оксидного ядерного топлива (1);
стадию (3) растворения топлива, обработанного на стадии (2) демонтажа/сдвига, в растворе азотной кислоты;
стадию (4) электролиза/регулирования валентности с восстановлением плутония до трехвалентного состояния и сохранением пятивалентного состояния нептуния в топливе, обработанном на стадии растворения (3);
стадию (5) экстракции урана с накоплением оксида урана путем контактирования топлива, обработанного на стадии (4) электролиза/регулирования валентности, с органическим растворителем и экстрагирования шестивалентного урана с помощью экстрагирующего агента;
стадию (6) осаждения щавелевой кислотой, приводящую к совместному осаждению второстепенных актинидов и продуктов расщепления, оставшихся в растворе азотной кислоты после стадии (5) экстракции урана, в виде оксалатного осадка (7), используя метод осаждения щавелевой кислотой;
стадию (8) хлорирования для превращения оксалатного осадка (7) в хлориды (9) путем добавления хлористоводородной кислоты к оксалатному осадку (7);
стадию дегидратации (40) с получением синтетических безводных хлоридов путем дегидратации хлоридов (9) в токе восстанавливающего инертного газа; и
стадию (10) электролиза в расплаве солей с растворением безводных хлоридов (41) в расплавленной соли и накоплением урана, плутония и второстепенных актинидов на катоде за счет электролиза.
2. Способ по п.1, который дополнительно включает:
стадию (14) улавливания продуктов расщепления, которая включает размещение фильтрата, оставшегося после стадии (6) осаждения щавелевой кислотой, в катодной камере (27), введение катода (25), выполненного из нерастворимого материала, в катодную камеру (27), введение кислотного раствора в анодную камеру (28), отделенную от катодной камеры (27) диафрагмой (50), для проведения электролиза, осаждение и накопление на катоде (25) оставшихся в фильтрате продуктов расщепления, относящихся к элементам платиновой группы.
3. Способ по п.1, в котором стадия (4) электролиза/регулирования валентности проводится при потенциале -100 мВ или ниже относительно электрода серебро/серебряная соль, используемого в качестве стандартного электрода (30).
4. Способ по п.1, в котором стадия (4) электролиза/регулирования валентности проводится при катодной плотности тока между 20 и 40 мА/см2 относительно электрода серебро/серебряная соль, используемого в качестве стандартного электрода (30).
5. Способ регенерации отработанного топлива, который включает:
стадию (2) демонтажа/сдвига при разборке и сдвиговом деформировании отработанного оксидного ядерного топлива (1);
стадию (3) растворения топлива, обработанного на стадии (2) демонтажа/сдвига, в растворе азотной кислоты;
стадию (4) электролиза/регулирования валентности с восстановлением плутония и нептуния соответственно до трехвалентного и пятивалентного состояний в топливе, обработанном на стадии растворения (3);
стадию (5) экстракции урана с накоплением оксида урана путем контактирования топлива, обработанного на стадии (4) электролиза/регулирования валентности, с органическим растворителем и экстрагирования шестивалентного урана с помощью экстрагирующего агента;
стадию (6) осаждения щавелевой кислотой, приводящую к совместному осаждению второстепенных актинидов и продуктов расщепления, оставшихся в растворе азотной кислоты после стадии (5) экстракции урана, в виде оксалатного осадка (7), используя метод осаждения щавелевой кислотой;
стадию (15) окисления/дегидратации оксалатного осадка (7) и последующее его превращение в оксидный осадок (16) в окислительной атмосфере; и
стадию (17) электролиза/восстановления, включающую погружение оксидного осадка (16) в смесь расплавленных солей (21), полученную путем растворения оксидов щелочных металлов в расплавленных хлоридных солях щелочных металлов или в смеси расплавленных солей, полученных при растворении оксидов щелочноземельных металлов в расплавленных хлоридных солях щелочноземельных металлов, приведение в контакт оксидного осадка (16) с катодом для того, чтобы извлечь ионы кислорода из оксидного осадка (16), удаление ионов кислорода в виде газообразного кислорода или газообразного диоксида углерода на стороне анода (20) в расплавленных солях (21), и накопление урана, плутония и второстепенных актинидов в оксидном осадке (16) на катоде.
6. Способ по п.5, в котором стадию (17) электролиза/восстановления проводят, помещая оксидный осадок (16) в катодную кассету (19), погружая катодную кассету (19) в расплав солей (21) и подключая катод к катодной кассете (19).
7. Способ по п.5 или 6, в котором смесь расплавленных солей (21) представляет собой смесь расплавленных солей, полученную путем растворения Li2O в расплавленной соли LiCl, смесь расплавленных солей, полученную путем растворения MgO в расплавленной соли MgCl2, или смесь расплавленных солей, полученную путем растворения CaO в расплавленной соли CaCl2.
8. Способ по п.5 или 6, который дополнительно включает:
стадию (14) улавливания продуктов расщепления, которая включает размещение фильтрата, оставшегося после стадии (6) осаждения щавелевой кислотой, в катодной камере (27), введение катода (25), выполненного из нерастворимого материала, в катодную камеру (27), введение кислотного раствора в анодную камеру (28), отделенную от катодной камеры (27) диафрагмой (50), для проведения электролиза, осаждение и накопление на катоде (25) оставшихся в фильтрате продуктов расщепления, относящихся к элементам платиновой группы.
9. Способ по п.5 или 6, в котором стадия (4) электролиза/регулирования валентности проводится при потенциале -100 мВ или ниже относительно электрода серебро/серебряная соль, используемого в качестве стандартного электрода (30).
10. Способ по п.5 или 6, в котором стадия (4) электролиза/регулирования валентности проводится при катодной плотности тока между 20 и 40 мА/см2 относительно электрода серебро/серебряная соль, используемого в качестве стандартного электрода (30).
RU2009120631A 2008-05-30 2009-05-29 Способ регенерации отработанного топлива RU2403634C1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2008143431A JP5193687B2 (ja) 2008-05-30 2008-05-30 使用済み燃料再処理方法
JP2008-143431 2008-05-30

