RU2759155C1 - Method for recovery of isotopic regenerated uranium - Google Patents
Method for recovery of isotopic regenerated uranium Download PDFInfo
- Publication number
- RU2759155C1 RU2759155C1 RU2020144301A RU2020144301A RU2759155C1 RU 2759155 C1 RU2759155 C1 RU 2759155C1 RU 2020144301 A RU2020144301 A RU 2020144301A RU 2020144301 A RU2020144301 A RU 2020144301A RU 2759155 C1 RU2759155 C1 RU 2759155C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- cascade
- isotope
- content
- diluent
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B01—PHYSICAL OR CHEMICAL PROCESSES OR APPARATUS IN GENERAL
- B01D—SEPARATION
- B01D59/00—Separation of different isotopes of the same chemical element
- B01D59/20—Separation by centrifuging
-
- 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
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области рециклирования ядерных энергетических материалов и касается технологии восстановления регенерированного урана.The invention relates to the field of recycling of nuclear energy materials and relates to a technology for the recovery of regenerated uranium.
После выгорания в ядерном реакторе изотопный состав отработавшего топлива существенно отличается от изотопного состава природного урана. В отработавшем топливе остается большое содержание изотопа уран-235, при значительном содержании изотопов уран-232, уран-234, уран-236. Присутствие в повышенном содержании перечисленных четных изотопов снижает качество (под «качеством» подразумевается изотопный состав урана с точки зрения содержания изотопов уран-232, уран-234, уран-236) и создает трудности с возвратом урана отработавшего топлива в топливный цикл и с обращением с регенерированным ураном в целом, т.к. продукты распада изотопа уран-232 являются источниками мощного гамма излучения, изотоп уран-234 является источником загрязнения альфа частицами, а изотоп уран-236 обладает свойством паразитного захвата тепловых нейтронов в активной зоне ядерного реактора.After burnup in a nuclear reactor, the isotopic composition of the spent fuel differs significantly from the isotopic composition of natural uranium. The spent fuel contains a high content of the isotope uranium-235, with a significant content of the isotopes uranium-232, uranium-234, uranium-236. The presence of the listed even isotopes in an increased content reduces the quality (by “quality” we mean the isotopic composition of uranium in terms of the content of isotopes uranium-232, uranium-234, uranium-236) and creates difficulties with the return of spent uranium to the fuel cycle and with regenerated uranium as a whole, since the decay products of the uranium-232 isotope are sources of powerful gamma radiation, the uranium-234 isotope is a source of alpha particle pollution, and the uranium-236 isotope has the property of parasitic capture of thermal neutrons in the core of a nuclear reactor.
Сущность изобретения: способ восстановления изотопного состава регенерированного урана, заключающийся в повышении содержания изотопа уран-235 в регенерированном уране до 2,0÷6,0 мас. % при понижении абсолютного и/или относительного содержания изотопов уран-232, уран-234, уран-236. Способ состоит из двух последовательных этапов: обогащение регенерированного урана в форме гексафторида в двойном изотопно-разделительном каскаде с дополнительным питанием каскада ураном-разбавителем и смешением промежуточного продукта получаемого с каскада с ураном-разбавителем для получения восстановленного регенерированного урана требуемого качества, с одновременным смешиванием побочных продуктов восстановления между собой перед их десублимацией в емкость. В первом ординарном изотопно-разделительном каскаде восстанавливаемый регенерированный уран обогащают до содержания изотопа уран-235 от 10% и более для снижения относительного содержания изотопа уран-236, далее обогащенную в первом каскаде изотопную урановую смесь подают на питание второго ординарного каскада, в который дополнительно подается уран-разбавитель. Во втором ординарном каскаде производят очистку изотопной смеси от изотопов уран-232 и уран-234 с добавлением урана-разбавителя, благодаря которому максимальное содержание в каскаде изотопа уран-232 не превышает величины 10-4 мас. %. На втором этапе поток тяжелой фракции второго каскада смешивается с ураном-разбавителем для получения товарного содержания изотопа уран-235. Побочные продукты восстановления смешиваются друг с другом без их промежуточного цикла сублимация-десублимация для дальнейшей переработки или хранения.The essence of the invention: a method for restoring the isotopic composition of regenerated uranium, which consists in increasing the content of the isotope uranium-235 in the regenerated uranium to 2.0 ÷ 6.0 wt. % with a decrease in the absolute and / or relative content of isotopes uranium-232, uranium-234, uranium-236. The method consists of two successive stages: enrichment of regenerated uranium in the form of hexafluoride in a double isotope separation cascade with additional feeding of the cascade with uranium-diluent and mixing the intermediate product obtained from the cascade with uranium-diluent to obtain reduced regenerated uranium of the required quality, with simultaneous mixing of by-products recovery between themselves before they are desublimated into a container. In the first ordinary isotope separation cascade, the recovered regenerated uranium is enriched to the content of the uranium-235 isotope from 10% or more to reduce the relative content of the uranium-236 isotope, then the isotopic uranium mixture enriched in the first cascade is fed to the second ordinary cascade, which is additionally fed uranium diluent. In the second ordinary cascade, the isotopic mixture is purified from the isotopes uranium-232 and uranium-234 with the addition of uranium-diluent, due to which the maximum content of the uranium-232 isotope in the cascade does not exceed 10 -4 wt. %. At the second stage, the stream of the heavy fraction of the second cascade is mixed with uranium-diluent to obtain the commercial content of the isotope uranium-235. Reduction by-products are mixed with each other without their intermediate sublimation-desublimation cycle for further processing or storage.
