RU2733810C2 - Способ растворения ядерного топлива - Google Patents

Способ растворения ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2733810C2
RU2733810C2 RU2019101610A RU2019101610A RU2733810C2 RU 2733810 C2 RU2733810 C2 RU 2733810C2 RU 2019101610 A RU2019101610 A RU 2019101610A RU 2019101610 A RU2019101610 A RU 2019101610A RU 2733810 C2 RU2733810 C2 RU 2733810C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
nuclear fuel
dissolution
nitric acid
acid solution
plutonium
Prior art date
Application number
RU2019101610A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2019101610A3 (ru
RU2019101610A (ru
Inventor
Жиль ЛЕТЮРК
Тибо ДЕЛАЙЕ
Original Assignee
Орано Сикль
Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив
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 Орано Сикль, Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив filed Critical Орано Сикль
Publication of RU2019101610A publication Critical patent/RU2019101610A/ru
Publication of RU2019101610A3 publication Critical patent/RU2019101610A3/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2733810C2 publication Critical patent/RU2733810C2/ru

Links

Images

Classifications

    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G43/00—Compounds of uranium
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C01—INORGANIC CHEMISTRY
    • C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
    • C01G56/00—Compounds of transuranic elements
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Chemistry (AREA)
  • Geology (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

Изобретение относится к способу растворения ядерного топлива, в частности отработанного ядерного топлива, включающему погружение ядерного топлива в раствор азотной кислоты. Способ растворения дополнительно включает механическое измельчение ядерного топлива, причём это механическое измельчение проводится в растворе азотной кислоты во время погружения. Также изобретение относится к применению дробилки со средствами механического измельчения для осуществления способа растворения. Изобретение позволяет обеспечить постоянную активацию поверхности частиц ядерного топлива, содействуя их растворению в растворе азотной кислоты. 3 н. и 13 з.п. ф-лы, 1 ил.