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2403634C1 true RU2403634C1 (ru) 2010-11-10

Family

ID=40902333

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2009120631A RU2403634C1 (ru) 2008-05-30 2009-05-29 Способ регенерации отработанного топлива

Country Status (6)

Country Link
US (1) US20090294299A1 (ru)
JP (1) JP5193687B2 (ru)
CN (1) CN101593566B (ru)
FR (1) FR2931989A1 (ru)
GB (1) GB2461370B (ru)
RU (1) RU2403634C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2610067C2 (ru) * 2011-09-26 2017-02-07 Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Способ получения оксигалогенида, и/или оксида актинида(ов), и/или лантанида(ов) из среды, содержащей по крайней мере одну расплавленную соль

Families Citing this family (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2960690B1 (fr) * 2010-05-27 2012-06-29 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement de combustibles nucleaires uses ne necessitant pas d'operation de desextraction reductrice du plutonium
FR2971948B1 (fr) 2011-02-28 2013-03-29 Commissariat Energie Atomique Procede de precipitation d'un ou plusieurs solutes
JP5758209B2 (ja) * 2011-06-14 2015-08-05 株式会社東芝 使用済み燃料再処理方法
CN102412002B (zh) * 2011-09-06 2013-10-30 中国原子能科学研究院 N2o4氧化调节钚价态的装置
JP5784476B2 (ja) * 2011-12-09 2015-09-24 株式会社東芝 ウランの回収方法
JP5944237B2 (ja) * 2012-06-15 2016-07-05 株式会社東芝 核燃料物質の回収方法
FR2992330B1 (fr) * 2012-06-26 2014-08-08 Commissariat Energie Atomique Procede de separation d'au moins un premier element chimique e1 d'au moins un deuxieme element chimique e2 impliquant l'utilisation d'un milieu comprenant un sel fondu specifique
KR101316925B1 (ko) * 2012-10-08 2013-10-18 한국수력원자력 주식회사 우라늄 폐촉매의 처리방법
RU2561065C1 (ru) * 2014-03-31 2015-08-20 Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОВМЕСТНОГО РАСТВОРА U И Pu
CN104008785B (zh) * 2014-06-16 2016-08-17 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 一种金属型乏燃料后处理装置
CN104143365B (zh) * 2014-07-08 2017-02-01 中国核电工程有限公司 一种连续溶解器中含开孔的中子毒物夹层结构
KR101918087B1 (ko) * 2014-08-18 2018-11-13 드 노라 페르멜렉 가부시키가이샤 트리튬수를 포함하는 원료수의 처리 방법
CN104562089B (zh) * 2014-10-17 2017-03-22 中国原子能科学研究院 熔盐电解干法后处理过程中初始熔盐体系制备的方法
GB2545934A (en) * 2016-01-02 2017-07-05 Richard Scott Ian Single stage reprocessing of spent nuclear fuel
CN108389641B (zh) * 2017-12-28 2019-07-26 中国科学院近代物理研究所 一种核燃料小球的制备装置及制备方法
CN109324070B (zh) * 2018-08-08 2021-04-02 中国原子能科学研究院 一种废包壳中铀钚含量的无源中子分析方法
JP7074615B2 (ja) * 2018-08-27 2022-05-24 株式会社東芝 中性子供給装置および中性子供給方法
CN109402413B (zh) * 2018-10-30 2020-11-03 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 一种乏燃料元件裂变产物中钯的回收方法
CN111188084B (zh) * 2020-01-09 2021-04-02 中国原子能科学研究院 一种适合于热室应用的可更换的整体电极及电极更换装置
WO2022077250A1 (zh) * 2020-10-14 2022-04-21 中广核研究院有限公司 基于等离子体的乏燃料干法后处理方法
