RU2537969C1 - Способ регенерации материала ядерного топлива - Google Patents

Способ регенерации материала ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2537969C1
RU2537969C1 RU2013127206/07A RU2013127206A RU2537969C1 RU 2537969 C1 RU2537969 C1 RU 2537969C1 RU 2013127206/07 A RU2013127206/07 A RU 2013127206/07A RU 2013127206 A RU2013127206 A RU 2013127206A RU 2537969 C1 RU2537969 C1 RU 2537969C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
stage
nuclear fuel
electrolytic
fuel material
oxide
Prior art date
Application number
RU2013127206/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2013127206A (ru
Inventor
Юя ТАКАХАСИ
Кодзи МИДЗУГУТИ
Рейко ФУДЗИТА
Хитоси НАКАМУРА
Сёхэй КАНАМУРА
Наоки КИСИМОТО
Ёсикадзу МАЦУБАЯСИ
Такаси ООМОРИ
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
Publication of RU2013127206A publication Critical patent/RU2013127206A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2537969C1 publication Critical patent/RU2537969C1/ru

Links

Images

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C25—ELECTROLYTIC OR ELECTROPHORETIC PROCESSES; APPARATUS THEREFOR
    • C25C—PROCESSES FOR THE ELECTROLYTIC PRODUCTION, RECOVERY OR REFINING OF METALS; APPARATUS THEREFOR
    • C25C7/00—Constructional parts, or assemblies thereof, of cells; Servicing or operating of cells
    • C25C7/005—Constructional parts, or assemblies thereof, of cells; Servicing or operating of cells of cells for the electrolysis of melts
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B5/00—General methods of reducing to metals
    • C22B5/02—Dry methods smelting of sulfides or formation of mattes
    • C22B5/04—Dry methods smelting of sulfides or formation of mattes by aluminium, other metals or silicon
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B5/00—General methods of reducing to metals
    • C22B5/02—Dry methods smelting of sulfides or formation of mattes
    • C22B5/18—Reducing step-by-step
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/0204—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
    • C22B60/0213—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by dry processes
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • C22B60/0291—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining thorium
    • 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
    • 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
    • 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
    • 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

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Electrochemistry (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • Geology (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Electrolytic Production Of Metals (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

Заявленное изобретение относится к способу регенерации материала ядерного топлива. В заявленном способе осуществляют выделение материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, и переработку оксида материала ядерного топлива в реакторе (1), содержащего оксид тория в отработавшем топливе, помещенный в корзину (3а). Заявленный способ включает первую стадию электролитического восстановления оксида тория, включающую подачу электродного потенциала на анод (2) и катод (3), в первом расплаве солей галогенида щелочноземельного металла, первую стадию промывки продукта восстановления и основную стадию электролитического выделения продукта восстановления. Первый расплав солей дополнительно включает галогенид щелочного металла и включает по меньшей мере одно из веществ: хлорид кальция, хлорид магния, фторид кальция и фторид магния. Заявленный способ может дополнительно иметь вторую стадию электролитического восстановления оксида урана, оксида плутония и оксидов легких актинидов во втором расплаве солей галогенида щелочного металла. Техническим результатом является возможность селективного выделения металлического тория из материала отработавшего ядерного топлива, содержащего оксид тория. 2 н. и 14 з.п. ф-лы, 9 ил.

