RU2775235C1 - Method for processing oxide nuclear fuel in molten salts - Google Patents
Method for processing oxide nuclear fuel in molten salts Download PDFInfo
- Publication number
- RU2775235C1 RU2775235C1 RU2021137678A RU2021137678A RU2775235C1 RU 2775235 C1 RU2775235 C1 RU 2775235C1 RU 2021137678 A RU2021137678 A RU 2021137678A RU 2021137678 A RU2021137678 A RU 2021137678A RU 2775235 C1 RU2775235 C1 RU 2775235C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- electrolysis
- oxide
- melt
- anode
- nuclear fuel
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 27
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 title claims description 5
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 title claims description 5
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 claims abstract description 39
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims abstract description 19
- KWGKDLIKAYFUFQ-UHFFFAOYSA-M Lithium chloride Chemical compound [Li+].[Cl-] KWGKDLIKAYFUFQ-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 14
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 claims abstract description 13
- CPLXHLVBOLITMK-UHFFFAOYSA-N magnesium oxide Chemical compound [Mg]=O CPLXHLVBOLITMK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 8
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 8
- 229910018068 Li 2 O Inorganic materials 0.000 claims description 18
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 11
- FUJCRWPEOMXPAD-UHFFFAOYSA-N Lithium oxide Chemical compound [Li+].[Li+].[O-2] FUJCRWPEOMXPAD-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 8
- 230000005611 electricity Effects 0.000 abstract description 7
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract description 7
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 abstract description 5
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 10
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 9
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 8
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 8
- MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N oxygen Chemical compound O=O MYMOFIZGZYHOMD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N nickel Substances [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910001947 lithium oxide Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000003792 electrolyte Substances 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 4
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 4
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 4
- 229910052904 quartz Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 4
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 3
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 3
- 229910010413 TiO 2 Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910000310 actinide oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 2
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052737 gold Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 2
- -1 oxygen ions Chemical class 0.000 description 2
- 229910052697 platinum Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 229910001030 Iron–nickel alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminum Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 1
- UXVMQQNJUSDDNG-UHFFFAOYSA-L cacl2 Chemical compound [Cl-].[Cl-].[Ca+2] UXVMQQNJUSDDNG-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011575 calcium Substances 0.000 description 1
- ODINCKMPIJJUCX-UHFFFAOYSA-N calcium oxide Inorganic materials [Ca]=O ODINCKMPIJJUCX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000007891 compressed tablet Substances 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 230000000875 corresponding Effects 0.000 description 1
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000005518 electrochemistry Effects 0.000 description 1
- 229920002313 fluoropolymer Polymers 0.000 description 1
- 238000005755 formation reaction Methods 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 1
- 229910052741 iridium Inorganic materials 0.000 description 1
- VASIZKWUTCETSD-UHFFFAOYSA-N manganese(II) oxide Inorganic materials [Mn]=O VASIZKWUTCETSD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 229910001092 metal group alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 1
- TWXTWZIUMCFMSG-UHFFFAOYSA-N nitride(3-) Chemical compound [N-3] TWXTWZIUMCFMSG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000510 noble metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 238000009376 nuclear reprocessing Methods 0.000 description 1
- 229910052763 palladium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002910 rare earth metals Chemical class 0.000 description 1
- 229910052703 rhodium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052707 ruthenium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000007086 side reaction Methods 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 238000004642 transportation engineering Methods 0.000 description 1
- 238000005292 vacuum distillation Methods 0.000 description 1
- 230000000007 visual effect Effects 0.000 description 1
Images
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам переработки оксидного ядерного топлива, и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ).The invention relates to nuclear power, in particular to methods for processing oxide nuclear fuel, and can be used primarily in a closed nuclear fuel cycle (CFFC).