CN113684504B (zh) * 2021-07-27 2022-12-09 西安交通大学 一种用于乏燃料干法后处理的电解精炼废熔盐处理方法
CN114752783B (zh) * 2022-04-22 2023-10-03 厦门稀土材料研究所 一种高效分离Sr2+和Cs+的方法
CN116665942B (zh) * 2023-05-29 2024-01-23 西安交通大学 一种乏燃料核素预分离方法

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3276850A (en) * 1965-03-10 1966-10-04 Robert H Rainey Method of selectively reducing plutonium values
US2833800A (en) * 1947-12-19 1958-05-06 Donald F Mastick Process for purifying plutonium
US2990240A (en) * 1952-08-11 1961-06-27 Charles V Ellison Process for segregating uranium from plutonium and fission-product contamination
GB1096592A (en) * 1965-01-22 1967-12-29 Atomic Energy Authority Uk Electrolytic reduction for solutions containing nuclear fuel material
US4131527A (en) * 1977-03-30 1978-12-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for selectively reducing plutonium values by a photochemical process
US4162230A (en) * 1977-12-28 1979-07-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for the recovery of actinide elements from nuclear reactor waste
US4278559A (en) * 1978-02-16 1981-07-14 Electric Power Research Institute Method for processing spent nuclear reactor fuel
DE3345199A1 (de) * 1983-12-14 1985-06-27 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur reduktiven plutonium-rueckextraktion aus einer organischen wiederaufarbeitungsloesung in eine waessrige, salpetersaure loesung unter anwendung eines elektrolysestromes
CN1037914C (zh) * 1993-03-04 1998-04-01 清华大学 从生产堆浓缩高放废液中分离锕系元素的方法
JP2726375B2 (ja) * 1993-08-13 1998-03-11 動力炉・核燃料開発事業団 ＰｕおよびＮｐ含有硝酸溶液からのＰｕとＮｐの分離回収方法
JPH07140293A (ja) * 1993-11-16 1995-06-02 Toshiba Corp 高レベル放射性廃液からの超ウラン元素回収方法
JP3319657B2 (ja) * 1994-07-26 2002-09-03 株式会社東芝 超ウラン元素のシュウ酸塩を塩化物にする方法
JP2948166B2 (ja) * 1997-04-04 1999-09-13 核燃料サイクル開発機構 使用済核燃料からの超ウラン元素の回収方法
JPH1184073A (ja) * 1997-09-11 1999-03-26 Hitachi Ltd 使用済核燃料の再処理方法及びその再処理装置
FR2803283B1 (fr) * 2000-01-03 2002-03-29 Cogema Procede et dispositif pour la transformation en continu de l'oxalate de plutonium en oxyde de plutonium
JP3549865B2 (ja) * 2001-11-28 2004-08-04 核燃料サイクル開発機構 使用済核燃料中の希少元素ｆｐの分離回収方法およびこれを利用した原子力発電−燃料電池発電共生システム
US20080190777A1 (en) * 2004-09-09 2008-08-14 British Titanium Plc. Electro-Deoxidation Method, Apparatus and Product
FR2880180B1 (fr) * 2004-12-29 2007-03-02 Cogema Perfectionnement du procede purex et ses utilisations
FR2901627B1 (fr) * 2006-05-24 2009-05-01 Commissariat Energie Atomique Procede de retraitement d'un combustible nucleaire use et de preparation d'un oxyde mixte d'uranium et de plutonium
WO2008105928A2 (en) * 2006-09-08 2008-09-04 Michael Ernest Johnson Process for treating compositions containing uranium and plutonium
JP4928917B2 (ja) * 2006-11-27 2012-05-09 株式会社東芝 使用済み酸化物原子燃料の還元装置及びリチウム再生電解装置