Description

Область техники, к которой относится настоящее изобретение
Описанные в изобретении осуществления относятся к способу регенерации материала ядерного топлива.
Известный уровень техники
С точки зрения изучения ресурсов и снижения нагрузки на окружающую среду было исследовано использование ториевого топлива. Природный торий почти полностью является торием-232. Торий-232 поглощает нейтроны и превращается в уран-233. Уран-233 является делящимся нуклидом и поэтому может быть использован в качестве ядерного топлива.
Запасы тория превышают запасы урана. Поэтому, использование ториевого топлива может снизить риск истощения ресурсов. Кроме того, ториевое топливо дает меньшее количество высокорадиотоксических трансурановых нуклидов (ТРУ), чем урановое топливо. В результате считается, что ториевое топливо способно снизить нагрузку на окружающую среду.
Считается, что цикл с ториевым топливом эффективен в воспроизводстве урана-233 легководных реакторов, также как в трансмутации ТРУ, образующихся в обычном урановом топливом цикле.
Для эффективного использования ториевого топливного цикла необходима технология переработки для очистки материала ядерного топлива из ториевого топлива. Поэтому требуется переработка металла или оксида металла и селективное выделение. Что же касается плутония, то использование технологии выделения плутония создает проблему ядерного распространения. Поэтому процесс требует высокой степени защиты от ядерного распространения так, чтобы предотвратить выделение плутония.
Что касается способа переработки уранового оксидного топлива, которое было использовано в виде ядерного топлива в обычном легководном реакторе, были разработаны следующие способы: способ восстановления оксида урана и способ регенерации урана, плутония и легких актинидов. Что касается переработки топлива легководного реактора в качестве способа восстановления оксида урана до металла, были разработаны следующие способы: способ химического восстановления, в котором используют восстановитель, и способ электрохимического восстановления.
Для химического восстановления, как раскрыто в JP 3763980, предложен следующий способ: способ применения металлического лития в качестве восстановителя и приведения его во взаимодействие с ураном, плутонием и легкими актинидами в расплаве солей для восстановления до металла и извлечения металлических урана, плутония и легких актинидов, которые получаются восстановлением.
Для электролитического восстановления, как раскрыто в JP 4089944, предложен следующий способ: способ применения хлорида лития, хлорида калия и эвтектической соли хлорида лития и хлорида калия в электролитической ванне для выполнения электролитического восстановления отработавшего оксидного топлива.
Кроме того, как раскрыто в JP 3199937 и JP 3486,044, предложен способ выполнения электролитического выделения металлического топлива, которое получено восстановлением, или отработавшего металлического топлива, в емкости электролизера, в котором находится фаза расплава солей и фаза металла для извлечения металлических урана, плутония и легких актинидов.
Что касается способа регенерации материала ядерного топлива, относящегося к оксиду урана, урана, плутония и легких актинидов, предложены следующие способы: способ восстановления в расплаве солей и способ регенерации электролизом в расплаве солей. Для оксида тория не было предложено способов регенерации материала ядерного топлива.
Если материал ядерного топлива регенерируют подобно регенерации оксида урана, восстановление не может протекать в случае способа химического восстановления, в котором применяют металлический литий, потому что диоксид тория является устойчивым. Соответственно сложно выполнять электролитическое восстановление оксида тория с использованием хлорида лития, хлорида калия и эвтектической соли хлорида лития и хлорида калия. Таким образом, проблема состоит в том, что металлический торий не может быть выделен из оксида тория.
Краткое описание чертежей
Фиг.1 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с первым осуществлением изобретения.
Фиг.2 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии со вторым осуществлением изобретения.
Фиг.3 является блок-схемой, представляющей процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии со вторым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора.
Фиг.4 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с третьим осуществлением изобретения.
Фиг.5 является блок-схемой, представляющей процесс химического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с четвертым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора.
Фиг.6 является блок-схемой, представляющей процесс химического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с пятым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора.
Фиг.7 является схематическим видом поперечного сечения внутренней части реактора, представляющим процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с шестым осуществлением изобретения.
Фиг.8 является схематическим видом поперечного сечения внутренней части реактора, представляющим процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с седьмым осуществлением изобретения.
Фиг.9 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с восьмым осуществлением изобретения.
Осуществление изобретения
Целью настоящего изобретения, таким образом, является создание способа осуществления восстановления оксида тория для выделения металлического тория.
В соответствии с осуществлением предложен способ регенерации материала ядерного топлива извлечением материала ядерного топлива, включающего металлический торий переработкой оксида материала ядерного топлива, содержащего оксид тория в отработавшем топливе, включающий: первую стадию электролитического восстановления электролитическим восстановлением оксида тория в первом расплаве солей галогенида щелочноземельного металла; стадию промывки первого продукта восстановления после первой стадии электролитического восстановления; и основную стадию выделения продукта восстановления после первой стадии промывки продукта восстановления.
В соответствии с другим осуществлением предложен способ регенерации материала ядерного топлива выделением материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, переработкой оксида материала ядерного топлива, содержащего оксид тория в отработавшем топливе, включающий: первую стадию химического восстановления проведением химического восстановления взаимодействием оксида тория с первым химическим восстановителем для получения металлического тория; и стадию выделения проведением выделения и очистки металлического тория после первой стадии химического восстановления.
Далее описан способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с осуществлениями настоящего изобретения со ссылкой на прилагаемые фигуры. Аналогичные или подобные позиции на фигурах представлены одинаковыми обозначениями и повторное описание опускается.
Первое осуществление
Фиг.1 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с первым осуществлением изобретения.
Отработавшее Th оксидное топливо для легководного реактора (обозначаемое далее как "отработавшее ториевое топливо") содержит диоксид урана (также обозначаемый далее как "UO2"), диоксид тория (также обозначаемый далее как "ThO2"), диоксид плутония (также обозначаемый далее как "PuO2"), оксиды легких актинидов (также обозначаемые далее как "MA2O3") и оксиды продуктов деления (также обозначаемые далее как "ПДОх"). То есть вышеуказанные вещества находятся в форме оксидов. Кроме того, легкие актиниды в основном содержат трехвалентные элементы и поэтому обозначаются как МА2О3 для трехвалентных элементов.