Успешное развитие ядерной энергетики связано с разработкой новых способов переработки отработавшего ядерного топлива, повышающих эффективность и безопасность сектора экономики в целом. Основной целью разработок является создание замкнутого ядерного топливного цикла, позволяющего исключить такие небезопасные операции как транспортировку и хранение топлива перед его переработкой существующими гидрохимическими способами переработки, а также сократить или исключить иммобилизацию (захоронение) топлива. Перспективными представляются пирохимические схемы переработки отработавшего ядерного топлива, включающие ряд операций с топливом в расплавленных солях, преимущественно на основе хлорида лития. Благодаря уникальным свойствам расплавленных солей, преимуществом таких схем является возможность своевременной переработки любого вида топлива с малой выдержкой.The successful development of nuclear energy is associated with the development of new methods for processing spent nuclear fuel, which increase the efficiency and safety of the economic sector as a whole. The main goal of the development is the creation of a closed nuclear fuel cycle, which makes it possible to exclude such unsafe operations as the transportation and storage of fuel before its processing by existing hydrochemical processing methods, as well as to reduce or eliminate the immobilization (burial) of the fuel. Pyrochemical schemes for reprocessing spent nuclear fuel, including a number of operations with fuel in molten salts, mainly based on lithium chloride, seem promising. Due to the unique properties of molten salts, the advantage of such schemes is the possibility of timely processing of any type of fuel with low exposure.
К настоящему времени на лабораторных и укрупненных лабораторных установках показана принципиальная возможность переработки образцов оксидного, металлического и нитридного ядерного топлива по приведенным схемам пирохимической переработки, и основное внимание сосредоточено на разработке способов и конструкций аппаратов для осуществления операций с перерабатываемым топливом в расплавленных солях.To date, laboratory and enlarged laboratory facilities have shown the fundamental possibility of processing samples of oxide, metallic and nitride nuclear fuel according to the above pyrochemical processing schemes, and the main attention is focused on the development of methods and designs of apparatus for carrying out operations with processed fuel in molten salts.
Одной из основных операций пирохимической переработки является восстановление оксидного или предварительно окисленного ядерного топлива при электролизе оксидно-галогенидных расплавов, преимущественно на основе расплавов LiCl-Li2O и CaCl2-СаО, обладающих высокой емкостью по кислородным ионам. Суть данной операции заключается в том, что при электролизе вышеприведенных расплавов выделяющиеся на катоде литий и кальций восстанавливают присутствующие в прикатодном пространстве оксиды актинидов до соответствующих металлов, которые могут использоваться для фабрикации топлива. Согласно результатам испытаний восстановлению до металлов подвергается до 99,9% оксидного ядерного топлива, что указывает на перспективность предлагаемых технологий и актуальность проведения дальнейших исследований в данном направлении. Однако эффективность и перспективность способов зависит от выбора конструкции электролизера, электродных и конструкционных материалов, чистоты электролита, параметров электролиза, а также возможности обеспечения контроля параметров процесса и, при необходимости, вмешательства оператора непосредственно в ходе его осуществления.One of the main operations of pyrochemical processing is the reduction of oxide or pre-oxidized nuclear fuel during the electrolysis of oxide-halide melts, mainly based on LiCl-Li 2 O and CaCl 2 -CaO melts, which have a high capacity for oxygen ions. The essence of this operation lies in the fact that during the electrolysis of the above melts, lithium and calcium released on the cathode reduce actinide oxides present in the near-cathode space to the corresponding metals, which can be used for fuel fabrication. According to the test results, up to 99.9% of oxide nuclear fuel is reduced to metals, which indicates the prospects of the proposed technologies and the relevance of further research in this direction. However, the effectiveness and prospects of the methods depend on the choice of electrolyzer design, electrode and structural materials, electrolyte purity, electrolysis parameters, as well as the possibility of ensuring control of process parameters and, if necessary, operator intervention directly during its implementation.
Для восстановления оксидного ядерного топлива известны способы, включающие электролиз оксидно-галогенидного расплавов на основе хлорида лития при температуре 450-700°С, в ходе которого на аноде при анодной плотности тока до 0,3 А/см2 выделяется кислород, а на катоде - литий, который восстанавливает присутствующие в прикатодном пространстве оксиды, в частности оксидные компоненты ядерного топлива [1-3]. В качестве анодов, на которых выделяется кислород (кислородвыделяющих анодов), используют металлы из числа Pt, Au, Ag, Pd, Rh, Ru, Ir, Ni, Ni покрытый Ag, или смесь оксидов La0.33Sr0.67MnO3, преимущественно Pt. Аноды, используемые в данном способе, помимо того, что выполнены из дорогих материалов, склонны к анодному растворению и химическому взаимодействию с оксидными компонентами расплава и перерабатываемого оксидного ядерного топлива. Это приводит к нарушению стабильности работы кислородвыделяющих анодов, загрязнению оксидно-галогенидного расплава и необходимости прерывания электролиза для замены анода.To reduce oxide nuclear fuel, methods are known that include electrolysis of oxide-halide melts based on lithium chloride at a temperature of 450-700 ° C, during which oxygen is released at the anode at an anode current density of up to 0.3 A / cm 2 , and at the cathode - lithium, which reduces the oxides present in the near-cathode space, in particular the oxide components of nuclear fuel [1-3]. As anodes on which oxygen is released (oxygen-evolving anodes), metals from among Pt, Au, Ag, Pd, Rh, Ru, Ir, Ni, Ni coated with Ag, or a mixture of La 0.33 Sr 0.67 MnO 3 oxides, mainly Pt. The anodes used in this method, in addition to being made of expensive materials, are prone to anodic dissolution and chemical interaction with the oxide components of the melt and the processed oxide nuclear fuel. This leads to a violation of the stability of the oxygen-evolving anodes, contamination of the oxide-halide melt and the need to interrupt the electrolysis to replace the anode.