Преимущества изобретенияAdvantages of the invention
- Повышение качества обогащенного регенерированного урана.- Improving the quality of enriched regenerated uranium.
- Повышение безопасности процесса за счет снижения дозовой нагрузки на обслуживающий персонал посредством ограничения величины максимального содержания в каскаде изотопа уран-232 не более 10-4 мас. %.- Increasing the safety of the process by reducing the dose load on the operating personnel by limiting the value of the maximum content of the uranium-232 isotope in the cascade to no more than 10 -4 wt. %.
- Снижение затрат на производство обогащенного регенерированного урана, за счет исключения промежуточных технологических переделов, в виде десублимации и сублимации, посредством прямого смешивания потоков побочных продуктов восстановления отбираемых с каскада в газообразной форме гексафторида.- Reducing the cost of producing enriched regenerated uranium by eliminating intermediate technological conversions, in the form of desublimation and sublimation, by directly mixing the streams of reduction by-products taken from the cascade in the gaseous form of hexafluoride.
- Снижение затрат на производство изотопно-восстановленного регенерированного урана, за счет исключения затрат, связанных с утилизацией среднеактивных радиоактивных отходов (далее - РАО), посредством технического обеспечения при использовании способа возникновения только низкоактивных РАО.- Reducing the cost of producing isotopically reduced regenerated uranium by eliminating the costs associated with the disposal of intermediate level radioactive waste (hereinafter referred to as RW) through technical support when using the method of generating only low-level radioactive waste.
Известен способ-аналог изотопного восстановления регенерированного урана [патент RU 2307410], заключающийся в повышении концентрацию делящегося изотопа уран-235 по сравнению с исходным содержанием до заданной величины 2÷5 мас. % прямым обогащением в одинарном каскаде газовых центрифуг с одновременным разбавлением гексафторидом смеси изотопов урана с меньшими, чем в исходной выгоревшей смеси, концентрациями изотопов уран-232, уран-234 и уран-236. Разбавление производится путем подмешивания гексафторида урана-разбавителя в межступенный поток каскада с идентичной концентрацией делящегося изотопа уран-235. Разбавление ведут гексафторидом натуральной смеси изотопов урана, гексафторидом смеси изотопов урана, выделенной из выгоревшего ядерного топлива, а также смесью гексафторида исходной выгоревшей смеси изотопов урана и гексафторида натуральной смеси изотопов урана или гексафторида смеси изотопов урана, выделенной из выгоревшего ядерного топлива. Недостатками способа-аналога являются использование дорогостоящего природного урана и его загрязнение нежелательными изотопами, наличие существенных затрат разделительной мощности для обогащения урана разбавителя, а также накопление ухудшающих качество урана изотопов при повторении циклов и, соответственно, увеличивающееся с каждым циклом необходимое количество урана-разбавителя.A known method is an analogue of the isotopic reduction of regenerated uranium [patent RU 2307410], which consists in increasing the concentration of the fissile isotope uranium-235 in comparison with the initial content to a given value of 2 ÷ 5 wt. % by direct enrichment in a single cascade of gas centrifuges with simultaneous dilution with hexafluoride of a mixture of uranium isotopes with lower concentrations of uranium-232, uranium-234, and uranium-236 isotopes than in the initial burned-out mixture. Dilution is performed by mixing uranium hexafluoride-diluent into the interstage stream of the cascade with an identical concentration of the fissile isotope uranium-235. Dilution is carried out with hexafluoride of a natural mixture of uranium isotopes, hexafluoride of a mixture of uranium isotopes isolated from burned out nuclear fuel, as well as a mixture of hexafluoride of the original burnt mixture of uranium isotopes and hexafluoride of a natural mixture of uranium isotopes or hexafluoride of a mixture of uranium isotopes isolated from the burned out nuclear fuel. The disadvantages of the analogous method are the use of expensive natural uranium and its contamination with unwanted isotopes, the presence of significant separation power costs for enriching uranium from the diluent, as well as the accumulation of isotopes deteriorating the quality of uranium when the cycles are repeated and, accordingly, the required amount of diluent uranium increases with each cycle.