На первой стадии электролитического восстановления следующие вещества обозначаются как первый расплав солей: хлорид кальция (также обозначаемый далее как "CaCl2") или оксид кальция (также обозначаемый далее как "СаО"), или смесь хлорида кальция и оксида кальция. Оксид кальция является оксидом, а не солью; нельзя сказать, что смесь оксида кальция, который расплавлен с расплавленной солью хлорида кальция, действительно является расплавом соли. Однако для простоты описания вышеуказанные вещества в собирательном значении обозначаются как расплав солей (то же справедливо для осуществлений, описанных далее).
В первом расплаве солей отработавшее ториевое топливо помещают в катодную корзину 3а, показанную на фиг.3, проводят электролиз для электролитического восстановления каждого ингредиента в отработавшем ториевом топливе (первая стадия электролитического восстановления S01).
В результате в расплаве соли оксиды в отработавшем ториевом топливе соответственно превращаются в следующие вещества: в металлическом состоянии уран (также обозначаемый далее как "U"); торий (также обозначаемый далее как "Th"); плутоний (также обозначаемый далее как "Pu"); легкие актиниды (также обозначаемые далее как "МА"); и оксиды продуктов деления, которые получены восстановлением (также обозначаемые далее как "ПД").
В этом случае первый расплав соли не ограничен только хлоридом кальция, оксидом кальция или смесью хлорида кальция и оксида кальция. Вместо этого первый расплав солей может содержать, по меньшей мере, одно из следующих веществ: хлорид кальция, хлорид магния, фторид кальция и фторид магния. Первый расплав соли также может содержать галогенид другого щелочноземельного металла. Кроме того, первый расплав может содержать галогенид щелочного металла. Желательно, чтобы температура расплава соли составляла 850-900 градусов Цельсия.
На первой стадии промывки продукта восстановления, после стадии S01, каждый металл, полученный восстановлением на стадии S01, промывают для удаления кислорода (S02).
После стадии S02 начинают стадию основного выделения для проведения очистки и выделения каждого металла.
Сначала выполняют первое электролитическое выделение. То есть проводят электролиз в расплаве солей хлорида лития (также обозначаемый далее как "LiCl"), хлорида калия (также обозначаемый далее как "KCl") или смеси хлорида лития и хлорида калия. В результате электролиза уран и торий осаждаются в анодной зоне. То есть вышеуказанные вещества выделяют в металлическом состоянии (S15).
В этом случае расплав солей, использованный на первой стадии электролитического выделения, может содержать хлорид кальция, хлорид магния, фторид кальция или фторид магния; или комбинацию вышеуказанных веществ. Кроме того, расплав солей может содержать галогенид щелочного металла.
После стадии S15 сначала уран и торий, которые выделены в металлическом состоянии, переносят в другой реактор. После перемещения в другой реактор уран и торий перегоняют (S21) и получают слиток урана и тория (S22).
После стадии S22 измеряют массу выделенного урана и тория (S23). После стадии S23 для изготовления топлива выполняют литьевое формование (S24). Выполняют удаление формы и изготовление ТВЭЛ'а (S25). Таким путем может быть получено металлическое топливо, изготовленное из смеси урана и тория.
После стадии S15 выполняют вторую стадию электролитического выделения (S16) с плутонием и МА, которые были отделены от урана и тория, остающихся в катодной корзине 3а, и переносят в другой реактор.
Второе электролитическое выделение выполняют после введения расплавленного кадмия в расплав солей и заполнения нижней части реактора 1 расплавленным кадмием. В анодной корзине остаются плутоний и МА; кадмий находится в катодной зоне при выполнении процесса. В этой связи в этом случае система не ограничена способом непосредственного введения расплавленного кадмия в реактор 1. В катодной зоне может быть размещена кадмиевая корзина; кадмий может быть помещен в кадмиевую корзину. В соответствии с вышеуказанной конфигурацией выполняют электролиз и электролитическое выделение позволяет собирать плутоний и МА в катодной зоне кадмия (S16).
После стадии S16 расплав солей и кадмий отгоняют катодным устройством (S26) и получают слиток металлов (S27). Измеряют их массу (S28) и получают плутоний и МА.
В этой связи расплав солей, который использован на каждой стадии, регенерируют и используют повторно. То есть первый расплав солей, который был использован при первом электролитическом восстановлении (S01), регенерируют на стадии регенерации соли (S50a). Расплав солей, который был использован при втором электролитическом выделении, отделяют отгонкой от примесей, например, ПД (S32) и затем регенерируют стадией регенерации соли (S50c). Кроме того, кадмий отгоняют катодным устройством и регенерируют (S26) и используют повторно.
ПД и отходы соли, которые получаются в катодном устройстве на стадии S26 и стадиях регенерации соли S50a и S50c, перерабатывают как отходы и утилизируют, например, остекловыванием и другими процессами (S60).
Как описано выше, в соответствии с настоящим осуществлением в том же реакторе оксиды отработавшего ториевого топлива сразу восстанавливают. Поэтому стадии являются упрощенными, и требуется меньшее число типов расплава солей.
Кроме того, металлический уран и металлический торий совместно выделяются из комбинации МА и металлического плутония при совместном выделении, когда выделяют два состава. Поэтому вышеуказанные вещества могут быть смешаны в заданном отношении, и может быть изготовлено топливо, состав которого скорректирован.
Как описано выше, каждый ингредиент, включая металлический торий, может быть выделен в форме металла.
Второе осуществление
Фиг.2 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии со вторым осуществлением настоящего изобретения. Настоящее осуществление является вариантом первого осуществления: перед первой стадией электролитического восстановления S01 добавлены вторая стадия электролитического восстановления S03 и вторая стадия промывки продукта восстановления S04.
То есть для отработавшего ториевого топлива выполняют вторую стадию электролитического восстановления S03 и вторую стадию промывки продукта восстановления S04. После этого, как в случае первого осуществления, выполняют первую стадию электролитического восстановления S01 и последующие стадии.
Сначала выполняют вторую стадию электролитического восстановления (S03). То есть в расплаве солей хлорида лития, оксида лития или смеси хлорида лития и оксида лития проводят электролиз. В результате электролиза диоксид урана, диоксид плутония и оксиды МА осаждаются в анодной зоне. То есть вышеуказанные вещества восстанавливаются до металла.
В этом случае второй расплав солей, который используют на второй стадии электролитического восстановления S03, может содержать любой галогенид щелочного металла отличный от хлорида лития. Второй расплав солей может дополнительно содержать любой галогенид щелочноземельного металла, отличный от хлорида кальция, хлорида магния, фторида кальция и фторида магния. Желательно, чтобы температура расплава солей составляла около 650 градусов Цельсия. Кроме того, расплав солей, который используется на второй стадии электролитического восстановления S03, регенерируют для повторного использования. То есть второй расплав солей, который используется на второй стадии электролитического восстановления S03, регенерируют на стадии регенерации соли (S50b).