Известен способ восстановления оксидного ядерного топлива, включающий электролиз оксидно-галогенидного расплава LiCl-Li2O с содержанием 1,0-1,5 мас.% Li2O при температуре 650°С, в ходе которого на кислородвыделяющем аноде выделяется кислород, а на инертном катоде - литий, который восстанавливает присутствующие в прикатодном пространстве оксиды актинидов, являющиеся компонентами ядерного топлива [4]. В качестве кислородвыделяющих анодов помимо благородных металлов (Pt, Au, Ag) и металлических сплавов (алюминиевые бронзы, Cu-Fe-Ni) был испытан анод из смеси NiO-Li2O, который в результате длительных ресурсных испытаний показал наилучшую коррозионную стойкость.A known method for the recovery of oxide nuclear fuel, including the electrolysis of the oxide-halide melt LiCl-Li 2 O with a content of 1.0-1.5 wt.% Li 2 O at a temperature of 650°C, during which oxygen is released on the oxygen-evolving anode, and on an inert cathode is lithium, which reduces actinide oxides present in the near-cathode space, which are components of nuclear fuel [4]. As oxygen-evolving anodes, in addition to noble metals (Pt, Au, Ag) and metal alloys (aluminum bronzes, Cu-Fe-Ni), an anode made of a NiO-Li 2 O mixture was tested, which, as a result of long-term endurance tests, showed the best corrosion resistance.
Наиболее близким к заявляемому является способ переработки оксидного ядерного топлива, включающий электролиз расплава LiCl с добавкой не менее 1 мас.% Li2O при температуре не выше 700°С с использованием инертного катода и кислородвыделяющего анода из смеси NiO-Li2O или TiO2-Li2O, при этом электролиз ведут при анодной плотности тока не выше 0,3 А/см2 [5]. Преимуществом использования кислородвыделяющего анода из смеси оксидов NiO-Li2O или TiO2-Li2O является относительно высокая химическая стойкость материала в оксидно-галогенидных расплавах, однако при электролизе литиевого расплава в этом способе обнаруживаются побочные процессы окисления лития на кислородвыделяющем аноде и взаимодействия кислорода с продуктом восстановления. Это может приводить к шунтированию анода с катодом, повышению доли побочных реакций на электродах и в объеме расплава, повышению количества электричества, требуемого на восстановление оксидного ядерного топлива, нарушению электролиза, и, как следствие, к сокращению срока службы электролизера.Closest to the claimed is a method of processing oxide nuclear fuel, including electrolysis of the LiCl melt with the addition of at least 1 wt.% Li 2 O at a temperature not exceeding 700°C using an inert cathode and an oxygen-evolving anode from a mixture of NiO-Li 2 O or TiO 2 -Li 2 O, while the electrolysis is carried out at an anode current density of not more than 0.3 A/cm 2 [5]. The advantage of using an oxygen-evolving anode from a mixture of NiO-Li 2 O or TiO 2 -Li 2 O oxides is the relatively high chemical resistance of the material in oxide-halide melts, however, during the electrolysis of a lithium melt, this method reveals side processes of lithium oxidation on an oxygen-evolving anode and oxygen interaction with a recovery product. This can lead to shunting of the anode with the cathode, an increase in the proportion of side reactions on the electrodes and in the volume of the melt, an increase in the amount of electricity required for the reduction of oxide nuclear fuel, disruption of electrolysis, and, as a result, to a reduction in the service life of the electrolyzer.
