RU2776895C1 - Method for electrolytic refining of metallic nuclear fuel - Google Patents
Method for electrolytic refining of metallic nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2776895C1 RU2776895C1 RU2021135093A RU2021135093A RU2776895C1 RU 2776895 C1 RU2776895 C1 RU 2776895C1 RU 2021135093 A RU2021135093 A RU 2021135093A RU 2021135093 A RU2021135093 A RU 2021135093A RU 2776895 C1 RU2776895 C1 RU 2776895C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- cathode
- nuclear fuel
- electrolytic refining
- actinides
- current density
- Prior art date
Links
- 238000007670 refining Methods 0.000 title claims abstract description 34
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 30
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 35
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims abstract description 30
- 239000003792 electrolyte Substances 0.000 claims abstract description 29
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 20
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 18
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims abstract description 18
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 18
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims abstract description 11
- 239000010405 anode material Substances 0.000 claims abstract description 10
- 238000005363 electrowinning Methods 0.000 claims abstract description 9
- 229910013618 LiCl—KCl Inorganic materials 0.000 claims abstract description 8
- -1 actinide chlorides Chemical class 0.000 claims abstract description 8
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims abstract description 8
- 238000011068 load Methods 0.000 claims abstract description 8
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 5
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 claims abstract description 4
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 8
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 abstract description 10
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 9
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 13
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 9
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 8
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 7
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 7
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 5
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 5
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 5
- 229910052706 scandium Inorganic materials 0.000 description 5
- 229910052904 quartz Inorganic materials 0.000 description 4
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 4
- SIXSYDAISGFNSX-UHFFFAOYSA-N scandium Chemical compound [Sc] SIXSYDAISGFNSX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910000542 Sc alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000007792 addition Methods 0.000 description 3
- 230000000875 corresponding Effects 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 3
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 3
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 3
- 239000011780 sodium chloride Substances 0.000 description 3
- 229910000711 U alloy Inorganic materials 0.000 description 2
- SAWLVFKYPSYVBL-UHFFFAOYSA-K Uranium(III) chloride Chemical compound Cl[U](Cl)Cl SAWLVFKYPSYVBL-UHFFFAOYSA-K 0.000 description 2
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 2
- 229910052784 alkaline earth metal Inorganic materials 0.000 description 2
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 description 2
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 2
- 229910021397 glassy carbon Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N nickel Chemical compound [Ni] PXHVJJICTQNCMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009376 nuclear reprocessing Methods 0.000 description 2
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 150000001342 alkaline earth metals Chemical class 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- REDXJYDRNCIFBQ-UHFFFAOYSA-N aluminium(3+) Chemical class [Al+3] REDXJYDRNCIFBQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 239000012300 argon atmosphere Substances 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000005660 chlorination reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000460 chlorine Substances 0.000 description 1
- 229910052801 chlorine Inorganic materials 0.000 description 1
- ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N chlorine atom Chemical compound [Cl] ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000975 co-precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 1
- 238000003411 electrode reaction Methods 0.000 description 1
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 1
- 229920002313 fluoropolymer Polymers 0.000 description 1
- 238000005755 formation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 238000009616 inductively coupled plasma Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 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
- 229910001120 nichrome Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052759 nickel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000510 noble metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 238000005025 nuclear technology Methods 0.000 description 1
- 230000003334 potential Effects 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 230000000191 radiation effect Effects 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 150000002910 rare earth metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000001953 recrystallisation Methods 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory Effects 0.000 description 1
- 239000011833 salt mixture Substances 0.000 description 1
- 238000005292 vacuum distillation Methods 0.000 description 1
- 238000005303 weighing Methods 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 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.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.