Фиг.3 является блок-схемой, представляющей процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии со вторым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора 1. Более конкретно, фиг.3 представляет основные стадии, т.е. вторую стадию электролитического восстановления S03 и первую стадию электролитического восстановления S01. Что касается оксидов в отработавшем ториевом топливе, показаны только оксид тория и диоксид урана, которые ведут себя по разному при электролизе.
Сначала выполняют стадию электролитического восстановления S03 в реакторе 1, который содержит расплав солей хлорида лития и оксида лития при около 650 градусах Цельсия. В катодную корзину 3а, которая находится на стороне катода 3, загружают отработавшее ториевое топливо, которое в основном включает ThO2 и UO2. В этом состоянии создают разность потенциалов межу анодом 2 и катодом 3. Сначала UO2 восстанавливается до металлического урана. При этом ThO2 остается в виде оксида, поскольку ThO2 не восстанавливается в данном расплаве солей и данной температуре.
После второй стадии электролитического восстановления S03 катодную корзину 3а вместе с веществами внутри катодной корзины 3а вынимают и перемещают в реактор 1, который содержит другой расплав солей. В этом случае расплав солей является смесью хлорида кальция и оксида кальция; температура расплава солей составляет около 850-900 градусов Цельсия. В этом состоянии создают разность потенциалов межу анодом 2 и катодом 3. В результате Th02 восстанавливается (S01). Уран остается в металлическом состоянии, поскольку уран был восстановлен на второй стадии электролитического восстановления S03.
Таким путем выполняются стадии S03 и S01.
При выполнении стадий настоящего осуществления сначала восстанавливаются оксид урана и т.п. Затем при выполнении последующих стадий восстанавливается оксид тория. Поэтому по сравнению со случаем, когда проводят электролитическое восстановление сразу на первой стадии электролитического восстановления, восстановление оксида урана, который восстанавливается относительно легко, и восстановление оксида тория, который относительно трудно восстановить, выполняют на различных стадиях, которые создают условия, подходящие для каждого. Поэтому стадии восстановления могут быть выполнены эффективно.
Третье осуществление
Фиг.4 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с третьим осуществлением настоящего изобретения. Настоящее осуществление является вариантом второго осуществления: после второй стадии промывки продукта восстановления S04 и до первой стадии электролитического восстановления S01 выполняют электролитическое выделение.
Более конкретно, после второй стадии промывки продукта восстановления S04 выполняют первое промежуточное электролитическое выделение (S115). На второй стадии электролитического восстановления S03 восстанавливают оксид урана, оксид плутония и оксид МА, которые восстанавливаются относительно легко. На первой стадии промежуточного электролитического восстановления S115 уран выделяют из восстановленных и очищенных урана, плутония и МА.
После первой стадии промежуточного электролитического выделения (S115) выполняют стадию S121gv для проведения отгонки соли и уран, который получен электролитическим выделением на первой стадии промежуточного электролитического восстановления S115, затем выделяют в форме слитка (S122). Для изготовления топлива выполняют измерение массы выделенного урана (S123), литьевое формование (S124) удаление формы и изготовление ТВЭЛ'а (S125). Таким путем изготавливают топливо на основе металлического урана.
После первой стадии промежуточного электролитического выделения (S115) выполняют второе промежуточное электролитическое выделение (S116). В этом случае, как в случае второго электролитического выделения первого осуществления, используют катод для выполнения электролитического выделения (S26). В результате выделяются плутоний и МА, которые были восстановлены до металла на второй стадии электролитического восстановления S03.
Выделенные плутоний и МА извлекают в форме слитка (S122). Измеряют массу извлеченных плутония и МА (S123), выполняют литьевое формование (S124) и удаление формы и изготовление ТВЭЛ'а (S125). При этом используемый кадмий регенерируют катодным устройством для повторного использования. Расплав солей хлорида лития и хлорида калия используют повторно после регенерации на стадии регенерации соли (S50d).
После второй стадии промежуточного электролитического выделения (S116) оксид тория, который не был восстановлен, и часть оксидов ПД промывают на стадии промывки невосстановленного продукта (S117).
После стадии промывки невосстановленного продукта (S117) оксид тория, который не был восстановлен, и часть оксидов ПД восстанавливают на первой стадии электролитического восстановления S01 и металлический торий и МА очищают.
Металлический торий, который был очищен на первой стадии электролитического восстановления S01, промывают на первой стадии промывки продукта S02. После этого на основной стадии электролитического выделения S118 выполняют электролитическое выделение металлического тория в расплаве солей хлорида лития и хлорида калия.
Металлический торий, который был выделен на основной стадии электролитического выделения S118, проходит стадию отгонки S131 до извлечения в виде слитка (S132). После стадии извлечения слитка S132 для изготовления топлива из металлического тория измеряют его массу, (S133), выполняют литьевое формование (S134) и удаление формы и изготовление ТВЭЛ'а (S135). В результате получается топливо на основе металлического тория.
В частности, расплав солей, который был использован в основной электролитической стадии выделения S118, отгоняют и ПД удаляются из него (S131). После этого соль регенерируют (S50c) для повторного использования.
Как описано выше, согласно настоящему осуществлению после второй стадии электролитического восстановления S03, на которой выполняют электролитическое восстановление оксидов урана, плутония и МА, последовательно проводят электролитическое выделение урана и электролитическое выделение плутония и МА. После извлечения веществ выполняют первую стадию электролитического восстановления S01, которая является стадией восстановления оксида тория.
В соответствии с настоящим осуществлением металлический уран, торий, МА и плутоний отделяют друг от друга после выделения вышеуказанных веществ. Таким образом, вышеуказанные вещества могут быть смешаны в заданном соотношении и может быть изготовлено топливо, концентрация которого была скорректирована.
Кроме того, вещества, которые были переведены в металлическое состояние, последовательно выделяют и затем выполняют восстановление оксида тория. Таким образом, реакция в процессах упрощается, и имеется увеличение эффективности реакции. Кроме того, сокращается переработка расплава солей.
Четвертое осуществление
Фиг.5 является блок-схемой, представляющей процесс химического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с четвертым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора 1.
Настоящее осуществление является вариантом первого, второго или третьего осуществления. В этом осуществлении вместо первого электролитического восстановления (стадия S01) каждого из этих осуществлений выполняют химическое восстановление.
В реактор 1 вводят восстановитель (также обозначаемый далее "первый химический восстановитель"), в котором находится смесь расплава хлористого кальция и металлического кальций, и выдерживается при температуре около 850-900 градусов Цельсия. В частности, первый химический восстановитель может содержать металлический магний.