Известен способ изотопного восстановления регенерированного урана [патент RU 2236053], который включает прямое обогащение гексафторида регенерированного урана в разделительном центрифужном каскаде. Смесь изотопов урана обогащают по делящемуся изотопу U-235 до 10,0-90,0 мас. %, после чего разбавляют ураном природного происхождения до массы, не превышающей массу сырьевого уранового регенерата. Разбавление ведут смесью изотопов урана с содержанием делящегося изотопа U-235 от 0,1 до 5,0 мас. %. Способ-аналог позволяет уменьшить в регенерированном уране содержание нежелательного изотопа U-236 и относительную концентрацию наиболее радиационно-опасных изотопов U-234 и U-232. Недостатками способа являются необходимость использования урана только природного происхождения и необходимость дополнительных затрат работы разделения для наработки урана-разбавителя.There is a known method for isotopic reduction of regenerated uranium [patent RU 2236053], which includes direct enrichment of regenerated uranium hexafluoride in a separating centrifuge cascade. The mixture of uranium isotopes is enriched in the fissile isotope U-235 to 10.0-90.0 wt. %, and then diluted with uranium of natural origin to a mass not exceeding the mass of the raw uranium regenerate. Dilution is carried out with a mixture of uranium isotopes containing the fissile isotope U-235 from 0.1 to 5.0 wt. %. The analogous method allows to reduce the content of the undesirable isotope U-236 and the relative concentration of the most radiation-hazardous isotopes U-234 and U-232 in the regenerated uranium. The disadvantages of this method are the need to use only natural uranium and the need for additional costs of separation work for the production of uranium-diluent.
В качестве прототипа выбран способ [патент RU 2282904], заключающийся в повышении содержания делящегося изотопа уран-235 в регенерированном уране до 2,0-5,0 мас. % при понижении абсолютной и/или относительной концентрации четных изотопов урана. Способ включает разделение изотопной смеси сырьевого уранового регенерата в газоцентрифужном изотопно-разделительном каскаде и смешение выделенной товарной изотопной смеси с ураном-разбавителем. Разделение изотопной смеси ведут в двойном каскаде. Обогащают сырьевой урановый регенерат по делящемуся изотопу уран-235 в первом ординарном каскаде до содержания более 90 мас. %. Во втором ординарном каскаде производят очистку изотопной смеси от изотопов уран-232 и уран-234. В качестве товарной изотопной смеси на смешение с ураном-разбавителем направляют отборный поток второго каскада, обогащенный по изотопу уран-235.As a prototype, the selected method [patent RU 2282904], which consists in increasing the content of the fissile isotope uranium-235 in regenerated uranium to 2.0-5.0 wt. % with decreasing absolute and / or relative concentration of even uranium isotopes. The method includes separation of the isotopic mixture of the raw uranium regenerate in a gas centrifuge isotope separation cascade and mixing the separated commercial isotopic mixture with the uranium diluent. Separation of the isotopic mixture is carried out in a double cascade. The raw uranium regenerate is enriched with the fissile isotope uranium-235 in the first ordinary cascade to a content of more than 90 wt. %. In the second ordinary cascade, the isotopic mixture is purified from the isotopes uranium-232 and uranium-234. As a commercial isotopic mixture, the selected stream of the second cascade enriched in the uranium-235 isotope is sent for mixing with uranium-diluent.
Недостатками способа-прототипа являются относительно высокое содержание изотопа уран-232 (~10-2 мас. %) в концевых ступенях и потоке отбора легкой фракции второго каскада и необходимость десублимации этой фракции в емкости перед ее дальнейшей переработкой. Изотоп уран-232 и продукты его распада формируют высокий уровень дозовой нагрузки на обслуживающий персонал. Также высокое содержание изотопа уран-232 ~10-2 мас. % впоследствии создает значительные трудности с утилизацией используемого оборудования (газовых центрифуг, емкостей, технологических фильтров и т.д.) после вывода его из эксплуатации. Продукты химического взаимодействия гексафторида урана с материалами, из которых изготовлены внутренние объемы оборудования, в виде коррозионных отложений, содержащих уран с повышенным содержанием изотопа уран-232, представляют собой среднеактивные РАО. Ориентировочная длительность хранения (предварительной выдержки) таких среднеактивных РАО, в виде утилизируемого оборудования, для снижения активности урана-232 и продуктов его распада до уровня очень низкоактивных РАО, пригодных к переработке для дальнейшего использования в народном хозяйстве, составляет более 400 лет. Очевидно, что специализированное хранение таких среднеактивных РАО влечет за собой большие финансовые затраты.The disadvantages of the prototype method are the relatively high content of the isotope uranium-232 (~ 10 -2 wt.%) In the end stages and the flow of selection of the light fraction of the second cascade and the need to desublimate this fraction in a container before its further processing. The isotope uranium-232 and its decay products form a high level of dose load on service personnel. Also, the high content of the isotope uranium-232 ~ 10 -2 wt. % subsequently creates significant difficulties with the disposal of the used equipment (gas centrifuges, tanks, process filters, etc.) after its decommissioning. The products of the chemical interaction of uranium hexafluoride with the materials from which the internal volumes of the equipment are made, in the form of corrosive deposits containing uranium with an increased content of the uranium-232 isotope, are intermediate-level radioactive waste. The approximate duration of storage (preliminary holding) of such intermediate-level radioactive waste, in the form of disposable equipment, to reduce the activity of uranium-232 and its decay products to the level of very low-level radioactive waste, suitable for processing for further use in the national economy, is more than 400 years. It is obvious that specialized storage of such intermediate-level radioactive waste entails large financial costs.