Будущее ядерной энергетики связано с внедрением реакторов на быстрых нейтронах, разработкой новых эффективных видов топлива и созданием замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ), одним из условий которого является своевременная переработка и регенерация отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Действующие гидрохимические способы предназначены лишь для переработки отработавшего ядерного топлива, выдержанного в течение длительного времени (3-7 лет) в специальном хранилище с целью снижения его активности. Несмотря на то, что способы достаточно хорошо отработаны и осуществляются при низких температурах, длительная выдержка топлива перед переработкой и образование большого количества радиоактивных отходов делают способ небезопасным, неэффективным и неподходящим для создания ЗЯТЦ.The future of nuclear energy is associated with the introduction of fast neutron reactors, the development of new efficient types of fuel and the creation of a closed nuclear fuel cycle (CFFC), one of the conditions of which is the timely processing and regeneration of spent nuclear fuel (SNF). The current hydrochemical methods are intended only for the processing of spent nuclear fuel aged for a long time (3-7 years) in a special storage facility in order to reduce its activity. Despite the fact that the methods are quite well developed and are carried out at low temperatures, the long exposure of the fuel before reprocessing and the formation of a large amount of radioactive waste make the method unsafe, inefficient, and unsuitable for creating CFFC.
Переработка маловыдержанного ОЯТ возможна с использованием схем пирохимической переработки топлива в расплавленных солях, стабильных к тепловому и радиационному воздействию. Одной из основных операций пирохимических схем переработки является электролитическое рафинирование компонентов металлического топлива в расплавленных солях преимущественно состава LiCl-KCl-UCl3-PuCl3, в ходе которого актиноиды анодно растворяются и осаждаются на катоде, в то время как электроположительные продукты деления концентрируются в анодном остатке, а электроотрицательные - в расплавленном электролите. На основании лабораторных исследований неоднократно была продемонстрирована принципиальная возможность отделения делящихся материалов (ДМ) от продуктов деления (ПД) металлического ядерного топлива и селективного выделения компонентов топлива при помощи электролитического рафинирования в расплавленных солях [1]. Эффективность этого процесса во многом определяется поддержанием анодной и катодной плотности тока, а также содержанием актиноидов в расплаве. Изменение любого из этих параметров может приводить к значимому перераспределению состава продуктов электродных реакций, и, как правило, к ухудшению технико-экономических показателей процесса электролитического рафинирования.Reprocessing of low-aged SNF is possible using schemes for pyrochemical processing of fuel in molten salts that are stable to thermal and radiation effects. One of the main operations of pyrochemical processing schemes is the electrolytic refining of metal fuel components in molten salts, mainly of the composition LiCl-KCl-UCl 3 -PuCl 3 , during which the actinides are anodically dissolved and deposited on the cathode, while the electropositive fission products are concentrated in the anode residue , and electronegative - in the molten electrolyte. On the basis of laboratory studies, the fundamental possibility of separating fissile materials (FM) from fission products (FP) of metallic nuclear fuel and the selective separation of fuel components using electrolytic refining in molten salts has been repeatedly demonstrated [1]. The efficiency of this process is largely determined by maintaining the anode and cathode current densities, as well as the content of actinides in the melt. A change in any of these parameters can lead to a significant redistribution of the composition of the products of electrode reactions, and, as a rule, to a deterioration in the technical and economic indicators of the electrolytic refining process.
Из уровня техники известен способ электролитического рафинирования ядерного топлива, включающий селективное анодное растворение компонентов ядерного топлива в расплавленном электролите LiCl-KCl-UCl3-PuCl3 при температуре 500°С и последовательное селективное катодное электровыделение сначала урана на твердом стальном катоде, а затем плутония и минор актиноидов - на жидкометаллическом кадмиевом катоде [2]. При соответствующем контроле параметров процесс электролитического рафинирования металлического ядерного топлива может быть организован в одну операцию, при этом на стальном и кадмиевом катодах выделятся практически все актиноиды.The prior art method of electrolytic refining of nuclear fuel, including selective anodic dissolution of nuclear fuel components in the molten electrolyte LiCl-KCl-UCl 3 -PuCl 3 at a temperature of 500 ° C and sequential selective cathodic electrowinning of first uranium on a solid steel cathode, and then plutonium and actinide minor - on a liquid-metal cadmium cathode [2]. With appropriate control of the parameters, the process of electrolytic refining of metallic nuclear fuel can be organized in one operation, with almost all actinides being released on the steel and cadmium cathodes.