Description

Область техники, к которой относится изобретение
Настоящее изобретение относится к способу растворения ядерного топлива, обладающему более высокими показателями по сравнению с известными на данный момент способами растворения ядерного топлива, в частности в том случае, когда ядерное топливо, будь то отработавшее в ядерном реакторе или представляющее собой отходы производства, содержит плутоний или смесь урана и плутония.
Настоящее изобретение относится также к применению специального устройства для осуществления этого способа растворения.
Наконец, изобретение относится к способу растворения отработанного ядерного топлива с использованием указанного выше способа растворения для обеспечения лучшего растворения представляющих ценность соединений, содержащихся в мелкой фракции, образующейся при растворении известными на данный момент способами.
Уровень техники
В условиях постоянной необходимости в оптимизации работы с радиоактивными отходами извлечённое из ядерных реакторов топливо, называемое «отработанным или использованным ядерным топливом», перерабатывают с целью отделения материалов, пригодных для вторичного использования, таких как уран и плутоний, от конечных отходов, в настоящее время считающихся непригодными для вторичного использования, которыми являются продукты деления, такие как металлы платиновой группы и второстепенные актиниды, такие как нептуний, америций и кюрий.
Переработка предусматривает применение использование совокупности физических и химических способов: сборки с отработанным ядерным топливом, состоящие из герметичных оболочек с заключённым внутри них образующим ядерное топливо материалом, обычно режут на куски размером порядка 3-5 см. Эти куски затем погружают в концентрированный раствор азотной кислоты для растворения ядерного материала, заключённого в оболочку, причём оболочка по существу нерастворима.
Азотнокислый раствор, образовавшийся при растворении после такого погружения, содержит в жидкой фазе уран, плутоний, второстепенные актиниды, растворимые продукты деления, а также твёрдые нерастворимые продукты, среди которых присутствуют нерастворимые продукты деления, обычно называемые «мелкой фракцией, образующейся при растворении». Эта образующаяся при растворении мелкая фракция соответствует твёрдым веществам с гранулометрией, обычно составляющей менее 1 мкм, образовавшимся из-за нерастворения некоторых продуктов деления, таких, как металлы платиновой группы в известных в данный момент способах растворения, и/или из-за частичного растворения некоторых других элементов, таких как молибден, цирконий или технеций.
Этот образовавшийся при растворении азотнокислый раствор затем подвергают серии этапов химической обработки с целью отделения пригодных для переработки и/или вторичного использования материалов и получения растворов плутония и урана, из которых регенерируют уран и плутоний для получения нового топлива.
Способ растворения ядерного топлива в растворе азотной кислоты представляет собой ключевой этап обработки, поскольку он должен обеспечить по возможности полный перевод в раствор химических элементов, содержащихся в ядерном топливе.
До настоящего времени этот способ растворения ядерного топлива может применяться в непрерывном или периодическом режиме.
В том случае, когда способ растворения используется в непрерывном режиме, он осуществляется с использованием вращательного диссольвера, содержащего колесо с корзинами, вращающееся в ёмкости с раствором азотной кислоты, нагретым до температуры от 90 до 105°С. Загрузка корзин производится при остановке колеса посредством непосредственной подачи разрезанной сборки в корзину. Затем колесо поворачивается для загрузки следующей корзины. Скорость вращения колеса выбирается с таким расчётом, чтобы длительность нахождения в погружённом состоянии разрезанных на куски сборок составляла более двух часов для оптимизации растворения отработанного топлива в растворе азотной кислоты.
Этот современный способ растворения характеризуется параметрами производительности, которые варьируются в зависимости от материала, растворяемого в качестве ядерного топлива.
Хотя современный способ, осуществляемый с помощью вращательного диссольвера, полностью удовлетворяет потребность в растворении ядерного топлива на основе урана, в частности, на основе его оксидов, обозначаемого как «топливо UOX», следует отметить, что это не обязательно будет так для всех видов ядерного топлива на основе урана и плутония, в частности для видов топлива на основе смешанных оксидов урана и плутония, называемого «топливом МОХ».
Некоторые из этих видов топлива МОХ, будь то отработанное или нет, могут содержать более или менее значительные количества химических неоднородностей в виде островков, которые могут характеризоваться содержанием плутония, превышающим его содержание в остаточном топливе. В частности, в том случае, когда в островке содержание плутония составляет около 35% от общего содержания урана и плутония, то доля нерастворимого в азотной кислоте плутония начинает возрастать и достигает 100% в том случае, когда содержание плутония от общего содержания урана и плутония составляет порядка 60% и 70% в 5 и 10 моль азотной кислоте соответственно.
Для устранения данного затруднения при растворении, с которым сталкиваются при использовании топлива МОХ с повышенными локальными содержаниями плутония, было предложено перемешивать смесь из кусков ядерного топлива и раствора азотной кислоты. Однако применение механического перемешивания во вращательном диссольвере трудно осуществимо.
Поэтому в случае осуществления способа растворения с использованием вращательного диссольвера было предложено проводить непрерывное обновление раствора азотной кислоты, при этом в корзинах были выполнены отверстия для циркуляции раствора. Однако такое предложение не может не сказаться на объёмах используемого раствора азотной кислоты.
Вместе с тем, в современных способах растворения образующаяся при растворении мелкая фракция, присутствующая в образовавшемся при растворении азотнокислом растворе, может быть подвергнута разделению на твёрдое вещество и жидкость, например посредством центрифугирования, после чего она может перерабатываться путем включения в поток стеклующихся материалов, предназначенных для процесса стеклования.
Однако поскольку образующаяся при растворении мелкая фракция связана с пригодными для переработки соединениями, такими как плутоний, уран и/или растворимые продукты деления, или включает их в свои зёрна, то необходимо отыскать метод для извлечения этих соединений путем оптимизации их растворения в растворе азотной кислоты с целью их вторичного использования в производстве нового топлива. Далее в описании эти пригодные для переработки соединения, связанные с образующейся при растворении мелкой фракцией или встроенные в её зёрна, обозначают, как «содержащиеся» в этой мелкой фракции.
Следовательно, целью изобретения является устранение разных упомянутых выше недостатков, которые присущи способам растворения, применяемым в настоящее время при переработке ядерного отработанного или неотработанного топлива, и, следовательно, разработка способа улучшенного растворения топлива МОХ с повышенными локальными содержаниями плутония.
Также целью изобретения является получение способа растворения отработанного ядерного топлива, позволяющего оптимизировать растворение пригодных для переработки соединений, содержащихся в образующейся при растворении мелкой фракции современными способами растворения, с целью повторного использования указанных соединений.
Кроме того, целью изобретения является создание способа растворения, пригодного для использования как в непрерывном, так и в периодическом режиме и обеспечивающего улучшенное растворение любого типа отработанного ядерного топлива, подлежащего переработке с использованием разумных объёмов раствора азотной кислоты при оптимальных условиях безопасности.