Задачами, на решение которых направлено заявляемое изобретение, являются:The tasks to be solved by the claimed invention are:
1. Снижение абсолютного и/или относительного содержания изотопов уран-232, уран-234, уран-236 при обогащении регенерированного урана по изотопу уран-235.1. Reduction of the absolute and / or relative content of isotopes uranium-232, uranium-234, uranium-236 during the enrichment of regenerated uranium in the isotope uranium-235.
2. Снижение дозовой нагрузки на обслуживающий персонал при обогащении регенерированного урана за счет не превышения содержания изотопа уран-232 в изотопной смеси 10-4 мас. % на всех этапах способа переработки регенерированного урана.2. Reducing the dose load on the maintenance personnel during the enrichment of regenerated uranium due to not exceeding the content of the uranium-232 isotope in the
3. Снижение затрат на производство обогащенного регенерированного урана с нормированным изотопным составом, и затрат на утилизацию, возникающих при этом, РАО.3. Reducing the cost of production of enriched reprocessed uranium with a normalized isotopic composition, and the cost of disposal, arising from this, RW.
Эти задачи решаются за счет переработки гексафторида регенерированного урана в двойном разделительном каскаде с подачей во второй каскад гексафторида урана-разбавителя, смешивания выделенного в каскаде гексафторида урана с гексафторидом урана-разбавителя для получения обогащенного регенерированного урана требуемого товарного качества, и смешиванием потоков побочных продуктов каскада в форме газа гексафторида урана до этапа их десублимации.These tasks are solved by processing regenerated uranium hexafluoride in a double separation cascade with supplying uranium hexafluoride-diluent to the second cascade, mixing uranium hexafluoride separated in the cascade with uranium hexafluoride-diluent to obtain enriched regenerated uranium of the required commercial quality, and mixing the streams the form of uranium hexafluoride gas before the stage of their desublimation.
Способ изотопного восстановления регенерированного урана заключается в повышении содержания изотопа уран-235 в регенерированном уране до 1,5…6,0 мас. % при понижении абсолютной и/или относительной концентрации изотопов уран-232, уран-234, уран-236. Способ включает разделение изотопной смеси сырьевого регенерированного урана в форме гексафторида урана в двойном изотопно-разделительном каскаде с подачей на питание второго каскада гексафторида урана-разбавителя, и смешивание выделенной в каскаде изотопной смеси с ураном-разбавителем для получения требуемого обогащенного восстановленного регенерированного урана, а так же смешивании потока легкой фракции второго каскада и потока тяжелой фракции первого каскада, являющимися побочными продуктами изотопного восстановления, в газообразной форме гексафторида без их промежуточной десублимации и последующей сублимации. Двойной разделительный каскад состоит из двух ординарных каскадов. Под потоками «легкой» и «тяжелой» фракций каскада здесь и далее понимаются потоки отбора каскада с повышенным и пониженным содержанием изотопа урана-235 соответственно. Принципиальная схема реализации способа представлена на фигуре.The method of isotopic reduction of regenerated uranium consists in increasing the content of the uranium-235 isotope in the regenerated uranium to 1.5 ... 6.0 wt. % with a decrease in the absolute and / or relative concentration of isotopes uranium-232, uranium-234, uranium-236. The method includes the separation of an isotopic mixture of raw regenerated uranium in the form of uranium hexafluoride in a double isotope separation cascade with feeding the second cascade of uranium hexafluoride-diluent, and mixing the isotopic mixture separated in the cascade with uranium-diluent to obtain the required enriched reduced regenerated uranium, and so the same mixing of the flow of the light fraction of the second stage and the flow of the heavy fraction of the first stage, which are by-products of isotopic reduction, in the gaseous form of hexafluoride without their intermediate desublimation and subsequent sublimation. The double dividing stage consists of two single stages. Hereinafter, the streams of the “light” and “heavy” cascade fractions are understood as the flows of the cascade with an increased and decreased content of the uranium-235 isotope, respectively. A schematic diagram of the implementation of the method is shown in the figure.