Отработавшее ториевое топливо, которое представлено ThO2 и UO2, среди прочего, помещают в корзину 4. Блок перемешивания 5 поворачивается для перемешивания расплава солей и ускорения реакции. Расплав солей смеси хлористого кальция и оксида кальция служит восстановителем и ThO2 и UO2 восстанавливаются. В результате металлический торий и уран остаются в корзине 4 (Первая стадия химического восстановления S201).
Другие стадии осуществляют так же, как и в первом или третьем осуществлении.
В соответствии с настоящим осуществлением, описанным выше, использование первого восстановителя позволяет восстановить оксид тория.
Пятое осуществление
Фиг.6 является блок-схемой, представляющей процесс химического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с пятым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора 1. Настоящее осуществление является вариантом четвертого осуществления: перед первой стадией S201 химического восстановления добавляется вторая стадия химического восстановления S202. Кроме того, настоящее осуществление также является вариантом второго или третьего осуществления: вместо второго электролитического восстановления (стадия S03) второго или третьего осуществления выполняют химическое восстановление.
В реактор 1 вводят восстановитель (также обозначаемый далее "второй химический восстановитель"), в котором находится расплав смеси хлорида лития и металлического лития, и выдерживают при температуре около 650 градусов Цельсия. В частности, второй химический восстановитель может содержать, по меньшей мере, металлический литий или металлический калий.
Отработавшее ториевое топливо, которое представлено ThO2 и UO2, среди прочего, помещают в корзину 4. Блок перемешивания 5 поворачивается для перемешивания расплава солей и ускорения реакции. Расплав солей из смеси хлорида лития и металлического лития служит восстановителем и UO2 восстанавливается. В результате металлический торий и уран остаются в корзине 4 (Вторая стадия химического восстановления S202).
После второй стадии химического восстановления S202 выполняют первую стадию химического восстановления S201. Однако настоящее осуществление отличается от четвертого осуществления в том, что на первой стадии химического восстановления S201 диоксид тория и металлический уран помещают в корзину 4. Расплав солей в реакторе 1 и температура расплава солей такие же, как в четвертом осуществлении.
В соответствии с настоящим осуществлением, описанным выше, на второй стадии химического восстановления S202 сначала восстанавливается оксид урана. Затем на первой стадии химического восстановления S201, на которой используют первый химический восстановитель, может быть восстановлен оксид тория.
Шестое осуществление
Фиг.7 является схематическим видом поперечного сечения внутренней части реактора 1, представляющим процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с шестым осуществлением настоящего изобретения. Настоящее осуществление является вариантом пятого осуществления.
Как и в случае пятого осуществления, в реактор 1 помещают первый химический восстановитель, в котором находится расплав смеси хлорида кальция и металлического кальций. В реакторе 1 выполняют первую стадию химического восстановления S201.
В реакторе 1 погружены часть анода 2 и часть катода 3. Когда не выполняют первую стадию химического восстановления S201, подают напряжение на оба электрода от источника постоянного тока 6. В результате хлорид кальция в первом химическом восстановителе восстанавливается и осаждается на катоде 3. Газообразный хлор выделяется на стороне анода 2 и отводится из верхней части реактора 1.
Таким путем может быть получен металлический кальций в первом химическом восстановителе электролитическим восстановлением первого химического восстановителя в том же реакторе 1, в котором выполняют первое химическое восстановление.
Седьмое осуществление
Фиг.8 является схематическим видом поперечного сечения внутренней части реактора, представляющим процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с седьмым осуществлением настоящего изобретения. В соответствии с шестым осуществлением металлический компонент в восстановителе генерируется в том же реакторе, в котором проводят химическое восстановление. Однако в соответствии с настоящим осуществлением используется восстановление восстановителя в реакторе 1а.
То есть первую стадию химического восстановления проводят в восстановителе, в котором расплавлена смесь хлорида кальция и металлического кальция в реакторе 1. Диоксид тория восстанавливается и получается металлический торий.
Металлический кальций в восстановителе формируется следующим образом: расплавленный хлорид кальция помещают в восстановитель в реакторе 1а, который является другим реактором, имеющим анод 2 и катод 3, и напряжение подается от источника постоянного тока 6 для восстановления хлорида кальция.
В соответствии с настоящим осуществлением металлический кальций, который генерируется как описано выше, вводят в реактор 1 для первого химического восстановления. Таким образом, необходимое количество восстановителя может быть добавлено, не вызывая радиоактивное загрязнение внутри восстановителя в реакторе 1а.
Восьмое осуществление
Фиг.9 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с восьмым осуществлением настоящего изобретения. Настоящее осуществление является вариантом первого осуществления.
В соответствии с первым осуществлением на первой стадии электролитического выделения S15, которое происходит после первой стадии электролитического восстановления S01 и первой стадии промывки продукта восстановления S02, выполняют электролитическое выделение металлического тория или т.п., который был восстановлен на первом электролитическом восстановлении. В соответствии с настоящим осуществлением добавляют и также перерабатывают отработавшее топливо на основе металлического тория быстрого реактора, которое удаляют из реактора на быстрых нейтронах. Соответственно, даже из отработавшего топлива на основе металлического тория быстрого реактора получается электролитически очищенный металлический торий.
В частности, такая же операция может быть выполнена даже на первой стадии электролитического выделения S15 второго осуществления. Такую же операцию можно проводить даже на основной стадии электролитического выделения S118 третьего осуществления.
Таким образом, в соответствии с настоящим осуществлением, даже из отработавшего топлива на основе металлического тория быстрого реактора, которое удаляют из реактора на быстрых нейтронах, получается электролитически очищенный металлический торий.
Другие осуществления
Выше было описано несколько осуществлений настоящего изобретения. Однако осуществления представлены в качестве примера и не предназначены для ограничения объема притязаний настоящего изобретения. Признаки каждого осуществления могут быть использованы совместно. Например, вторая стадия химического восстановления и первая стадия электролитического восстановления могут быть использованы совместно.
Кроме того, осуществления могут быть реализованы в различных других формах. Различные исключения, замены и изменения могут быть сделаны без отступления от предмета изобретения.
Вышеуказанные осуществления и их варианты входят в объем притязаний и предмет изобретения и аналогичным образом в объем притязаний изобретения, определенного прилагаемой формулой изобретения, и объем их эквивалентов.