В частности, такой способ растворения должен быть применим независимо от состава отработанного ядерного топлива, будь то отработавшее топливо, которое первоначально было новым топливом типа UOX или типа МОХ, и каким бы ни было содержание плутония в возможных островках в топливе МОХ в расчете на общее содержание урана и плутония.
Вместе с тем, при изготовлении нового плутонийсодержащего ядерного топлива могут образовываться отходы производства. Такие производственные отходы могут быть, в частности, вызваны порошками оксида плутония, необязательно содержащими америций, порошками смешанного оксида урана и плутония (U, Pu)O2 и/или таблетками смешанного топлива типа МОХ, причём эти порошки и/или таблетки могут быть признаны несоответствующими спецификациям, и тоже могут содержаться в оболочках и называться «стержнями». Как известно, такие неотработанные материалы обладают при растворении азотной кислотой большей устойчивостью по сравнению с теми же материалами, присутствующими в отработанном топливе.
В более широком смысле способ по изобретению должен обеспечить также растворение упомянутых производственных отходов и материалов, входящих в состав нового (неотработанного) топлива, таких как порошки оксида плутония, смешанного оксида урана и плутония, топливные таблетки МОХ или же стержни с содержанием нового топлива МОХ, для регенерации материалов, пригодных для вторичного использования, которые содержатся в этих различных производственных отходах.
Описание изобретения
Указанные и другие цели достигаются в первую очередь способом растворения ядерного топлива, будь то отработанного или нового, при котором ядерное топливо погружают в раствор азотной кислоты.
Согласно изобретению, данный способ растворения дополнительно включает механическое измельчение ядерного топлива, осуществляемое в растворе азотной кислоты во время погружения.
Таким образом, способ по изобретению подразумевает одновременное погружение и механическое измельчение ядерного топлива для оптимизации растворения содержащихся в топливе материалов в растворе азотной кислоты и для получения образующегося при растворении азотнокислого раствора, в жидкой фазе которого содержатся не только соединения, по меньшей мере частично растворимые современными способами растворения, в частности плутоний и необязательно уран, второстепенные актиниды и растворимые продукты деления, но также пригодные для переработки соединения, которые содержатся в образующейся при растворении мелкой фракции, но которые не могут быть растворены современными способами растворения, в частности плутоний, уран и/или растворимые продукты деления.
Применение такого механического измельчения во время погружения ядерного топлива позволяет постепенно уменьшать размер частиц или зёрен растворяемого ядерного топлива и, следовательно, постепенно увеличивать его удельную поверхность. При этом объединённое с погружением механическое измельчение позволяет увеличить количество реакционноспособных очагов, на которых протекает реакция растворения, на поверхности частиц ядерного топлива, а также количество структурных и/или кристаллографических дефектов, соответствующих потенциальным очагам коррозии и, следовательно, растворения упомянутых частиц ядерного топлива в растворе азотной кислоты.
Комплекс описанных выше явлений позволяет считать, что способ растворения по изобретению может обеспечить постоянную активацию поверхности частиц ядерного топлива, содействуя их растворению в растворе азотной кислоты.
Применение механического измельчения при погружении ядерного топлива также в результате размешивания обеспечивает обновление раствора азотной кислоты по границе раздела твёрдое тело/жидкость (частицы ядерного топлива/раствор азотной кислоты) без необходимости применения избыточных объёмов раствора азотной кислоты и/или дополнительной системы для перемешивания, как таковой. Следовательно, способ растворения по изобретению вполне может применяться в непрерывном или периодическом режиме.
Этот факт является тем более неожиданным и удивительным, что эффективность растворения в способе по изобретению значительно превосходит эффективность, достигаемую в способе растворения ядерного топлива, при котором используется предшествующее погружению измельчение и в котором удельная поверхность ядерного топлива несомненно была бы больше, и это - в начале погружения.
Кроме того, в результате механического измельчения в среде раствора азотной кислоты способ по изобретению имеет другое важное преимущество, заключающееся в ограничении рассеивания частиц измельчённого ядерного топлива и, следовательно, вызываемого этим загрязнения, по сравнению со способом растворения, в котором механическое измельчение производилось бы «в сухую» до погружения топлива в раствор азотной кислоты, учитывая при этом ядерную природу растворяемого топлива.
Согласно предпочтительному варианту осуществления способа по изобретению раствор азотной кислоты, в который погружается и одновременно с этим измельчается ядерное топливо, нагревают до 90 - 105°С.
Нагрев раствора азотной кислоты позволяет повысить кинетику растворения ядерного топлива и таким образом дополнительно улучшить показатели растворения способа по изобретению.
Согласно варианту осуществления способа по изобретению молярная концентрация раствора азотной кислоты может составлять от 1 до 10 моль/л.
В частности, молярная концентрация раствора азотной кислоты может быть приведена в соответствие с составом материала, образующего подлежащее растворению ядерное топливо.
Молярная концентрация раствора азотной кислоты предпочтительно составляет от 3 до 8 моль/л.
Согласно другому предпочтительному варианту осуществления способа по изобретению в растворе азотной кислоты может дополнительно содержаться поглотитель нейтронов.
Присутствие поглотителя нейтронов в смеси из ядерного топлива и раствора азотной кислоты позволяет оптимизировать условие так называемого докритического нейтронного состояния этой смеси.
В качестве примера поглотителя нейтронов можно привести гадолиний.
Согласно другому варианту осуществления способа по изобретению погружение ядерного топлива в азотнокислый раствор может осуществляться в течение по меньшей мере 30 минут.
Продолжительность погружения ядерного топлива в азотнокислый раствор может быть, в частности, приведена в соответствие с составом растворяемого ядерного топлива.
При использовании способа по изобретению можно осуществлять оперативный (in-line) контроль за растворением, что позволяет управлять прекращением растворения и затем разгрузкой реактора с учётом протекания рассматриваемых реакций растворения.
Как указано выше, в отличие от известных из уровня техники способов растворения способ по изобретению включает механическое измельчение ядерного топлива в азотнокислом растворе при его погружении.
Разумеется, это механическое измельчение может проводиться в течение части продолжительности периода погружения ядерного топлива.
Однако согласно предпочтительному варианту осуществления способа по изобретению механическое измельчение проводится в течение всего периода погружения для дополнительной оптимизации растворения ядерного топлива в растворе азотной кислоты.
В том случае, когда ядерное топливо заключено в оболочку, способ растворения по изобретению предпочтительно может дополнительно включать этап удаления оболочки с ядерного топлива, причём этот этап предшествует погружению.
Такой этап удаления оболочки с ядерного топлива способствует контакту между раствором азотной кислоты и образующим ядерное топливо материалом, будь то материал в виде порошка или таблетки.