В соответствии со схемой на фигуре, восстанавливаемый регенерированный уран в форме гексафторида из технологической емкости 1 посредством потока 2 подается на питание первого ординарного изотопно-разделительного каскада 3, в котором, в зависимости от требуемого содержания изотопа уран-236 в товарном восстановленном уране, производят обогащение по изотопу уран-235 в потоке легкой фракции 5 до содержания от 10 мас. % и более. Первой отличительной особенностью способа является то, что обогащение по изотопу уран-235 в первом каскаде может быть менее 90 мас. %. При обогащении в каскаде изотопной смеси по изотопу уран-235, минорный изотоп уран-236, как более тяжелый, в большей степени смещается в поток тяжелой фракции 4 каскада, в котором содержание изотопа уран-235 составляет 0,07÷0,3 мас. %. Частично очищенная от изотопа-236 урановая смесь потока 5 далее подается на питание второго ординарного изотопно-разделительного каскада 8, в котором производится очистка изотопной смеси от изотопов уран-232 и уран-234, при содержании изотопа U-235 в изотопной смеси легкой фракции 10 второго каскада 20,0…80,0 мас. %.In accordance with the diagram in the figure, the recovered regenerated uranium in the form of hexafluoride from the process vessel 1 is fed through
Второй отличительной особенностью способа является наличие дополнительного потока питания 7 для подачи урана-разбавителя во второй каскад из емкости 6, позволяющего регулировать изотопное распределение по ступеням каскада путем изменения величины и места подачи этого потока (ступени каскада, в которую он подается). В концевой ступени каскада 8 и в потоке 9 происходит максимальная в схеме концентрация легких изотопов уран-234 и уран-232. Вклад изотопа уран-232 и продуктов его распада формирует основную долю дозовой нагрузки на обслуживающий персонал, поэтому для снижения содержания изотопа уран-232, во второй каскад дополнительно подается уран-разбавитель, который позволяет удерживать содержание изотопа уран-232 менее 10-4 мас. % в концевых ступенях каскада и в потоке легкой фракции 9. В способе-прототипе содержание изотопа уран-232 в аналогичном потоке до 100 раз больше (~10-2 мас. %), что создает дозовую нагрузку, существенно ограничивающую допустимое время работы в год персонала с урансодержащими емкостями и оборудованием в течение длительного периода, а также приводит к образованию среднеактивных РАО при утилизации этого б/у оборудования, содержащего уран в виде коррозионных отложений.The second distinctive feature of the method is the presence of an
Возможность удерживания максимального содержания изотопа уран-232 в потоках схемы в способе на уровне не более 10-4 мас. %, посредством технического решения в виде подачи во второй каскад урана-разбавителя, обеспечивает снижение дозовой нагрузки и, как следствие, в десятки раз увеличивает допустимое время работы в год одного человека с урансодержащими емкостями и оборудованием в течение длительного периода, что повышает безопасность процесса и улучшает условия труда, и позволяет избежать образования среднеактивных РАО и, соответственно, затрат на утилизацию этих отходов. Кроме того, уран-разбавитель позволяет снизить относительное содержание изотопа уран-236 в потоке тяжелой фракции второго каскада.The possibility of keeping the maximum content of the uranium-232 isotope in the flows of the scheme in the process at a level of no more than 10 -4 wt. %, by means of a technical solution in the form of supplying a uranium-diluent to the second cascade, provides a decrease in the dose load and, as a result, tenfold increases the permissible operating time per year for one person with uranium-containing containers and equipment for a long period, which increases the safety of the process and improves working conditions, and avoids the formation of intermediate level radioactive waste and, accordingly, the cost of disposal of this waste. In addition, the diluent uranium makes it possible to reduce the relative content of the uranium-236 isotope in the heavy fraction stream of the second cascade.
Поток тяжелой фракции 10 второго ординарного каскада со сниженным содержанием изотопов уран-232, уран-234 и содержанием изотопа уран-235 от 5,0 мас. % до 30,0 мас. % смешивается с потоком урана-разбавителя 12 из емкости 11, в соотношении необходимом для получения урановой изотопной смеси с содержанием изотопа уран-235, соответствующей требованиям товарного продукта. Результат смешивания, поток 13, является товарным восстановленным регенерированным ураном и конденсируется в емкость 14.The flow of
Тяжелая фракция 4 первого каскада и легкая фракция 9 второго каскада являются побочными продуктами восстановления регенерированного урана. Для снижения содержания изотопа уран-232 поток легкой фракции 9 первого каскада смешивается с потоком тяжелой фракции 4 первого каскада, в котором содержание изотопа уран-232 на меньше в ~100 раз. Результат смешивания двух фракций 15, являющийся конечным побочным продуктом восстановления, конденсируется в емкость 16. В результате прямого смешивания потоков побочных продуктов перед их десублимацией достигаются одновременно две цели: снижение дозовой нагрузки на обслуживающий персонал посредством уменьшения содержания изотопа уран-232, и исключение затрат, связанных с промежуточными десублимацией и сублимацией побочных продуктов перед их смешиванием для дальнейшей переработки. В конечном побочном продукте способа содержание изотопа уран-232 соответствует уровню содержания данного изотопа в сырьевом регенерированном уране ~10-7 мас. %.The
В качестве урана-разбавителя (в форме гексафторида) в способе может быть использован слабооблученный регенерированный уран, природный уран, непосредственно восстанавливаемый регенерированный уран, отвальный уран разделительных производств. Наибольший интерес представляет вариант привлечения дешевого отвального урана разделительных производств с содержанием изотопа уран-235 0,1÷0,4 мас. %, что позволит снизить затраты на восстановление регенерированного урана и частично вовлечь отвальный уран в топливный цикл.As a diluent uranium (in the form of hexafluoride) in the method, weakly irradiated regenerated uranium, natural uranium, directly recovered regenerated uranium, waste uranium from separation plants can be used. Of greatest interest is the option of attracting cheap waste uranium from separation plants with a content of uranium-235 isotope 0.1 ÷ 0.4 wt. %, which will reduce the cost of recovering reprocessed uranium and partially involve waste uranium in the fuel cycle.
