RU2591215C1 - Способ переработки облученного ядерного топлива - Google Patents

Способ переработки облученного ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2591215C1
RU2591215C1 RU2015116959/07A RU2015116959A RU2591215C1 RU 2591215 C1 RU2591215 C1 RU 2591215C1 RU 2015116959/07 A RU2015116959/07 A RU 2015116959/07A RU 2015116959 A RU2015116959 A RU 2015116959A RU 2591215 C1 RU2591215 C1 RU 2591215C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
snf
processing
alkali metal
gas
nuclear fuel
Prior art date
Application number
RU2015116959/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Михаил Васильевич Важенков
Эльдар Парпачевич Магомедбеков
Сергей Илларионович Степанов
Original Assignee
Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Российский химико-технологический университет имени Д.И. Менделеева" (РХТУ им. Д.И. Менделеева)
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Российский химико-технологический университет имени Д.И. Менделеева" (РХТУ им. Д.И. Менделеева) filed Critical Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Российский химико-технологический университет имени Д.И. Менделеева" (РХТУ им. Д.И. Менделеева)
Priority to RU2015116959/07A priority Critical patent/RU2591215C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2591215C1 publication Critical patent/RU2591215C1/ru

Links

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ). Способ переработки ОЯТ включает термическую обработку путем нагрева фрагментов ОЯТ в газовоздушной смеси, содержащей кислород, диоксид углерода и пары воды, с проведением в две стадии при постоянной или периодической механоактивации реакционной смеси. Процесс проводят путем спекания ОЯТ с карбонатом щелочного металла чередованием этих двух стадий. Одну из стадий проводят при температуре 400-500°C, а другую при температуре 600-800°C в реакционной камере и термообработку проводят в смеси с карбонатами щелочных металлов. Изобретение позволяет повысить технологическую устойчивость процесса и устранить ограничения по его аппаратурному оформлению. 7 з.п. ф-лы, 5 пр.