Данный этап удаления оболочки обычно осуществляют механически.
Такой этап механического удаления оболочки может проводиться, например, с использованием ножниц или способом, предложенным в документе ЕР 2 345 041 и позволяющим удалять оболочки посредством деформации (приданием овальности) оболочки.
Само собой разумеется, что в том случае, когда образующим топливо материалом служит неотработанный порошок на основе оксида плутония, необязательно содержащий также уран или америций, или же неотработанная таблетка (отбракованная при изготовлении) на основе оксида плутония или смешанного оксида урана и плутония, то способ растворения по изобретению не содержит предварительного этапа удаления оболочки, при этом неотработанные порошки и таблетки измельчаются непосредственно.
Подлежащее растворению ядерное топливо, отработанное или неотработанное, может содержать по меньшей мере один оксид плутония и/или по меньшей мере один смешанный оксид плутония и по меньшей мере одного второго металла, отличного от плутония. Как будет показано ниже, этот второй металл может быть выбран, в частности, из урана, тория, нептуния, америция и кюрия.
В том случае, когда подлежащим растворению ядерным топливом является отработанное топливо, то оно может происходить от нового топлива, содержащего по меньшей мере один оксид урана, такого как топливо с диоксидом урана UO2, называемое также топливом UOX. В том случае, когда оно содержит по меньшей мере один смешанный оксид плутония и по меньшей мере одного второго металла, то такое ядерное топливо, будь то отработанное или нет, может быть топливом со смешанным оксидом плутония и по меньшей мере одного элемента, выбранного из урана, тория и второстепенного актинида.
Под «второстепенным актинидом» понимается химический элемент из семейства актинидов, за исключением урана, плутония и тория. Такие второстепенные актиниды образуются в реакторах вследствие последовательных захватов нейтронов ядрами урана ядерного топлива. Основными из второстепенных актинидов являются нептуний, америций и кюрий.
Ядерное топливо, содержащее по меньшей мере один смешанный оксид плутония и по меньшей мере одного второго металла может быть, в частности, топливом из смешанного оксида урана и плутония (U, Pu)O2, называемым также топливом МОХ.
Благодаря улучшенным параметрам растворения по сравнению с современными способами растворения способ по изобретению позволяет, в частности, растворять разные виды топлива МОХ с содержанием локальных химических неоднородностей, в которых содержание плутония является высоким, обычно 35% от общего содержания урана и плутония или выше.
Топливом, содержащим по меньшей мере один смешанный оксид плутония и по меньшей мере одного второго металла, может быть топливо из смешанного оксида плутония и одного или нескольких второстепенных актинидов, причём этот или эти второстепенные актиниды выбирают, в частности, из нептуния, америция и кюрия.
Хотя способ по изобретению предпочтительно относится к растворению отработанного ядерного топлива, он может также успешно применяться для растворения новых, неотработанных видов ядерного топлива, растворение которых в растворе азотной кислоты происходит, как известно, труднее, чем растворение отработанного топлива.
В частности, такое ядерное топливо может содержать производственные отходы неотработанного или нового ядерного топлива или может даже состоять из них.
Таким образом, ядерным топливом, которое может быть растворено способом по изобретению, может быть отработанное и/или неотработанное топливо.
Во втором варианте изобретение относится к применению специального устройства для осуществления описанного выше способа растворения ядерного топлива, при этом выгодные признаки данного способа растворения могут применяться раздельно или в комбинации.
Согласно изобретению, этим устройством служит дробилка, снабжённая средствами механического измельчения.
В соответствии с общепринятой практикой такая дробилка оборудована дробильной камерой, оснащенной средствами механического измельчения, в которую подают ядерное топливо, раствор азотной кислоты и необязательно поглотитель нейтронов.
Преимущество от использования такой дробилки заключается, в частности, в том, что она может быть легко и надёжно соединена со средствами подачи ядерного топлива и раствора азотной кислоты для их загрузки в измельчительную камеру, со средствами отвода образующегося при растворении азотнокислого раствора, твёрдых нерастворимых продуктов и газов, а также к одному или нескольким из следующих других средств:
- средства для фильтрации образующегося при растворении азотнокислого раствора,
- средства нагрева,
- средства для рециркуляции образующегося при растворении азотнокислого раствора,
- средства для отбора проб,
- средства для регулировки параметров реакции растворения, таких как температура и рН.
В качестве примера, средства нагрева могут быть выполнены с возможностью непосредственного нагрева смеси из ядерного топлива и раствора азотной кислоты или же могут быть объединены со средствами циркуляции упомянутой смеси, такими как расширительный бак.
Аналогичным образом регулировка значения рН может производиться либо добавкой соответствующего раствора непосредственно в измельчительную камеру, либо посредством расширительного бака, в котором циркулирует смесь из ядерного топлива и раствора азотной кислоты.
Соединение дробилки со средствами для отбора проб позволяет, в частности, следить за ходом растворения. Такие средства отбора проб могут располагаться последовательно или параллельно и служить для измерения рН образующегося при растворении азотнокислого раствора и/или концентрации ионов в данном растворе (например, посредством колориметрии/спектрометрии в ультрафиолетовом свете, путём дозирования) или же для определения распределения по размеру частиц растворяемого ядерного топлива (например, путём гранулометрии). Такие средства отбора проб могут быть образованы, в частности, миллижидкостными клетками.
Дробилка для осуществления способа растворения по изобретению предпочтительно представляет собой шаровую или галечную мельницу. Материалы дробилки и шары или галька, естественно, должны обладать стойкостью к ядерной природе подлежащего растворению топлива, а также к коррозии, которая может быть вызвана раствором азотной кислоты.
Таким образом, согласно предпочтительному варианту выполнения изобретения шар(ы) и галька состоят из диоксида циркония, который обладает оптимальной стойкостью к коррозии, вызываемой смесью ядерного топлива и раствора азотной кислоты.
В третьем варианте изобретение относится к способу растворения отработанного ядерного топлива, позволяющему улучшить растворение пригодных для переработки соединений, содержащихся в мелкой фракции, образующейся при растворении современными способами растворения.
Согласно изобретению указанный способ включает в себя следующие этапы, применяемые в указанной последовательности:
а) растворение отработанного ядерного топлива погружением в раствор азотной кислоты, в результате чего получают азотнокислый раствор, содержащий образующуюся при растворении мелкую фракцию,
б) отделение образующейся при растворении мелкой фракции от образовавшегося при растворении азотнокислого раствора, и
в) растворение мелкой фракции, образовавшейся при растворении и отделённой на этапе б), описанным выше способом растворения, при этом выгодные признаки этого способа могут применяться раздельно или в комбинации.
Иными словами, способ растворения отработанного ядерного топлива включает следующие этапы, применяемые в указанной последовательности:
а) растворение отработанного ядерного топлива погружением в раствор азотной кислоты, в результате чего получают азотнокислый раствор, содержащий образующуюся при растворении мелкую фракцию,