Задача настоящего изобретения состоит в повышении эффективности способа переработки оксидного ядерного топлива электролизом оксидно-галогенидного расплава, повышении удельной производительности и срока службы электролизера для осуществления способа.The objective of the present invention is to increase the efficiency of the method for processing oxide nuclear fuel by electrolysis of an oxide-halide melt, increase the specific productivity and service life of the electrolytic cell for the implementation of the method.
Для этого предложен способ, который, как и прототип, включает электролиз расплава LiCl с добавкой не менее 1 мас.% Li2O при температуре не выше 700°С с использованием инертного катода и кислородвыделяющего анода из смеси NiO-Li2O, при этом электролиз ведут при анодной плотности тока не выше 0,6 А/см2. Способ отличается тем, что электролиз оксидно-галогенидного расплава осуществляют в электролизере, в котором анодное и катодное пространства разделены керамической диафрагмой, преимущественно из MgO, на погружаемой в расплав части которой имеются отверстия диаметром не более 3 мм.For this, a method is proposed, which, like the prototype, includes the electrolysis of a LiCl melt with the addition of at least 1 wt.% Li 2 O at a temperature not exceeding 700 ° C using an inert cathode and an oxygen-evolving anode from a mixture of NiO-Li 2 O, while electrolysis is carried out at an anode current density not higher than 0.6 A/cm 2 . The method differs in that the electrolysis of an oxide-halide melt is carried out in an electrolyzer in which the anode and cathode spaces are separated by a ceramic diaphragm, mainly from MgO, on the part immersed in the melt there are holes with a diameter of not more than 3 mm.
Способ отличается также тем, что электролиз оксидно-галогенидного расплава осуществляют в электролизере, в котором анодное и катодное пространства разделены керамической диафрагмой, выполненной в виде трубы, верхний конец которой соединен с выходным штуцером корпуса электролизераThe method is also characterized by the fact that the electrolysis of the oxide-halide melt is carried out in an electrolytic cell, in which the anode and cathode spaces are separated by a ceramic diaphragm made in the form of a pipe, the upper end of which is connected to the outlet fitting of the cell housing
Сущность изобретения заключается в следующем. После погружения оксидного ядерного топлива в виде порошка или спрессованных таблеток, а также инертного катода и кислородвыделяющего анода NiO-Li2O, керамической диафрагмы, разделяющей пространство электролизера на анодное и катодное пространство, в оксидно-галогенидный расплав, размещенный в электролизере, ведут электролиз расплава, в ходе которого часть выделяющегося на инертном катоде лития расходуется на восстановление оксидного ядерного топлива. Остальная часть растворяется в оксидно-галогенидном расплаве и химически или анодно окисляется до оксида лития, снижая эффективность процесса восстановления.The essence of the invention is as follows. After immersion of oxide nuclear fuel in the form of powder or compressed tablets, as well as an inert cathode and an oxygen-evolving NiO-Li 2 O anode, a ceramic diaphragm that separates the cell space into anode and cathode spaces, into the oxide-halide melt placed in the cell, electrolysis of the melt is carried out , during which part of the lithium released on the inert cathode is spent on the reduction of oxide nuclear fuel. The rest is dissolved in the oxide-halide melt and chemically or anodically oxidized to lithium oxide, reducing the efficiency of the recovery process.
Использование керамической диафрагмы, в первую очередь, позволяет организовать удаление из электролизера кислорода, присутствие которого в электролизере приводит к окислению лития и конструкционных элементов электролизера. Резкое снижение содержания газообразного кислорода в объеме электролизера значительно увеличивает срок службы конструкционных материалов, в частности, контейнера для расплава, токоподвода к катодной корзине и др. Для этого керамическую диафрагму выполняют преимущественно в виде трубы, верхний конец которой соединяют с выходным штуцером корпуса электролизера.The use of a ceramic diaphragm, first of all, makes it possible to organize the removal of oxygen from the cell, the presence of which in the cell leads to the oxidation of lithium and the structural elements of the cell. A sharp decrease in the content of gaseous oxygen in the volume of the cell significantly increases the service life of structural materials, in particular, the container for the melt, the current lead to the cathode basket, etc. For this, the ceramic diaphragm is made mainly in the form of a pipe, the upper end of which is connected to the outlet fitting of the cell body.