Description

Изобретение относится к области атомной промышленности, в частности к способу переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ядерного топлива.
Известен способ предварительного (перед растворением ОЯТ) удаления газообразных (тритий, йод) и летучих (цезий, серебро, рутений, технеций, сурьма и др.) продуктов деления ОЯТ после операции рубки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) путем продувки воздуха или кислорода при температуре 500-600°C (Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1983. С. 185) или продувкой инертным газом и водородом при температуре до 1500°C (Trans. Amer. Nucl. Soc. 1981, vol. 39, p. 419-421, Radiochimica, 1981, vol. 29, №1, p.153-157). Требуемая степень удаления трития (не менее 99%) при продувке гелием или водородом измельченных ТВЭЛов достигается нагревом фрагментов ОЯТ в течение 24 часов при температуре не менее 1000°C. Такие условия предъявляют особые требования по стойкости к конструкционным материалам, что повышает стоимость оборудования. Также возникают дополнительные сложности в обращении с продуктами деления. При высокой температуре многие компоненты ОЯТ начинают испаряться (цезий, серебро, рутений, иод, технеций, сурьма и др.) и конденсироваться в различных местах оборудования, что, в свою очередь, требует проведения периодической жидкостной дезактивации установки, в результате которой образуются дополнительные высокоактивные жидкие радиоактивные отходы (ЖРО). При высокотемпературной обработке увеличивается количество (до 1,5%) нерастворимых в азотной кислоте соединений плутония.
Известен способ термической обработки фрагментов с ОЯТ при температуре от 480 до 600°С в присутствии воздуха или кислорода. При этом степень удаления трития из ОЯТ составляет 99% (G.D: DelCui, R.D.Hunt, J.A. Jonson and other. Advanced head end for the treatment of LWR fuel. OECD Nuclear Energy Agency. 11-th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation Hyatt at Fisherman's Wharf, San Francisco, California, 1-5 November 2010). Но при этом не устраняется проблема газообразных выбросов йода, цезия и оксидов технеция.
Известен (RU 2253916, G21C 19/44 от 28.06.2004) способ отгонки паров цезия путем термической обработки ОЯТ кислородом воздуха при температуре 700-800°С с последующим восстановлением полученной закиси урана водородом при температуре 600-700°С. Полученный диоксид урана подвергается отжигу в вакууме при температуре 1000-1300°C для отгонки летучих продуктов деления. К недостаткам метода можно отнести высокую температуру процесса и сложность осуществления вакуумной отгонки.
Известен способ (WO/1996/032729, G21C 19/48 от 9.04.1994) проведения процесса термической обработки ОЯТ (волоксидации) в расплаве карбонатов щелочных и щелочно-земельных металлов. К недостаткам метода можно отнести высокую не менее 900°C температуру и сложность окисления ОЯТ в связи с низкой растворимостью кислорода в солевом расплаве.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ, предложенный в патенте WO 2012144933 A1, G21F 9/32 от 12.12.2012 (RU 2459299, G21F 9/30 от 20.04.11) и выбранный в качестве прототипа. Способ отличается от ранее приведенных способов использованием парогазовой смеси, состоящей из кислорода воздуха, водяного пара и диоксида углерода. Парогазовая смесь подается в рабочую камеру, в которой поддерживается чередование температур от 350 до 600°C. В целях интенсификации процесса предлагается использование механоактивации. К недостаткам данного способа можно отнести унос паров йода, оксидов цезия и технеция из рабочей камеры.
Техническим результатом настоящего изобретения является снижение степени возгонки соединений йода, оксидов цезия и технеция при сохранении высокой степени очистки продуктов переработки от трития.
Технический результат достигается способом переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), включающим термическую обработку фрагментов ОЯТ в газовоздушной среде, содержащей кислород воздуха, диоксид углерода и пары воды, проводимую в две чередующиеся стадии при постоянной или периодической механоактивации, одну из стадий проводят при температуре 400-500°C, а другую при температуре 600-800°C и окисление ОЯТ проводят в смеси с карбонатами щелочных металлов. Способ переработки ОЯТ заключается в том, что термическую обработку и образование газовоздушной среды проводят путем сжигания в рабочей камере, содержащей перерабатываемую смесь, природного газа. Нагрев частично проводят за счет окисления металлического циркония и ниобия, входящих в состав оболочки ОЯТ. Карбонат щелочных металлов можно смешивать с 10-40% гидроксида щелочных металлов. Карбонат щелочных металлов можно смешивать с 10-60% карбоната щелочно-земельных металлов. Карбонат щелочных металлов можно смешивать с 10-60% гидроксида или оксида щелочно-земельных металлов. В газовоздушную смесь перед подачей в рабочую камеру можно добавлять озонированный кислород. Выходящие из рабочей камеры разогретые газы можно использовать для предварительного подогрева входящей газовоздушной смеси.
При нагревании ОЯТ на основе диоксида урана в атмосфере, содержащей кислород, происходит ряд фазовых переходов оксидов урана:
UO2→UO2+х→U4O9→U3O7→U3O8.
Так как тип кристаллической решетки у различных оксидов разный, то это в сочетании с механоактивацией приводит к разрушению топливных таблеток до мелкодисперсного состояния: 1-10 мкм, что создает благоприятные условия для выхода летучих и газообразных продуктов деления (Агеенков А.Т., Бибиков С.Е., Валуев Е.М. и др. // Атомная энергия. 1973. Т. 35, Вып. 5. С. 323-325). Вместе с тем происходит выделение в виде паров йода, цезия и оксидов технеция, что создает дополнительные проблемы с дезактивацией оборудования.
Технический результат достигается тем, что в способе процесс переработки ОЯТ, смешанного с карбонатом щелочных и/или щелочно-земельных металлов, проводят в окислительной атмосфере в две стадии, одну из которых проводят при температуре 400-500°C в воздушной среде, дополнительно содержащей водяной пар и диоксид углерода, в течение 60+360 минут. На этой стадии по данным (Плутоний. Фундаментальные проблемы. Т1 стр. 271) протекает реакция:
PuO2+X H2O=PuO2+X+ХН2
2+O2=2H2O
Другую стадию проводят при температуре 600-800°C в воздушной или обогащенной по кислороду среде, содержащей диоксида углерода и водяной пар, течение 120-240 минут. Скорость протекания реакций возрастает с увеличением температуры. Добавка диоксида углерода на обеих стадиях служит для предотвращения улетучивания оксидов щелочных металлов.
На этой стадии протекает несколько реакций:
3UO2+O2=U3O8
2U3O8+3Na2CO3+O2=3Na2U2O7+3CO2
J2+Na2CO3=2NaJ+CO2
2CsO2+CO2=Cs2CO3+O2
Te2O7+Na2CO3=2NaTeO4+CO2
Zr+O2=ZrO2
4Nb+5O2=2Nb2O5
Zr+2H2O=ZrO2+2H2
2H2+O2=2H2O
Обе стадии проводят необходимое число раз при постоянной или периодической механоактивации реакционной массы. Расход газового потока на каждой стадии соответствует 10÷50 полным обменам объема реакционной камеры в час. Для уменьшения общей продолжительности обработки и достижения требуемой степени окисления компонентов ОЯТ газовый поток перед входом в рабочую камеру подогревается до температуры внутреннего объема камеры, т.е. до 400-500°C на одной стадии и до 600-800°C на другой стадии.
Примеры осуществления способа.
Способы были опробованы в лабораторных условиях на модельных системах.
Пример №1
Диоксид урана смешивался с карбонатом натрия в мольном соотношении, соответствующем уравнению реакции:
3UO2+O2=U3O8
2U3O8+3Na2CO3+O2=3Na2U2O7+3CO2
с 10% избытком карбоната. Смесь тщательно перетиралась в ступке. Навеска смеси массой 6 г в тигле прокаливалась при температуре 600°C в течение 1, 2, 3 и 4 часов. Аналогичная смесь прокаливалась при температуре 800°C. Время прокаливания также 1, 2, 3 и 4 часа.
Рентгенодефрактометрическим способом определено образование во всех случаях соответствующих диуранатов. Сравнение полученных при разных температурах результатов показывает примерно двукратное увеличение скорости реакции с увеличением температуры с 600 до 800°C. Аналогичные результаты были получены при замене карбоната натрия карбонатом лития, калия и цезия.
Пример №2
Аналогичным способом изучалось поведение оксидов циркония и ниобия. Навески оксида циркония и оксида ниобия, смешанные с карбонатом натрия, нагревались сначала в течение 4 часов до 600°, а в последующем в течение 4 часов до 800°C. Рентгенодефрактометрическим способом было определено отсутствие реакции между компонентами.
Пример №3
Сплавление смеси оксида рения (имитирующего оксид технеция) с карбонатом натрия уже при температуре 600°C привело к образованию перрената натрия по уравнению реакции:
Re2O7+Na2CO3=2NaReO4+CO2
Пример №4
Сплавление смеси металлического иода с карбонатом натрия уже при температуре 600°C привело к образованию иодида натрия по уравнению реакции:
J2+Na2CO3=2NaJ+CO2
Изучение кинетики реакций проводилось дериватографическим методом с определением состава выделяющихся газов масс-спектрометром. Результаты показывают увеличение скорости реакции с ростом температур. Анализ выделяющихся газообразных продуктов показывает отсутствие в них оксидов щелочных металлов, технеция и газообразного йода.
Пример №5
Изучение кинетики реакций взаимодействия смеси карбоната и гидроксида натрия (в мольном соотношении 1:1 по приведенному выше уравнению) с диоксидом урана при 10% избытке смеси щелочного металла дериватографическим методом показывает уменьшение температуры начала реакции до 400°C.
Как видно из примеров, достигаемый технический результат заключается в том, что пары йода, оксиды цезия и технеция связываются в устойчивые при данных условиях соединения. Диоксид урана полностью переходит в шестивалентное состояние. Оболочки ТВЭЛов переходят в состояние порошка из смеси оксидов ZrO2 и Nb2O5.