Преимущества изобретения заключаются в повышении качества восстановленного регенерированного урана, при снижении затрат на его производство, и повышении безопасности процесса и улучшении условий труда, за счет снижения дозовой нагрузки на обслуживающий персонал.The advantages of the invention are to improve the quality of the recovered regenerated uranium, while reducing the cost of its production, and increasing the safety of the process and improving working conditions, by reducing the dose load on the operating personnel.
Конкретные примеры реализации способа. В качестве примеров реализации способа приведены два варианта получения восстановленного регенерированного урана при переработке сырьевого регенерированного урана с изотопным составом, представленным в таблице 1. Используемая химическая форма урана - гексафторид урана.Specific examples of the implementation of the method. As examples of the implementation of the method, there are two options for obtaining reduced regenerated uranium when processing raw regenerated uranium with the isotopic composition shown in Table 1. The chemical form of uranium used is uranium hexafluoride.
Пример 1. Получение 1 тонны восстановленного регенерированного урана с содержанием изотопов уран-235 - 4,95 мас. %, уран-232 - менее 2×10-7 мас. %, уран-234 - менее 0,08 мас. %, уран-236 - менее 1,0 мас. %. Качество сырьевого регенерированного урана приведено в таблице 1. Разбавитель - отвальный (ранее обедненный) регенерированный уран с содержанием изотопа уран-235 0,13 мас. %.Example 1. Obtaining 1 ton of reduced regenerated uranium containing uranium-235 isotopes - 4.95 wt. %, uranium-232 - less than 2 × 10 -7 wt. %, uranium-234 - less than 0.08 wt. %, uranium-236 - less than 1.0 wt. %. The quality of the raw material regenerated uranium is shown in Table 1. Diluent - waste (previously depleted) regenerated uranium with a content of uranium-235 isotope 0.13 wt. %.
В первом ординарном разделительном каскаде сырьевой регенерированный уран обогащается по изотопу уран-235 до 71% (см. табл. 1, столбец 3), при этом в смеси остается только 23% от абсолютного исходного содержания в сырье изотопа уран-236, а остальные 77% переходят в тяжелую фракцию каскада, обедненную по изотопу уран-235 до 0,183 мас. %. Далее легкая фракция первого каскада подается во второй ординарный каскад для чистки от легких изотопов уран-232 и уран-234, в который дополнительно в обогатительную часть каскада подается уран-разбавитель с содержанием изотопа уран-235 0,13 мас. %. Присутствие потока урана-разбавителя снижает максимальное содержание в каскаде, а следовательно, в схеме в целом, изотопа уран-232 до величины не более 2,96×10-5 мас. %, так же понижает содержание изотопа уран-236 в потоке тяжелой фракции каскада, в результате чего требуется менее глубокая очистка от изотопа уран-236 в первом каскаде. Далее, поток легкой фракции второго каскада напрямую подается в поток тяжелой фракции первого каскада и смесь двух потоков, содержащая 0,32 мас. % изотопа уран-235 (см. табл. 3), конденсируется в емкость. Смешивание потоков напрямую, без промежуточных переделов (десублимации и сублимации), позволяет снизить общие затраты на восстановление регенерированного урана на величину затрат, возникающих с данными переделами. Поток тяжелой фракции второго каскада, в котором содержание легких изотопов уран-232 и уран-234 снижено (см. табл. 2), смешивается с потоком урана-разбавителя до получения в смеси содержания изотопа уран-235 заданной величины 4,95 мас. % (см. табл. 3), и конденсируется в товарную емкость.In the first ordinary separation cascade, the raw regenerated uranium is enriched in the uranium-235 isotope to 71% (see Table 1, column 3), while only 23% of the absolute initial content of the uranium-236 isotope in the raw material remains in the mixture, and the remaining 77 % pass into the heavy fraction of the cascade, depleted in the isotope uranium-235 to 0.183 wt. %. Further, the light fraction of the first cascade is fed into the second ordinary cascade for cleaning from light isotopes uranium-232 and uranium-234, into which uranium-diluent with a content of uranium-235 isotope 0.13 wt. %. The presence of a flow of uranium-diluent reduces the maximum content in the cascade, and, consequently, in the scheme as a whole, of the uranium-232 isotope to a value of no more than 2.96 × 10 -5 wt. %, also reduces the content of the uranium-236 isotope in the stream of the heavy fraction of the cascade, as a result of which a less deep purification from the uranium-236 isotope is required in the first cascade. Further, the stream of the light fraction of the second cascade is directly fed into the stream of the heavy fraction of the first cascade and a mixture of the two streams containing 0.32 wt. % of the isotope uranium-235 (see Table 3), condenses into a container. Mixing the streams directly, without intermediate redistributions (desublimation and sublimation), allows to reduce the total costs of recovering regenerated uranium by the amount of costs arising from these redistributions. The flow of the heavy fraction of the second cascade, in which the content of the light isotopes uranium-232 and uranium-234 is reduced (see Table 2), is mixed with the flow of uranium-diluent to obtain the specified value of 4.95 wt.% In the mixture. % (see Table 3), and condenses into a commercial capacity.