б) отделение образовавшейся при растворении мелкой фракции от полученного при растворении азотнокислого раствора, и
в) растворение мелкой фракции, образовавшейся при растворении и отделённой на этапе б), в ходе которого указанную мелкую фракцию погружают в раствор азотной кислоты и механически измельчают, причём механическое измельчение осуществляют в растворе азотной кислоты во время указанного погружения.
Этапы а) и б) приведённого выше способа соответствуют этапам современных способов растворения, причём эти этапы описаны выше в разделе «Уровень техники». Как указано в этом разделе, осуществление этапов а) и б) не позволяет удовлетворительно растворять пригодные для переработки соединения, содержащиеся в образующейся при растворении мелкой фракции, в частности, плутоний, уран и/или растворимые продукты деления.
Однако применение этапа в) после этапа б) позволяет оптимизировать растворение пригодных для переработки соединений, содержащихся в мелкой фракции, образующейся при растворении с использованием современных способов растворения, с целью их вторичного использования. При этом поток твёрдых материалов, которые могут стекловаться, оказывается де-факто обеднённым плутонием, ураном и/или растворимыми продуктами деления.
Согласно одному варианту осуществления изобретения в том случае, когда отработанное ядерное топливо заключено в оболочку, может проводиться этап удаления оболочки с отработанного ядерного топлива, причём этот этап удаления оболочки предшествует этапу а).
Подлежащее растворению отработанное ядерное топливо может содержать по меньшей мере один оксид плутония и/или по меньшей мере один смешанный оксид плутония и по меньшей мере одного второго металла, отличающегося от плутония. Этот второй металл может быть выбран, в частности, из урана, тория, нептуния, америция и кюрия.
Отработанным ядерным топливом, содержащим по меньшей мере один смешанный оксид плутония и по меньшей мере одного второго металла, может быть, в частности, топливо МОХ.
Другие признаки и преимущества изобретения станут понятны из последующего, описания, изложенного со ссылкой на приложенную фиг. 1 и относящегося к примерам осуществления способов растворения, двух способов по изобретению, предусматривающих одновременное погружение и измельчение (Pi и Pl), и двух других контрольных способов, из которых один предусматривает только погружение (Рr), второй – измельчение с последующим погружением (PR).
Необходимо уточнить, что описанные ниже примеры проводились с использованием диоксида церия СеО2, называемого иногда двуокисью церия, который не является оксидом радиоактивного металла и который симулирует плутоний в отношении растворения в растворе азотной кислоты.
Разумеется, эти примеры приводятся только в порядке иллюстрации сути изобретения, совершенно не ограничивая объем изобретения.
Краткое описание чертежей
На фиг. 1 показан график, иллюстрирующий динамику концентрации церия в массовых процентах (обозначено Се и выражено в г/л) в азотнокислых растворах, полученных при растворении двумя способами, из которых один соответствует изобретению (Рi), а другой является контрольным и соответствует уровню техники (Рr), в зависимости от времени (обозначено «t» и выражено в «минутах»).
Подробное описание частных вариантов выполнения.
Пример 1. Сравнение двух способов растворения двуокиси церия в растворе азотной кислоты (5 моль)
В этом примере применялась шаровая мельница от фирмы Wma-Getzmann под торговым наименованием Dispermat® SL5, с объёмом измельчительной камеры 50 мл и шарами из диоксида циркония.
Трёхходовой клапан был подключён к выпускной трубе данной мельницы для отбора проб с целью определения хода растворения диоксида церия в растворе азотной кислоты путём отслеживания его концентрации в образовавшемся при растворении азотнокислом растворе, при этом концентрацию определяли методом атомно-эмиссионной спектрометрии с индуктивно связанной плазмой (ICP-AES).
В первом опыте 20 г диоксида церия поместили в 100 мл раствора азотной кислоты с молярной концентрацией 5 моль/л (5 М) в измельчительной камере шаровой мельницы с присутствием в ней шаров таким образом, чтобы можно было следить за ходом растворения диоксида церия контрольным способом растворения, обозначенным Pi.
Во втором опыте 20 г диоксида церия поместили в 100 мл раствора азотной кислоты с молярной концентрацией 5 моль/л (или 5 М) в измельчительной камере шаровой мельницы в отсутствие в ней шаров таким образом, чтобы можно было следить за ходом растворения диоксида церия контрольным способом растворения, обозначенным Pr.
Обратившись к фиг. 1, на которой в зависимости от времени и массовой концентрации церия в каждом из образовавшихся при растворении азотнокислых растворов, полученных способами растворения Pi и Pr, показан ход растворения, можно отметить, что:
- через 400 минут (т.е. через немногим более 6 часов) массовая концентрация церия в образовавшемся при растворении азотнокислом растворе составила 0,09 г/л при использовании способа Pr против 4,22 г/л при использовании способа Pi, что соответствует растворению диоксида церия в количестве 0,1% при способе Pr по сравнению с 5% в способе Pi; и
- через 1350 минут (приблизительно через 22 ч) массовая концентрация церия в образовавшемся при растворении азотнокислом растворе составила 0,31 г/л при использовании способа Pr против 17,75 г/л при использовании способа Pi, что соответствует растворению диоксида церия в количестве лишь 0,2% способом Pr по сравнению с 11% в способе Pi.
Иными словами, отмечено 50-кратное увеличение скорости растворения диоксида церия в 5 М растворе азотной кислоты, что подтверждает целесообразность одновременного проведение погружения диоксида церия в раствор и его измельчения.
Пример 2. Сравнение двух способов растворения диоксида церия в (5 моль) растворе азотной кислоты
В этом примере использовали вибрационную дробилку с двумя отделениями, обозначенными Cl и CR.
В отделении Cl с дробильным шаром из диоксида циркония использовали способ растворения по изобретению, обозначенный Pl. При этом, 2 г диоксида церия поместили в 10 мл раствора азотной кислоты с молярной концентрацией 5 М. Через 7,5 ч одновременного погружения и измельчения диоксида церия в растворе азотной кислоты образовавшийся при растворении азотнокислый раствор, обозначенный Sl, анализировали методом атомно-эмиссионной спектрометрии с индуктивно связанной плазмой (ICP-AES).
В отделении CR с измельчительным шаром из диоксида циркония использовали контрольный способ растворения, обозначенный PR. При этом, 2 г диоксида церия поместили в 10 мл деионизированной воды. Через 7,5 ч одновременного погружения диоксида церия в ионизированную воду и измельчения раствор с измельчённым диоксидом церия фильтровали и сушили. Измельчённый и сухой диоксид церия поместили в химический стакан с 10 мл раствора азотной кислоты с молярной концентрацией 5 М и перемешивали магнитным стержнем. Через 7,5 ч погружения и перемешивания измельчённого диоксида церия в растворе азотной кислоты образовавшийся при растворении азотнокислый раствор, обозначенный SR, также анализировали методом атомно-эмиссионной спектрометрии с индуктивно связанной плазмой.
Массовые концентрации диоксида церия, измеренные в растворах Sl и SR, составили 4 г/л и 0,75 г/л, соответственно.
Следовательно, в этом примере отмечено 5-кратное повышение скорости растворения диоксида церия в 5 М растворе азотной кислоты.
Таким образом, полученные результаты наглядно иллюстрируют синергию способа растворения по изобретению, при котором одновременно осуществляют погружение в раствор и измельчение, по сравнению со способом растворения, в котором используют измельчение и последующее погружение.
Процитированная литература:
ЕР 2 345 041 А1.