Claims (8)

1. Способ переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), включающий термическую обработку путем нагрева фрагментов ОЯТ в газовоздушной смеси, содержащей кислород, диоксид углерода и пары воды, с проведением в две стадии при постоянной или периодической механоактивации реакционной смеси, отличающийся тем, что процесс проводят путем спекания ОЯТ с карбонатом щелочного металла чередованием этих двух стадий, при этом одну из стадий проводят при температуре 400-500°C, а другую при температуре 600-800°C в реакционной камере.
2. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что нагрев и образование газовоздушной смеси проводят путем сжигания в реакционной камере, содержащей перерабатываемую смесь, природного газа.
3. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что при переработке нагрев частично проводят за счет окисления металлического циркония и ниобия, входящих в состав оболочки ОЯТ.
4. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что фрагменты ОЯТ смешивают с карбонатом щелочных металлов, содержащим 10-40% гидроксида щелочных металлов.
5. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что фрагменты ОЯТ смешивают с карбонатом щелочных металлов, содержащим 10-60% карбоната щелочно-земельных металлов.
6. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что фрагменты ОЯТ смешивают с карбонатом щелочных металлов, содержащим 10-60% гидроксида или оксида щелочно-земельных металлов.
7. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что в газовоздушную смесь при подаче в рабочую камеру добавляют озонированный кислород.
8. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что выходящие из реакционной камеры разогретые газы используют для подогрева входящей газовоздушной смеси.
RU2015116959/07A 2015-05-06 2015-05-06 Способ переработки облученного ядерного топлива RU2591215C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015116959/07A RU2591215C1 (ru) 2015-05-06 2015-05-06 Способ переработки облученного ядерного топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015116959/07A RU2591215C1 (ru) 2015-05-06 2015-05-06 Способ переработки облученного ядерного топлива