Claims (16)

1. Способ регенерации материала ядерного топлива выделением материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, переработкой оксида материала ядерного топлива, содержащего оксид тория в отработавшем топливе, который включает:
первую стадию электролитического восстановления оксида тория в первом расплаве солей галогенида щелочноземельного металла;
первую стадию промывки продукта восстановления полученного первой стадией электролитического восстановления после первой стадии электролитического восстановления, и
основную стадию выделения продукта восстановления, после первой стадии промывки продукта восстановления.
2. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.1, в котором первый расплав солей дополнительно содержит галогенид щелочного металла.
3. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.1 и 2, в котором первый расплав солей содержит по меньшей мере один из хлорида кальция, хлорида магния, фторида кальция и фторида магния.
4. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.1 и 2, в котором первый расплав солей смешан по меньшей мере с одним из оксида кальция и оксида магния.
5. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.1 и 2, до первой стадии электролитического восстановления, дополнительно включает:
вторую стадию электролитического восстановления оксида урана, плутония и легких актинидов во втором расплаве солей галогенида щелочного металла, который не содержит хлорид кальция, хлорид магния, фторида кальция и фторида магния; и
вторую стадию промывки продукта восстановления, полученного на второй стадии электролитического восстановления, после второй стадии электролитического восстановления и до первой стадии электролитического восстановления.
6. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.5, в котором второй расплав солей содержит по меньшей мере один из хлорида лития и оксида лития.
7. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.5, в котором второй расплав солей дополнительно содержит галогенид любого щелочноземельного металла, отличного от хлорида кальция, хлорида магния, фторида кальция и фторида магния.
8. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.1 и 2, в котором основная стадия выделения включает:
первую стадию электролитического выделения, выполняемую электролитическим выделением продукта восстановления, полученного первой стадией электролитического восстановления в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла, с использованием твердого электрода для очистки и выделения металлического урана или тория; и
вторую стадию электролитического выделения, выполняемую после первой стадии электролитического выделения электролитическим выделением в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла, с использованием кадмиевого электрода для очистки металлического плутония или металлических легких актинидов.
9. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.8, в котором расплав солей, который используется на первой стадии электролитического выделения, содержит по меньшей мере один из хлорида кальция, хлорида магния, фторида кальция и фторида магния.
10. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.5, дополнительно включающий:
первую стадию промежуточного электролитического выделения, выполняемую после второй стадии промывки продукта восстановления и до первой стадии электролитического восстановления электролитическим выделением в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла, с использованием твердого электрода для очистки металлического урана: и
вторую стадию промежуточного электролитического выделения, выполняемую после первой стадии промежуточного электролитического выделения и до первой стадии электролитического восстановления электролитическим выделением в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла, с использованием кадмиевого электрода для очистки металлического плутония или легких актинидов, в котором
основная стадия выделения включает стадию проведения электролитического выделении в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла и выделения металлического тория.
11. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.10, в котором расплав солей, который используют на основной стадии электролитического выделения включает, по меньшей мере, один из хлорида лития, хлорида калия и эвтектической соли хлорида лития и хлорида калия.
12. Способ регенерации материала ядерного топлива выделением материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, переработкой оксида материала ядерного топлива, содержащего оксид тория в отработавшем топливе, который включает:
первую стадию электролитического восстановления взаимодействием оксида тория с первым химическим восстановителем для получения металлического тория; и
стадию выделения проведением выделения и очистки металлического тория после первой стадии химического восстановления.
13. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.12, в котором первый химический восстановитель содержит по меньшей мере один из металлического кальция и металлического магния.
14. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.12 и 13, до первой стадии химического восстановления, дополнительно включающий
вторую стадию химического восстановления взаимодействием оксида урана, оксида плутония, и оксида легких актинидов со вторым химическим восстановителем для получения металлического урана и металлического плутония.
15. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.14, в котором второй химический восстановитель включает по меньшей мере один из металлического лития, металлического калия.
16. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.12 и 13, в котором
на стадии химического восстановления, химический восстановитель используют в виде расплава солей или расплавленного металла.
RU2013127206/07A 2012-06-15 2013-06-14 Способ регенерации материала ядерного топлива RU2537969C1 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP2012135348A JP5944237B2 (ja) 2012-06-15 2012-06-15 核燃料物質の回収方法
JP2012-135348 2012-06-15