Claims (19)

1. Способ растворения ядерного топлива, включающий погружение ядерного топлива в раствор азотной кислоты, отличающийся тем, что способ дополнительно включает механическое измельчение ядерного топлива, при этом механическое измельчение осуществляют в растворе азотной кислоты во время указанного погружения.
2. Способ по п. 1, в котором раствор азотной кислоты нагревают до температуры от 90 до 105°С.
3. Способ по п. 1 или 2, в котором молярная концентрация раствора азотной кислоты составляет от 1 до 10 моль/л, предпочтительно от 3 до 8 моль/л.
4. Способ по любому из пп. 1-3, в котором раствор азотной кислоты дополнительно содержит поглотитель нейтронов, такой как гадолиний.
5. Способ по любому из пп. 1-4, в котором механическое измельчение осуществляют в течение всей продолжительности погружения.
6. Способ по любому из пп. 1-5, в котором ядерное топливо содержит по меньшей мере один оксид плутония и/или по меньшей мере один смешанный оксид плутония и по меньшей мере один второй металл, выбранный из урана, тория, нептуния, америция и кюрия.
7. Способ по п. 6, в котором вторым металлом является уран, при этом ядерным топливом, содержащим по меньшей мере один смешанный оксид урана и плутония, является смешанное оксидное топливо (МОХ).
8. Способ по любому из пп. 1-7, в котором ядерным топливом является отработанное ядерное топливо.
9. Способ по любому из пп. 1-7, в котором ядерное топливо содержит отходы от производства неотработанного ядерного топлива.
10. Способ по любому из пп. 1-9, который, в случае, когда ядерное топливо заключено в оболочку, дополнительно включает этап удаления оболочки с ядерного топлива, причём это этап предшествует этапу погружения.
11. Применение дробилки со средствами механического измельчения в способе растворения ядерного топлива по любому из пп. 1-10.
12. Применение по п. 11, в котором дробилкой является шаровая или галечная мельница, при этом шары или галька предпочтительно состоят из диоксида циркония.
13. Способ растворения отработанного ядерного топлива, включающий следующие этапы в указанной последовательности:
а) растворение отработанного ядерного топлива путем его погружения в раствор азотной кислоты, в результате чего получают азотнокислый раствор, содержащий мелкую фракцию, образующуюся при растворении,
б) отделение образовавшейся при растворении мелкой фракции от полученного при растворении азотнокислого раствора, и
в) растворение мелкой фракции, образовавшейся при растворении и отделённой на этапе б), с использованием способа растворения по любому из пп. 1-5.
14. Способ по п. 13, который, в случае, когда отработанное ядерное топливо заключено в оболочку, дополнительно включает этап удаления этой оболочки с отработанного ядерного топлива, причём этот этап удаления оболочки предшествует этапу а).
15. Способ по п. 13 или 14, в котором отработанное ядерное топливо содержит по меньшей мере один оксид плутония и/или по меньшей мере один смешанный оксид плутония и по меньшей мере одного второго металла, выбранного из урана, тория, нептуния, америция и кюрия.
16. Способ по п. 15, в котором, в случае, когда вторым металлом является уран, ядерное топливо, содержащее по меньшей мере один смешанный оксид урана и плутония, является топливом МОХ.
RU2019101610A 2016-06-23 2017-06-21 Способ растворения ядерного топлива RU2733810C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR1655871A FR3053151B1 (fr) 2016-06-23 2016-06-23 Procede de dissolution d'un combustible nucleaire
FR1655871 2016-06-23
PCT/FR2017/051646 WO2017220928A1 (fr) 2016-06-23 2017-06-21 Procédé de dissolution d'un combustible nucléaire