Однако данный способ нуждается в разработке последующих операций выделения плутония и минор актиноидов из кадмия и сплавления актиноидов, что усложняет его исполнение, кроме того, что в аппарате для осуществления этого способа размещают одновременно жидкометаллический анод и жидкометаллический катод, требующие индивидуальные емкости для размещения в аппарате.However, this method requires the development of subsequent operations for separating plutonium and minor actinides from cadmium and fusion of actinides, which complicates its implementation, in addition to the fact that the apparatus for implementing this method simultaneously places a liquid metal anode and a liquid metal cathode, requiring individual containers for placement in the apparatus.
Известен способ электролитического рафинирования ядерного топлива с использованием твердого анода, жидкометаллического биполярного электрода и, аналогично вышеописанному способу, двух катодов: твердого стального и жидкометаллического кадмиевого [3]. Данный способ направлен на повышение степени очистки рафинируемого ядерного топлива, в том числе за счет разделения расплавленных электролитов анодного и катодного пространства, которое может обеспечить необходимое поддержание концентраций актинидов и примесей в катодном пространстве. Разделение электролитов анодного и катодного пространства в данном способе осуществляют при помощи керамической диафрагмы.A known method of electrolytic refining of nuclear fuel using a solid anode, liquid metal bipolar electrode and, similarly to the above method, two cathodes: solid steel and liquid metal cadmium [3]. This method is aimed at increasing the degree of purification of refined nuclear fuel, including by separating the molten electrolytes of the anode and cathode spaces, which can provide the necessary maintenance of the concentrations of actinides and impurities in the cathode space. The separation of electrolytes in the anode and cathode spaces in this method is carried out using a ceramic diaphragm.
Однако способу [3] также присущи сложности в исполнении, поскольку в аппарате для его реализации размещают одновременно жидкометаллический биполярный электрод и жидкометаллический катод, требующие индивидуальные емкости для размещения в аппарате, а также необходимость разработки последующих операций выделения плутония и минор актиноидов из кадмия и сплавления актиноидов. Помимо этого, сложным представляется подобрать керамическую диафрагму для длительного использования в системе, содержащей химически активные актиноиды.However, the method [3] is also inherently difficult to implement, since a liquid-metal bipolar electrode and a liquid-metal cathode are simultaneously placed in the apparatus for its implementation, requiring individual containers for placement in the apparatus, as well as the need to develop subsequent operations for separating plutonium and minor actinides from cadmium and fusion of actinides . In addition, it seems difficult to choose a ceramic diaphragm for long-term use in a system containing reactive actinides.
Наиболее близким к заявляемому является способ электролитического рафинирования ядерного топлива, включающий селективное анодное растворение компонентов ядерного топлива в расплавленном электролите LiCl-KCl-UCl3-PuCl3 при температуре 500°С и селективное катодное электровыделение актиноидов на твердом стальном катоде, при этом в качестве исходного анодного материала используют модельное или реальное металлическое ядерное топливо после его частичного выгорания [4]. В данном исполнении способа практически исключаются затруднения по растворению компонентов топлива в расплавленном электролите, однако не решается задача поддержания катодной плотности тока, поскольку при интенсивном росте осадка катодная плотность тока снижается, и на катоде выделяется исключительно наиболее электроположительный актинид с большей концентрацией в электролите - уран. Это приводит, во-первых, к разделению урана и плутония, что является недопустимым с точки зрения международных договоренностей об использовании атомной энергии в мирных целях, а во-вторых, к необходимости дополнительной электроэкстракции плутония и минор актиноидов из расплавленного электролита процесса электролитического рафинирования с использованием нерастворимого анода.Closest to the claimed is a method of electrolytic refining of nuclear fuel, including selective anodic dissolution of nuclear fuel components in the molten electrolyte LiCl-KCl-UCl 3 -PuCl 3 at a temperature of 500 ° C and selective cathodic electrowinning of actinides on a solid steel cathode, while as the source For the anode material, a model or real metallic nuclear fuel is used after its partial burnout [4]. In this version of the method, difficulties in dissolving the fuel components in the molten electrolyte are practically eliminated, however, the problem of maintaining the cathode current density is not solved, since with an intensive growth of the deposit, the cathode current density decreases, and only the most electropositive actinide with a higher concentration in the electrolyte - uranium - is released on the cathode. This leads, firstly, to the separation of uranium and plutonium, which is unacceptable from the point of view of international agreements on the use of atomic energy for peaceful purposes, and secondly, to the need for additional electroextraction of plutonium and minor actinides from the molten electrolyte of the electrolytic refining process using insoluble anode.