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2013127206A RU2013127206A (ru) 2014-12-20
RU2537969C1 true RU2537969C1 (ru) 2015-01-10

Family

ID=49897545

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2013127206/07A RU2537969C1 (ru) 2012-06-15 2013-06-14 Способ регенерации материала ядерного топлива

Country Status (4)

Country Link
US (2) US9845542B2 (ru)
JP (1) JP5944237B2 (ru)
CN (1) CN103514968B (ru)
RU (1) RU2537969C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2776895C1 (ru) * 2021-11-29 2022-07-28 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ электролитического рафинирования металлического ядерного топлива

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6559538B2 (ja) * 2015-10-26 2019-08-14 株式会社東芝 ガラス固化体の溶解方法及びその溶解装置
WO2017158335A1 (en) * 2016-03-16 2017-09-21 Scott Dr Ian Richard Conversion of spent uranium oxide fuel into molten salt reactor fuel
CN106591938A (zh) * 2016-12-29 2017-04-26 柳州市圣垒贸易有限公司 一种高纯金属铀的提炼方法
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

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4323198A (en) * 1979-08-28 1982-04-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for fracturing silicon-carbide coatings on nuclear-fuel particles
SU1745777A1 (ru) * 1989-08-18 1992-07-07 Томский политехнический институт им.С.М.Кирова Способ извлечени тори
JP3199937B2 (ja) * 1993-12-16 2001-08-20 株式会社東芝 溶融塩電解精製装置
JP3486044B2 (ja) * 1996-03-26 2004-01-13 株式会社東芝 溶融塩電解精製装置
RU2395127C2 (ru) * 2005-02-16 2010-07-20 ДЗЕ ЮРОПИАН АТОМИК ЭНЕРДЖИ КОММЬЮНИТИ (ЮРАТОМ) под представительством ДЗЕ ЮРОПИАН КОММИШИОН Способ осуществления начального этапа переработки материала активной зоны реактора