Разделение анодного и катодного пространства дополнительно обеспечивает снижение конвективных потоков вблизи электродов, сокращая окисление лития в прианодном пространстве и в объеме оксидно-галогенидного расплава. Это позволяет стабилизировать протекание электролиза, значительно повысить долю лития, пошедшую на восстановление оксидного ядерного топлива, сократить длительность электролиза и количество электричества, необходимые для максимально полного восстановления топлива. Все эти факторы приводят к увеличению производительности и срока службы электролизера.Separation of the anode and cathode spaces additionally provides a reduction in convective flows near the electrodes, reducing the oxidation of lithium in the anode space and in the volume of the oxide-halide melt. This makes it possible to stabilize the course of electrolysis, significantly increase the fraction of lithium used for the reduction of oxide nuclear fuel, and reduce the duration of electrolysis and the amount of electricity required for the most complete reduction of the fuel. All these factors lead to an increase in the productivity and service life of the cell.
Для поддержания оптимального распределения токовых линий по поверхности анода используют керамическую диафрагму, на погружаемой в расплав части которой имеются отверстия диаметром не более 3 мм.To maintain the optimal distribution of current lines over the anode surface, a ceramic diaphragm is used, on the part immersed in the melt, there are holes with a diameter of not more than 3 mm.
Таким образом, способ позволяет организовать стабильный электролиз оксидно-галогенидного расплава, при котором поступающее в электролизер оксидное ядерное топливо будет максимально эффективно восстанавливаться литием до металлов с образованием оксида лития в расплаве, необходимого для поддержания концентрации оксида лития в расплаве. Последние будут окисляться на кислородвыделяющем аноде и в виде газообразного кислорода выводиться из электролизера. Суммарно при протекании электролиза концентрация оксида лития в расплаве должна сохраняться. Таким образом, заявленный способ позволяет сократить длительность электролиза и количество электричества, необходимые для максимально полного восстановления топлива, а также снизить коррозию конструкционных элементов электролизера, за счет чего возможно повышение удельной производительности и срока службы электролизера для осуществления способа.Thus, the method allows organizing a stable electrolysis of an oxide-halide melt, in which oxide nuclear fuel entering the electrolyzer will be most effectively reduced by lithium to metals with the formation of lithium oxide in the melt, which is necessary to maintain the concentration of lithium oxide in the melt. The latter will be oxidized at the oxygen-evolving anode and removed from the cell in the form of gaseous oxygen. In total, during the course of electrolysis, the concentration of lithium oxide in the melt should be maintained. Thus, the claimed method makes it possible to reduce the duration of electrolysis and the amount of electricity required for the most complete recovery of fuel, as well as to reduce corrosion of structural elements of the electrolyzer, due to which it is possible to increase the specific productivity and service life of the electrolyzer for the implementation of the method.
Технический результат, достигаемый заявленным способом, заключается в сокращении длительности электролиза и количества электричества, необходимых для максимально полного восстановления топлива, а также в снижении коррозии конструкционных элементов электролизера для осуществления способа.The technical result achieved by the claimed method is to reduce the duration of electrolysis and the amount of electricity required for the most complete recovery of the fuel, as well as to reduce corrosion of structural elements of the electrolyzer for the implementation of the method.
Изобретение иллюстрируется рисунком, на котором представлен электролизер для осуществления способа. В таблице приведены параметры и результаты экспериментальной апробации способа.The invention is illustrated by a drawing showing an electrolytic cell for carrying out the method. The table shows the parameters and results of experimental testing of the method.