Publications (3)

Publication Number Publication Date
RU2019101610A RU2019101610A (ru) 2020-07-23
RU2019101610A3 RU2019101610A3 (ru) 2020-08-07
RU2733810C2 true RU2733810C2 (ru) 2020-10-07

Family

ID=57750019

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2019101610A RU2733810C2 (ru) 2016-06-23 2017-06-21 Способ растворения ядерного топлива

Country Status (7)

Country Link
US (1) US10839968B2 (ru)
EP (1) EP3459084B1 (ru)
JP (1) JP7018027B2 (ru)
CN (1) CN109478436B (ru)
FR (1) FR3053151B1 (ru)
RU (1) RU2733810C2 (ru)
WO (1) WO2017220928A1 (ru)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3813464A (en) * 1968-09-04 1974-05-28 Allied Chem Method of dissolving spent nuclear fuel
WO2001033475A2 (en) * 1999-11-04 2001-05-10 Onedayfree, Inc. Intercommunicating computer calendar-based marketing and sales
RU2186031C2 (ru) * 2000-05-04 2002-07-27 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Способ получения порошков оксидов урана с заданным содержанием урана-235
RU2249267C2 (ru) * 2003-04-09 2005-03-27 Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты)
RU2453937C1 (ru) * 2011-03-10 2012-06-20 Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш") Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB900113A (en) * 1959-12-17 1962-07-04 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to the production of uranium values
US3328133A (en) * 1964-02-10 1967-06-27 Japan Atomic Energy Res Inst Method for direct recovery of plutonium from irradiated nuclear fuel
FR1404876A (fr) * 1964-02-10 1965-07-02 Japan Atomic Energy Res Inst Procédé de récupération directe de plutonium à partir de combustible nucléaire irradié
DE1542175A1 (de) * 1966-02-28 1970-06-04 Kaba Dipl Ing Emil Laszlo Verfahren zum Wiederaufarbeiten von verbrauchten Kernbrennstoffen sowie Vorrichtung zur Durchfuehrung des Verfahrens
FR1552176A (ru) * 1967-11-21 1969-01-03
DE2715367A1 (de) * 1977-04-06 1978-10-12 Kernforschungsz Karlsruhe Aufloeser zum herausloesen von kernbrennstoffen aus brennelementabschnitten
GB2004256B (en) * 1977-09-16 1982-01-20 Alkem Gmbh Process for the production of uo2/puo2 nuclear fuels
DE3010547A1 (de) * 1980-03-19 1981-10-01 Alkem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur herstellung salpetersaeureloeslicher mischoxidkernbrennstofftabletten
EP0036214B1 (de) * 1980-03-19 1985-09-11 Alkem Gmbh Verfahren zur Herstellung salpetersäurelöslicher Mischoxidkernbrennstofftabletten
JPS5924738B2 (ja) * 1980-12-16 1984-06-12 株式会社東芝 核燃料転換装置
DE3228979A1 (de) * 1982-08-03 1984-02-09 Alkem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zum aufarbeiten eines kernreaktorbrennstabes
JPS61207999A (ja) * 1985-03-12 1986-09-16 財団法人産業創造研究所 使用済核燃料棒の脱被覆およびペレツトの粉砕供給システム
CA1269251C (en) * 1985-10-09 1990-05-22 Bradley J F Palmer SEPARATION OF FISSION PRODUCTS, NEUTRON ABSORBERS, CONTAINED IN URANIUM-BASED FUELS
JPH04161888A (ja) * 1990-10-25 1992-06-05 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 核燃料ペレットの溶解方法
JPH04350599A (ja) * 1991-05-29 1992-12-04 Nippon Nuclear Fuel Dev Co Ltd 使用済み核燃料要素の処理方法
WO2001033575A2 (en) * 1999-10-29 2001-05-10 Atomic Energy Of Canada Limited Process for recycling irradiated fuel
JP2009186399A (ja) 2008-02-08 2009-08-20 Nippon Tmi Co Ltd 使用済核燃料の再処理方法
FR2938110B1 (fr) * 2008-11-06 2013-02-15 Areva Nc Procede de vidage de gaines de combustible nucleaire et machine de broyage par deformation de la gaine
US8502179B1 (en) * 2011-06-30 2013-08-06 Christine Lydie Zolli Amalgam of crushed hazardous radioactive waste, such as spent nuclear fuel rods, mixed with copious amounts of lead pellets, also granulated, to form a mixture in which lead granules overwhelm
JP2013011562A (ja) 2011-06-30 2013-01-17 Vision Development Co Ltd 金属原子を含有する廃液の処理方法、及び吸着剤
US9428401B1 (en) * 2012-09-18 2016-08-30 U.S. Department Of Energy Separation of the rare-earth fission product poisons from spent nuclear fuel
FR3039696B1 (fr) * 2015-07-29 2017-07-28 Commissariat Energie Atomique Procede de traitement en un cycle, exempt d'operation de desextraction reductrice du plutonium, d'une solution aqueuse nitrique de dissolution d'un combustible nucleaire use