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2610067C2 (ru) * 2011-09-26 2017-02-07 Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив Способ получения оксигалогенида, и/или оксида актинида(ов), и/или лантанида(ов) из среды, содержащей по крайней мере одну расплавленную соль

Also Published As

Publication number Publication date
GB2461370B (en) 2010-10-20
CN101593566B (zh) 2012-08-29
FR2931989A1 (fr) 2009-12-04
US20090294299A1 (en) 2009-12-03
JP5193687B2 (ja) 2013-05-08
GB2461370A (en) 2010-01-06
GB0909309D0 (en) 2009-07-15
CN101593566A (zh) 2009-12-02
JP2009288178A (ja) 2009-12-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2403634C1 (ru) Способ регенерации отработанного топлива
US7749469B2 (en) Process for recovering isolated uranium from spent nuclear fuel using a highly alkaline carbonate solution
Malmbeck et al. Advanced fuel cycle options
JP5483867B2 (ja) 使用済燃料からの金属燃料物質の回収方法及び使用済燃料の再処理方法
JPH03123896A (ja) アクチニド回収
JP3120002B2 (ja) 使用済み燃料の再処理方法
US5356605A (en) Recovery of UO2 /Pu O2 in IFR electrorefining process
JP4533514B2 (ja) 放射性廃棄物の処理方法
EP1240647B1 (en) Actinide production
JP2000284090A (ja) 使用済み核燃料の再処理方法
JP4679070B2 (ja) 使用済み酸化物燃料の再処理方法
KR101513652B1 (ko) 복합폐기물 처리 방법
JP5017069B2 (ja) 使用済燃料の再処理方法
JP5758209B2 (ja) 使用済み燃料再処理方法
JP4025125B2 (ja) 使用済み燃料の再処理方法
JPWO2004036595A1 (ja) 軽水炉使用済燃料の再処理方法および装置
JPH09257985A (ja) 使用済み燃料の再処理方法
WO2011144937A1 (en) Novel reprocessing method
Park et al. Behavior of diffusing elements from an integrated cathode of an electrochemical reduction process
JP5784476B2 (ja) ウランの回収方法
JPH07140293A (ja) 高レベル放射性廃液からの超ウラン元素回収方法
JP3030372B2 (ja) 核分裂生成貴金属の分離方法
JPH0933687A (ja) 使用済原子燃料の再処理方法
JP2941742B2 (ja) 使用済核燃料の乾式再処理方法
JP2002131472A (ja) 使用済核燃料酸化物の再処理方法