Экспериментальную апробацию способа осуществляли на примере переработки модельного оксидного ядерного топлива, содержащего 90 мас.% UO2 и оксиды редкоземельных металлов. Все операции осуществляли в сухом аргоновом боксе. Лабораторный электролизер представлял собой кварцевую реторту 1, в которой размещали никелевый контейнер 2 вместимостью до 2 кг электролита. В контейнер 2 загружали предварительно приготовленную смесь LiCl с 1,0 мас.% Li2O. Кварцевую реторту 1 герметизировали фторопластовой крышкой 3 с газоходом 4 и отверстиями для электродов и термопары 5. На крышке 3 крепили никелевые теплоотражающие экраны 6. В крышке 3 фиксировали кислородвыделяющий анод NiO-Li2O 7 на токоподводе 8 в керамической диафрагме 9 из MgO с отверстиями 2 мм, молибденовый катод 10 с катодной корзиной 11, в которой размещали восстанавливаемое модельное оксидное ядерное топливо в виде спрессованных таблеток 12. Для контроля процесса электролиза также в крышке фиксировали платина-платинародиевую термопару 5 и литий-висмутовый электрод сравнения 13. Кварцевую реторту помещали в печь сопротивления и нагревали до рабочей температуры (650±5°С). После плавления электролита электроды термопару погружали в расплав 14 и в течение 30 мин термостатировали систему. По окончании термостатирования вели электролиз оксидно-галогенидного расплава LiCl-Li2O 14 при анодной плотности тока до 0,6 А/см2 и катодной плотности тока до 1,5 А/см2. В ходе электролиза фиксировали температуру расплава, напряжение между анодом и катодом, а также разность потенциалов между анодом и катодом при кратковременном прерывании электролиза.Experimental testing of the method was carried out on the example of the processing of model oxide nuclear fuel containing 90 wt.% UO 2 and oxides of rare earth metals. All operations were carried out in a dry argon box. The laboratory electrolyzer was a
Длительность электролиза задавали с учетом пропускания до 230% количества электричества, требуемого для полного восстановления оксидного ядерного топлива. По окончании электролиза электроды, керамическую диафрагму и термопару извлекали из расплава и охлаждали в кварцевой пробирке до комнатной температуры. После охлаждения производили визуальный анализ конструкционных элементов электролизера и электродов. Остатки электролита из объема восстановленных образцов удаляли при помощи вакуумной дистилляции, после чего взвешивали, анализировали атомно-эмиссионным методом анализа и определяли степень восстановления оксидов. Помимо этого, анализировали содержание оксида лития в расплаве до и после электролизных испытаний.The duration of electrolysis was set taking into account the transmission of up to 230% of the amount of electricity required for the complete reduction of oxide nuclear fuel. Upon completion of electrolysis, the electrodes, ceramic diaphragm, and thermocouple were removed from the melt and cooled in a quartz test tube to room temperature. After cooling, a visual analysis of the structural elements of the cell and electrodes was carried out. Electrolyte residues were removed from the volume of the reduced samples by vacuum distillation, after which they were weighed, analyzed by the atomic emission method of analysis, and the degree of oxide reduction was determined. In addition, the content of lithium oxide in the melt was analyzed before and after electrolysis tests.
Параметры и результаты серии электролизных испытаний приведены в таблице. Там же для сравнения приведены результаты осуществления способа переработки оксидного ядерного топлива по прототипу без использования керамической диафрагмы.The parameters and results of a series of electrolysis tests are given in the table. For comparison, the results of the implementation of the method for processing oxide nuclear fuel according to the prototype without the use of a ceramic diaphragm are shown there.
По результатам серии электролизных испытаний можно отметить стабильную работу кислородвыделяющего анода NiO-Li2O как с использованием керамической диафрагмы, так и без нее, при этом, в сравнении с прототипом количество пропущенного электричества (и время), необходимое для 98-99%-го восстановления оксидного ядерного топлива, снижается с 185-230 до 140-170%, коррозия конструкционных элементов электролизера визуально значительно уменьшается.According to the results of a series of electrolysis tests, one can note the stable operation of the oxygen-evolving anode NiO-Li 2 O both with and without a ceramic diaphragm, while, in comparison with the prototype, the amount of electricity passed (and time) required for 98-99% recovery of oxide nuclear fuel is reduced from 185-230 to 140-170%, the corrosion of the structural elements of the cell is visually significantly reduced.
Источники:Sources:
1. Electrochemistry Communications, 2015, Vol. 55, pp. 14-17;1. Electrochemistry Communications, 2015, Vol. 55, pp. 14-17;
2. Journal of Nuclear Materials, 2017, Vol. 489, pp. 1-8;2. Journal of Nuclear Materials, 2017, Vol. 489, pp. 1-8;
3. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2017, Vol. 311, pp. 809-814;3. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2017, Vol. 311, pp. 809-814;
4. Сборник докладов отраслевой конференции по теме «Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах», 11-12 октября 2018, с. 279.4. Collection of reports of the industry conference on the topic "Closing the fuel cycle of nuclear energy based on fast neutron reactors", October 11-12, 2018, p. 279.