Задачей изобретения является улучшение технико-экономических показателей процесса электролитического рафинирования металлического ядерного топлива, в частности, за счет обеспечения совместного осаждения актиноидов при упрощении аппаратурного оформления способа.The objective of the invention is to improve the technical and economic performance of the process of electrolytic refining of metallic nuclear fuel, in particular, by providing co-precipitation of actinides while simplifying the instrumentation of the method.
Для этого предлагается способ, который, как и прототип, включает селективное анодное растворение компонентов ядерного топлива в контейнере с расплавленным электролитом LiCl-KCl, содержащем хлориды актиноидов, при температуре не ниже 500°С, селективное катодное электровыделение актиноидов на твердом стальном катоде, при этом в качестве исходного анодного материала используют металлическое ядерное топливо. Способ отличается тем, что процесс электролитического рафинирования осуществляют при катодной плотности тока не ниже 90% от предельного значения тока выделения урана, значение катодной плотности тока поддерживают путем перемещения стального катода относительно поверхности электролита с постоянной скоростью, определяемой токовой нагрузкой и потенциалом катода.To do this, a method is proposed, which, like the prototype, includes selective anodic dissolution of nuclear fuel components in a container with a molten LiCl-KCl electrolyte containing actinide chlorides at a temperature not lower than 500 ° C, selective cathodic electrowinning of actinides on a solid steel cathode, while metallic nuclear fuel is used as the initial anode material. The method differs in that the process of electrolytic refining is carried out at a cathode current density not lower than 90% of the limit value of the uranium extraction current, the value of the cathode current density is maintained by moving the steel cathode relative to the electrolyte surface at a constant speed determined by the current load and cathode potential.
Способ отличается также тем, что значение катодной плотности тока поддерживают путем перемещения стального катода относительно поверхности электролита с постоянной дистанционно регулируемой скоростью.The method also differs in that the value of the cathode current density is maintained by moving the steel cathode relative to the electrolyte surface at a constant remotely controlled speed.
Кроме того, способ отличается тем, что селективное катодное электровыделение актиноидов ведут на твердом стальном катоде, размещенном на подвижной оснастке с возможностью его подъема из контейнера с электролитом и опускания в него.In addition, the method is characterized in that the selective cathodic electrolysis of actinides is carried out on a solid steel cathode placed on a movable tooling with the possibility of lifting it from the container with electrolyte and lowering it into it.
Сущность изобретения заключается в следующем. Использование отработавшего или отбракованного металлического топлива, представленного делящимися материалами (актиноидами) и продуктами деления (цирконий, РЗМ и др.) в качестве анода при электролитическом рафинировании известно. Для отделения делящихся материалов металлическое ядерное топливо анодно растворяют в расплавленном электролите. В качестве электролита для осуществления способа, как и в прототипе, используют солевую смесь LiCl-KCl с оптимальным сочетанием физико-химических свойств. При анодном растворении в расплавленном электролите растворяются актиноиды, а также РЗМ, щелочные и щелочноземельные металлы. Изменение концентрации соответствующих хлоридов актиноидов в расплавленном электролите при электролитическом рафинировании определяется их содержанием в анодном материале, а также анодной и катодной плотностью тока. Регулирование или поддержание концентрации хлоридов актинидов в расплаве при варьировании состава анодного материала, а также помощи анодной плотности тока представляется практически невозможным, поскольку соотношение актиноидов в анодном материале определяется преимущественно составом исходного топлива, и при анодном растворении в гальваностатическом режиме это соотношение может быть изменено лишь локально и краткосрочно ввиду диффузионных затруднений по отводу ионов тех или иных актинидов из объема анода в расплавленный электролит сквозь пористый слой нерастворенного анодного материала.The essence of the invention is as follows. The use of spent or rejected metal fuel, represented by fissile materials (actinides) and fission products (zirconium, REM, etc.) as an anode in electrolytic refining is known. To separate fissile materials, metallic nuclear fuel is anodically dissolved in a molten electrolyte. As an electrolyte for the implementation of the method, as in the prototype, use a salt mixture of LiCl-KCl with the optimal combination of physico-chemical properties. During anodic dissolution, actinides, as well as rare-earth metals, alkali and alkaline earth metals, dissolve in the molten electrolyte. The change in the concentration of the corresponding actinide chlorides in the molten electrolyte during electrolytic refining is determined by their content in the anode material, as well as by the anode and cathode current densities. Regulation or maintenance of the concentration of actinide chlorides in the melt by varying the composition of the anode material, as well as using the anode current density, seems practically impossible, since the ratio of actinides in the anode material is determined mainly by the composition of the initial fuel, and during anodic dissolution in the galvanostatic mode, this ratio can only be changed locally and short-term due to diffusion difficulties in the removal of ions of certain actinides from the anode volume into the molten electrolyte through the porous layer of undissolved anode material.