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3813464A (en) * 1968-09-04 1974-05-28 Allied Chem Method of dissolving spent nuclear fuel
WO2001033475A2 (en) * 1999-11-04 2001-05-10 Onedayfree, Inc. Intercommunicating computer calendar-based marketing and sales
RU2186031C2 (ru) * 2000-05-04 2002-07-27 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Способ получения порошков оксидов урана с заданным содержанием урана-235
RU2249267C2 (ru) * 2003-04-09 2005-03-27 Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты)
RU2453937C1 (ru) * 2011-03-10 2012-06-20 Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения" (ОАО "СвердНИИхиммаш") Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива

Also Published As

Publication number Publication date
EP3459084B1 (fr) 2020-06-10
US10839968B2 (en) 2020-11-17
JP2019518966A (ja) 2019-07-04
CN109478436B (zh) 2023-04-14
RU2019101610A3 (ru) 2020-08-07
FR3053151B1 (fr) 2018-08-10
EP3459084A1 (fr) 2019-03-27
RU2019101610A (ru) 2020-07-23
CN109478436A (zh) 2019-03-15
FR3053151A1 (fr) 2017-12-29
JP7018027B2 (ja) 2022-02-09
WO2017220928A1 (fr) 2017-12-28
US20190189298A1 (en) 2019-06-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2327077A2 (fr) Procede de preparation d'un combustible mixte comprenant de l'uranium et au moins un actinide et/ou lanthanide mettant en oeuvre une resine echangeuse de cations
Natarajan Reprocessing of spent fast reactor nuclear fuels
JP3524743B2 (ja) 使用済軽水炉燃料の再処理方法
Nakahara et al. Separation of actinide elements by solvent extraction using centrifugal contactors in the NEXT process
RU2733810C2 (ru) Способ растворения ядерного топлива
Netter Reprocessing of spent oxide fuel from nuclear power reactors
Liljenzin et al. Reducing the long-term hazard of reactor waste through actinide removal and destruction in nuclear reactors
EP2223305B1 (en) Use of a wash solution in continuous reprocessing of nuclear fuel and a system thereof
US9428401B1 (en) Separation of the rare-earth fission product poisons from spent nuclear fuel
Govindan et al. Partitioning of uranium and plutonium by acetohydroxamic acid
EP3961653B1 (en) Remix - fuel for a nuclear fuel cycle
Miguirditchian et al. Advanced concepts for uranium and plutonium multi-recycling
US5500192A (en) Method of separating neptunium and plutonium
Collins et al. Development of the UREX+ co-decontamination solvent extraction process
Kudinov et al. Batching of spent AMB nuclear fuel for reprocessing at the industrial association mayak
EP1025567B1 (en) Nuclear fuel reprocessing
Law et al. Development of cesium and strontium separation and immobilization technologies in support of an advanced nuclear fuel cycle
JPH0634057B2 (ja) Ｍｏｘ燃料の製造方法
Nakahara et al. Partitioning of plutonium by acid split method with dissolver solution derived from irradiated fast reactor fuel with high concentration of plutonium
Hélaine et al. Research and test reactor fuel reprocessing at Areva NC La Hague
Viala et al. Advanced Purex process for the new French reprocessing plants
Johnson et al. Light water reactor fuel reprocessing: dissolution studies of voloxidized fuel
WO2001033575A2 (en) Process for recycling irradiated fuel
Bychkov et al. Overview of RIAR activity on pyroprocess development and application to oxide fuel and plans in the coming decade
Gué et al. French experience in MOX fuel dissolution