5. RU 2700934, опубл. 24.09.2019.5. RU 2700934, publ. 09/24/2019.
Claims (2)
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2775235C1 true RU2775235C1 (en) | 2022-06-28 |
Family
ID=
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB898365A (en) * | 1957-11-15 | 1962-06-06 | Columbia Southern Chem Corp | Production of metal chlorides |
| US7090760B2 (en) * | 2003-03-28 | 2006-08-15 | Korea Atomic Energy Research Institute | Method of reducing spent oxide nuclear fuel into nuclear-fuel metal using LiCl-Li2O salt, cathode electrode assembly used in the method, and reduction device including the assembly |
| RU2517090C1 (en) * | 2012-12-11 | 2014-05-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской Академии наук | Electrochemical production of metals and/or alloys of marginally soluble or immiscible compounds |
| RU2700934C1 (en) * | 2018-08-22 | 2019-09-24 | Акционерное общество "Прорыв" | Method of processing oxide nuclear fuel |
| RU2707562C1 (en) * | 2018-08-22 | 2019-11-28 | Акционерное общество "Прорыв" | Method of processing fuel elements |
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB898365A (en) * | 1957-11-15 | 1962-06-06 | Columbia Southern Chem Corp | Production of metal chlorides |
| US7090760B2 (en) * | 2003-03-28 | 2006-08-15 | Korea Atomic Energy Research Institute | Method of reducing spent oxide nuclear fuel into nuclear-fuel metal using LiCl-Li2O salt, cathode electrode assembly used in the method, and reduction device including the assembly |
| RU2517090C1 (en) * | 2012-12-11 | 2014-05-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской Академии наук | Electrochemical production of metals and/or alloys of marginally soluble or immiscible compounds |
| RU2700934C1 (en) * | 2018-08-22 | 2019-09-24 | Акционерное общество "Прорыв" | Method of processing oxide nuclear fuel |
| RU2707562C1 (en) * | 2018-08-22 | 2019-11-28 | Акционерное общество "Прорыв" | Method of processing fuel elements |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Herrmann et al. | Separation and recovery of uranium metal from spent light water reactor fuel via electrolytic reduction and electrorefining | |
| Iizuka et al. | Actinides recovery from molten salt/liquid metal system by electrochemical methods | |
| Tomczuk et al. | Uranium transport to solid electrodes in pyrochemical reprocessing of nuclear fuel | |
| Karell et al. | Separation of actinides from LWR spent fuel using molten-salt-based electrochemical processes | |
| Maroni et al. | Some preliminary considerations of a molten-salt extraction process to remove tritium from liquid lithium fusion reactor blankets | |
| Souček et al. | Pyrochemical reprocessing of spent fuel by electrochemical techniques using solid aluminium cathodes | |
| RU2603844C1 (en) | Method of nitride spent nuclear fuel recycling in salt melts | |
| Li et al. | Anodic process of electrorefining spent driver fuel in molten LiCl-KCl-UCl3/Cd system | |
| CN109196596A (en) | Fusedsalt reactor fuel is converted by discarded uranium oxide fuel | |
| Joseph et al. | A study of graphite as anode in the electro-deoxidation of solid UO2 in LiCl-Li2O melt | |
| KR101298072B1 (en) | The impurity control specialization electrolytic refining devide for the salt manufacture and for nuclear reactor waste salt manufacturing method using the same | |
| US2951793A (en) | Electrolysis of thorium and uranium | |
| JP2008134096A (en) | Reductor and lithium reclamation electrolysis device of spent oxide nuclear fuel | |
| RU2775235C1 (en) | Method for processing oxide nuclear fuel in molten salts | |
| Choi et al. | Highly enhanced reduction of rare earth oxides in simulated oxide fuel in Li2OLiCl salt using lithium metal | |
| Figueroa et al. | GTRI progress in developing pyrochemical processes for recovery of fabrication scrap and reprocessing of monolithic U-MO fuel | |
| Shishkin et al. | Electrochemical reduction of uranium dioxide in LiCl–Li2O melt | |
| Li | Anodic process of electrorefining spent nuclear fuel in molten LiCl-KCl-UCl3/Cd system | |
| RU2700934C1 (en) | Method of processing oxide nuclear fuel | |
| EP1240647A2 (en) | Actinide production | |
| RU2724117C1 (en) | Method of processing nitride nuclear fuel | |
| Abdulaziz | Electrochemical reduction of metal oxides in molten salts for nuclear reprocessing | |
| Jones et al. | Electrochemical reduction of plutonium oxide in molten CaCl2-CaO | |
| RU2772970C1 (en) | Method for controlled extraction of actinides from metal products of spent nuclear fuel in a chloride melt | |
| Laidler | Pyrochemical processing of DOE spent nuclear fuel |