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2591215C1 true RU2591215C1 (ru) 2016-07-20

Family

ID=56412264

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015116959/07A RU2591215C1 (ru) 2015-05-06 2015-05-06 Способ переработки облученного ядерного топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2591215C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2619583C1 (ru) * 2016-09-01 2017-05-17 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3984345A (en) * 1973-07-20 1976-10-05 Centre D'etude De L'energie Nucleaire, C.E.N. Method for removal of adhering sodium from and storage of irradiated nuclear fuel elements
WO1996032729A1 (en) * 1995-04-12 1996-10-17 British Nuclear Fuels Plc Method of processing oxide nuclear fuel
RU2169958C2 (ru) * 1999-02-23 2001-06-27 Открытое акционерное общество "Соликамский магниевый завод" Способ обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов
RU2303303C1 (ru) * 2005-11-15 2007-07-20 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский Институт Научно-производственное объединение "Луч" (ФГУП НИИ НПО "Луч") Способ переработки облученного ядерного топлива
WO2012144933A1 (ru) * 2011-04-20 2012-10-26 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Способ переработки облученного ядерного топлива

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3984345A (en) * 1973-07-20 1976-10-05 Centre D'etude De L'energie Nucleaire, C.E.N. Method for removal of adhering sodium from and storage of irradiated nuclear fuel elements
WO1996032729A1 (en) * 1995-04-12 1996-10-17 British Nuclear Fuels Plc Method of processing oxide nuclear fuel
RU2169958C2 (ru) * 1999-02-23 2001-06-27 Открытое акционерное общество "Соликамский магниевый завод" Способ обезвреживания солевых отходов от радиоактивных компонентов
RU2303303C1 (ru) * 2005-11-15 2007-07-20 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский Институт Научно-производственное объединение "Луч" (ФГУП НИИ НПО "Луч") Способ переработки облученного ядерного топлива
WO2012144933A1 (ru) * 2011-04-20 2012-10-26 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Способ переработки облученного ядерного топлива

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2619583C1 (ru) * 2016-09-01 2017-05-17 Федеральное Государственное Унитарное Предприятие "Горно - Химический Комбинат" (Фгуп "Гхк") Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Inoue et al. Development of partitioning and transmutation technology for long-lived nuclides
RU2459299C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
Shadrin et al. Hydrometallurgical reprocessing of BREST-OD-300 mixed uranium-plutonium nuclear fuel
Kärkelä et al. Transport of ruthenium in primary circuit conditions during a severe NPP accident
McFarlane et al. Review of hazards associated with molten salt reactor fuel processing operations
Sameh Production Cycle for Large Scale Fission Mo‐99 Separation by the Processing of Irradiated LEU Uranium Silicide Fuel Element Targets
RU2591215C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
Schmets Reprocessing of spent nuclear fuels by fluoride volatility processes
US3981960A (en) Reprocessing method of caramic nuclear fuels in low-melting nitrate molten salts
US3120493A (en) Suppression of ruthenium volatilization in evaporation and calcination of radioactive waste solutions
JP3823593B2 (ja) 使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料からの燃料再加工方法
JPH05273368A (ja) 核燃料要素中に発生する核分裂生成物の放射能の捕捉剤
McNamara et al. Nitrogen trifluoride-based fluoride-volatility separations process: Initial studies
Creek Experiments on the Release of Fission Products from Molten Reactor Fuels
Uribe Protactinium presents a challenge for safeguarding thorium reactors.
RU2707562C1 (ru) Способ переработки тепловыделяющих элементов
US3023097A (en) Reprocessing uranium dioxide fuels
US9147502B2 (en) Method of recycling spent nuclear fuel
Grimes et al. Chemical aspects of molten fluoride reactors
den Exter et al. Immobilization and behavior of technetium in a magnesium titanate matrix for final disposal
Amaya et al. Purification of lead-bismut eutectic used in accelerator driven systems—9411
JP7427198B2 (ja) マイナーアクチノイドの分離方法
KR20220080309A (ko) 사용후 핵연료의 처리를 통한 액체 핵연료의 제조방법
Konings et al. Evaluation of thorium based nuclear fuel. Chemical aspects
Clark et al. Plutonium and Plutonium Compounds

Legal Events

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

Effective date: 20190507