Пример 2. По аналогии с примером 1, во втором примере производится получение 1 тонны восстановленного регенерированного урана с содержанием изотопа уран-235 - 3,0 мас. %, уран-232 - менее 5×10-7 мас. %, уран-234 - менее 0,08 мас. %, уран-236 - менее 1,0 мас. %. Качество сырьевого регенерированного урана и урана-разбавителя приведено в таблице 4. В качестве разбавителя использован отвальный регенерированный уран с содержанием изотопа уран-235 0,24 мас. %.Example 2. By analogy with example 1, in the second example, 1 ton of reduced regenerated uranium with the content of the uranium-235 isotope is 3.0 wt. %, uranium-232 - less than 5 × 10 -7 wt. %, uranium-234 - less than 0.08 wt. %, uranium-236 - less than 1.0 wt. %. The quality of the raw regenerated uranium and uranium-diluent is shown in Table 4. As a diluent, we used waste regenerated uranium containing 0.24 wt. Uranium-235 isotope. %.
В первом ординарном разделительном каскаде сырьевой регенерированный уран обогащается по изотопу уран-235 до 14,0% (см. табл. 5, столбец 3). Далее легкая фракция первого каскада подается во второй ординарный каскад для чистки от легких изотопов уран-232 и уран-234, в который дополнительно в обогатительную часть каскада подается уран-разбавитель с содержанием изотопа уран-235 0,24 мас. %. Поток урана-разбавителя снижает максимальное содержание в каскаде изотопа уран-232 до величины не более 4,97×10-5 мас. %. Далее поток легкой фракции второго каскада напрямую подается в поток тяжелой фракции первого каскада и смесь двух потоков, содержащая 0,225 мас. % изотопа уран-235 (см. табл. 6), конденсируется в емкость. Поток тяжелой фракции второго каскада, в котором содержание легких изотопов уран-232 и уран-234 снижено (см. табл. 5), смешивается с потоком урана-разбавителя до получения в смеси содержания изотопа уран-235 заданной величины 3,0 мас. % (см. табл. 6), и конденсируется в товарную емкость.In the first ordinary separation cascade, the raw regenerated uranium is enriched in the uranium-235 isotope up to 14.0% (see Table 5, column 3). Further, the light fraction of the first cascade is fed into the second ordinary cascade for cleaning from light isotopes uranium-232 and uranium-234, into which uranium-diluent with a content of uranium-235 isotope 0.24 wt% is additionally fed to the enrichment part of the cascade. %. The flow of uranium-diluent reduces the maximum content of the uranium-232 isotope in the cascade to no more than 4.97 × 10 -5 wt. %. Further, the stream of the light fraction of the second cascade is directly fed into the stream of the heavy fraction of the first cascade and a mixture of the two streams containing 0.225 wt. % of the isotope uranium-235 (see Table 6), condenses into a container. The flow of the heavy fraction of the second cascade, in which the content of the light isotopes uranium-232 and uranium-234 is reduced (see Table 5), is mixed with the flow of uranium-diluent until the content of the uranium-235 isotope in the mixture is obtained at a given value of 3.0 wt. % (see Table 6), and condenses into a commercial capacity.