Family Cites Families (27)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2994650A (en) * 1951-10-24 1961-08-01 Harvey L Slatin Preparation of pure metals from their compounds
US2951793A (en) * 1957-10-09 1960-09-06 Wilford N Hansen Electrolysis of thorium and uranium
DE1192169B (ru) * 1960-08-22 1900-01-01
US3169057A (en) * 1962-10-29 1965-02-09 James B Knighton Separation of plutonium, uranium and fission products from each other
US3982928A (en) * 1975-01-03 1976-09-28 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Separation of uranium from (Th,U)O2 solid solutions
JPS55122198A (en) * 1979-03-16 1980-09-19 Agip Nucleare Spa Method of reprocessing irradiated nuclear fuel
US4331618A (en) * 1980-06-02 1982-05-25 Rockwell International Corporation Treatment of fuel pellets
CN1012771B (zh) * 1988-07-14 1991-06-05 清华大学 电解还原-萃取从放射性废液中回收镎的方法
JPH0375589A (ja) * 1989-08-17 1991-03-29 Central Res Inst Of Electric Power Ind アクチノイド化合物の金属燃料への転換方法
JP2586191B2 (ja) 1990-08-02 1997-02-26 株式会社大林組 開閉式屋根
JP2542118B2 (ja) * 1990-10-22 1996-10-09 動力炉・核燃料開発事業団 二酸化ウランを金属ウラン塊に転換する方法
JPH0559463A (ja) 1991-08-30 1993-03-09 Japan Atom Energy Res Inst アクチノイド金属の製造法
US5141723A (en) * 1991-10-03 1992-08-25 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Uranium chloride extraction of transuranium elements from LWR fuel
US5160367A (en) * 1991-10-03 1992-11-03 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Salt transport extraction of transuranium elements from lwr fuel
US5290337A (en) 1992-09-08 1994-03-01 General Motors Corporation Pyrochemical processes for producing Pu, Th and U metals with recyclable byproduct salts
US5356605A (en) * 1992-10-28 1994-10-18 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Recovery of UO2 /Pu O2 in IFR electrorefining process
US5454914A (en) * 1993-12-23 1995-10-03 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method of removal of heavy metal from molten salt in IFR fuel pyroprocessing
JP3763980B2 (ja) * 1998-10-29 2006-04-05 株式会社東芝 使用済み酸化物燃料の還元装置およびその還元方法
GB0113749D0 (en) * 2001-06-06 2001-07-25 British Nuclear Fuels Plc Actinide production
JP4089944B2 (ja) 2001-11-30 2008-05-28 財団法人電力中央研究所 電解還元装置および方法
KR100561259B1 (ko) * 2004-01-12 2006-03-15 한국원자력연구소 리튬 금속에 의한 산화 우라늄 환원공정의 실시간 측정방법
JP2005331276A (ja) * 2004-05-18 2005-12-02 Kawasaki Heavy Ind Ltd ウラン含有アルミナ粒子のウラン回収方法及び除染処理方法
FR2870841B1 (fr) * 2004-05-28 2007-02-09 Commissariat Energie Atomique Procede de coprecipitation d'actinides a des etats d'oxydation distincts et procede de preparation de composes mixtes d'actinides
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
JP5193687B2 (ja) * 2008-05-30 2013-05-08 株式会社東芝 使用済み燃料再処理方法
JP5132476B2 (ja) * 2008-08-12 2013-01-30 株式会社東芝 使用済核燃料の再処理方法および遠心抽出装置
CA2762941A1 (en) * 2009-05-26 2010-12-02 Sumitomo Chemical Company, Limited Process for producing refined metal or metalloid

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4323198A (en) * 1979-08-28 1982-04-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for fracturing silicon-carbide coatings on nuclear-fuel particles
SU1745777A1 (ru) * 1989-08-18 1992-07-07 Томский политехнический институт им.С.М.Кирова Способ извлечени тори
JP3199937B2 (ja) * 1993-12-16 2001-08-20 株式会社東芝 溶融塩電解精製装置
JP3486044B2 (ja) * 1996-03-26 2004-01-13 株式会社東芝 溶融塩電解精製装置
RU2395127C2 (ru) * 2005-02-16 2010-07-20 ДЗЕ ЮРОПИАН АТОМИК ЭНЕРДЖИ КОММЬЮНИТИ (ЮРАТОМ) под представительством ДЗЕ ЮРОПИАН КОММИШИОН Способ осуществления начального этапа переработки материала активной зоны реактора

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2776895C1 (ru) * 2021-11-29 2022-07-28 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Способ электролитического рафинирования металлического ядерного топлива

Also Published As

Publication number Publication date
US10323330B2 (en) 2019-06-18
CN103514968A (zh) 2014-01-15
US9845542B2 (en) 2017-12-19
US20160225473A1 (en) 2016-08-04
US20180051381A1 (en) 2018-02-22
RU2013127206A (ru) 2014-12-20
CN103514968B (zh) 2016-08-10
JP2014001936A (ja) 2014-01-09
JP5944237B2 (ja) 2016-07-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10323330B2 (en) Method of recovering nuclear fuel material
JP2006308442A (ja) マイナーアクチニドリサイクル方法
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
US20150228367A1 (en) Radioactive material processing method
JP3342968B2 (ja) 使用済燃料の再処理方法
JPH0972991A (ja) アクチノイド元素とランタノイド元素の電解分離装置および電解分離方法
KR101513652B1 (ko) 복합폐기물 처리 방법
JP5017069B2 (ja) 使用済燃料の再処理方法
JP3519557B2 (ja) 使用済み燃料の再処理方法
KR101553895B1 (ko) 복합폐기물 처리 방법
Tanaka et al. Design study on advanced reprocessing systems for FR fuel cycle
JP5065163B2 (ja) 使用済原子燃料からのウランのリサイクル方法
GB2536857A (en) Simple fuel cycle for molten salt reactors
JP2005315790A (ja) 使用済み酸化物燃料の再処理方法
KR101693775B1 (ko) 비스무스 또는 비스무스-납 합금 액체금속을 이용하여 파이로 프로세싱에서 발생하는 고준위방사성 용융염에 포함된 악티늄족원소군(群)과 희토류원소군을 분리하는 방법 및 이를 이용한 분리 장치
JP5784476B2 (ja) ウランの回収方法
JPH05188186A (ja) 使用済核燃料からの劣化ウランの分離回収方法
JP4620170B2 (ja) 使用済燃料の処理方法及び燃料サイクルシステム
JP5238546B2 (ja) 使用済み酸化物燃料の処理方法、金属酸化物の処理方法及び処理装置
JP2004028808A (ja) 使用済み燃料の再処理方法
WO2011144937A1 (en) Novel reprocessing method
JP4575204B2 (ja) 使用済燃料の処理方法
Murakami et al. Recent achievements and remaining challenges on pyrochemical reprocessing in CRIEPI
JP5133140B2 (ja) 使用済燃料の処理方法

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20170615