Claims (12)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020144301A RU2759155C1 (en) | 2020-12-29 | 2020-12-29 | Method for recovery of isotopic regenerated uranium |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020144301A RU2759155C1 (en) | 2020-12-29 | 2020-12-29 | Method for recovery of isotopic regenerated uranium |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2759155C1 true RU2759155C1 (en) | 2021-11-09 |
Family
ID=78466954
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2020144301A RU2759155C1 (en) | 2020-12-29 | 2020-12-29 | Method for recovery of isotopic regenerated uranium |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2759155C1 (en) |
Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2086770A (en) * | 1977-10-19 | 1982-05-19 | Uranit Uranisotopentrennungs G | Separator cascade |
| RU2110856C1 (en) * | 1997-05-20 | 1998-05-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Method for recovery of uranium isotope mixture burnt-out in nuclear reactor |
| JPH11160491A (en) * | 1997-11-28 | 1999-06-18 | Japan Nuclear Cycle Development Inst State Of Projects(Jnc) | Removing method of solid uranium compound in uranium enriched separation cascade |
| RU2242812C2 (en) * | 2002-12-17 | 2004-12-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Isotope reduction of regenerated uranium |
| RU2282904C2 (en) * | 2004-04-13 | 2006-08-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Method for recovered-uranium isotope reduction |
| RU2497210C1 (en) * | 2012-05-11 | 2013-10-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of isotopic recovery of regenerated uranium |
| KR20150141782A (en) * | 2014-06-10 | 2015-12-21 | 한국원자력연구원 | Apparatus for providing nuclear fuel cycle for nuclear power plant and method thereof |
| WO2018178192A1 (en) * | 2017-03-31 | 2018-10-04 | Framatome Gmbh | Method for recovering uranium from components contaminated with uranium oxide |
| RU2702620C1 (en) * | 2019-04-04 | 2019-10-09 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method for isotope recovery of regenerated uranium |
-
2020
- 2020-12-29 RU RU2020144301A patent/RU2759155C1/en active
Patent Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2086770A (en) * | 1977-10-19 | 1982-05-19 | Uranit Uranisotopentrennungs G | Separator cascade |
| RU2110856C1 (en) * | 1997-05-20 | 1998-05-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Method for recovery of uranium isotope mixture burnt-out in nuclear reactor |
| JPH11160491A (en) * | 1997-11-28 | 1999-06-18 | Japan Nuclear Cycle Development Inst State Of Projects(Jnc) | Removing method of solid uranium compound in uranium enriched separation cascade |
| RU2242812C2 (en) * | 2002-12-17 | 2004-12-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Isotope reduction of regenerated uranium |
| RU2282904C2 (en) * | 2004-04-13 | 2006-08-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Министерства Российской Федерации по атомной энергии | Method for recovered-uranium isotope reduction |
| RU2497210C1 (en) * | 2012-05-11 | 2013-10-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of isotopic recovery of regenerated uranium |
| KR20150141782A (en) * | 2014-06-10 | 2015-12-21 | 한국원자력연구원 | Apparatus for providing nuclear fuel cycle for nuclear power plant and method thereof |
| WO2018178192A1 (en) * | 2017-03-31 | 2018-10-04 | Framatome Gmbh | Method for recovering uranium from components contaminated with uranium oxide |
| RU2702620C1 (en) * | 2019-04-04 | 2019-10-09 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method for isotope recovery of regenerated uranium |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4278559A (en) | Method for processing spent nuclear reactor fuel | |
| WO2015059445A1 (en) | Chromatographic separation of nuclear waste | |
| Boniface et al. | A light-water detritiation project at Chalk River Laboratories | |
| RU2759155C1 (en) | Method for recovery of isotopic regenerated uranium | |
| JP6802902B2 (en) | Method for producing nickel-63 radionuclide | |
| US4432955A (en) | Process for desorbing fission iodine from nitric acid fuel solution | |
| US4190507A (en) | Process for concentrating tritium and/or tritium hydride and separating it from tritium water | |
| RU2702620C1 (en) | Method for isotope recovery of regenerated uranium | |
| RU2321544C2 (en) | Method of preparing diluent for processing military highly enriched uranium into reduced-enrichment uranium | |
| Palkin | Application of quasi-ideal cascades and the dilution operation for purification of regenerated uranium hexafluoride | |
| Palkin | Purification of regenerated uranium in a two-cascade scheme using intermediate product extraction in one of the cascades | |
| RU2497210C1 (en) | Method of isotopic recovery of regenerated uranium | |
| RU2399971C1 (en) | Method of isotopic recovery of regenerated uranium | |
| Palkin | Calculation of a cascade system for the purification of regenerated uranium hexafluoride from 232,234,236 U | |
| US4078907A (en) | Separation and purification of xenon | |
| Smirnov et al. | Evaluation of specific cost of obtainment of lead-208 isotope by gas centrifuges using various raw materials | |
| DE1042780B (en) | Procedure for the destruction of radioactive waste | |
| RU2242812C2 (en) | Isotope reduction of regenerated uranium | |
| RU2282904C2 (en) | Method for recovered-uranium isotope reduction | |
| RU2307410C2 (en) | Method for recovering fuel in the form of uranium isotope hexafluoride mixture burnt up in nuclear reactor for its reuse in nuclear reactor | |
| RU2377674C1 (en) | Method of treating contaminated uranium material | |
| Zeng et al. | Development of schemes from a single cascade to multi-cascades for separation of regenerated uranium | |
| RU2613157C1 (en) | Method of purifying contaminated raw material for separating production | |
| RU2479489C2 (en) | Method of producing diluent for processing weapons-grade high-enriched uranium into low-enriched uranium | |
| RU2236053C2 (en) | Method for isotope recovery of regenerated uranium |