Таким образом, одним из основных регуляторов операции электролитического рафинирования металлического ядерного топлива является катодная плотность тока. Поскольку основным компонентом металлического ядерного топлива является уран (70-80%), то при анодном растворении концентрация его ионов в расплаве также будет преобладающей в сравнении с концентрациями ионов плутония и минор актиноидов. В этом случае обязательным условием совместного электровыделения актиноидов на катоде, как было отмечено выше, является поддержание катодной плотности на значении, близком либо превышающем предельную катодную плотность тока электровыделения наиболее электроположительного компонента - урана. В известных способах, включая прототип, это не может быть достигнуто из-за роста катодного осадка урана с развитой поверхностью и соответствующего снижения катодной плотности тока при постоянной токовой нагрузке.Thus, one of the main regulators of the operation of electrolytic refining of metallic nuclear fuel is the cathode current density. Since the main component of metallic nuclear fuel is uranium (70-80%), the concentration of its ions in the melt during anodic dissolution will also be predominant in comparison with the concentrations of plutonium ions and minor actinides. In this case, the obligatory condition for joint actinide electroprecipitation at the cathode, as noted above, is to maintain the cathode density at a value close to or exceeding the limiting cathodic current density of the electroprecipitation of the most electropositive component, uranium. In the known methods, including the prototype, this cannot be achieved due to the growth of the cathode uranium deposit with a developed surface and the corresponding decrease in the cathode current density at a constant current load.
В заявленном способе поддержание рабочей поверхности катода с осадком и катодной плотности тока поддерживают путем перемещения стального катода относительно поверхности электролита с постоянной скоростью, определяемой токовой нагрузкой и потенциалом катода, при этом движение катода может управляться в автоматическом режиме без использования сложного программного обеспечения.In the claimed method, the maintenance of the working surface of the cathode with a deposit and the cathode current density is maintained by moving the steel cathode relative to the electrolyte surface at a constant speed determined by the current load and the cathode potential, while the cathode movement can be controlled automatically without using complex software.
Использование сложных или дополнительных конструкционных элементов в электролизере при осуществлении способа, также не требуется.The use of complex or additional structural elements in the cell in the implementation of the method is also not required.
Технический результат, достигаемый заявленным способом, заключается в обеспечении совместного электровыделения урана, плутония и минор актиноидов на твердом катоде без использования дополнительных сложных операций и конструкционных элементов аппарата для его осуществления.The technical result achieved by the claimed method is to ensure the joint electrowinning of uranium, plutonium and minor actinides on a solid cathode without the use of additional complex operations and structural elements of the apparatus for its implementation.
Изобретение иллюстрируется следующими рисунками и таблицей. На фиг. 1 - приведена фотография/схема аппарата электролитического рафинирования металлического ядерного топлива; на фиг. 2 - квазистационарная поляризационная зависимость, полученная при 500°С в расплаве LiCl-KCl с добавкой (мас. %) 10UCl3; на фиг. 3 - вид катодного осадка, полученного в условиях подъема катода с постоянной скоростью; в таблице 1 - содержание U и Sc в катодном осадке при электролитическом рафинировании сплава U-Sc в зависимости от условий процесса.The invention is illustrated in the following figures and table. In FIG. 1 - a photograph / diagram of an apparatus for electrolytic refining of metallic nuclear fuel is shown; in fig. 2 - quasi-stationary polarization dependence obtained at 500°C in the LiCl-KCl melt with the addition (wt.%) 10UCl 3 ; in fig. 3 - view of the cathode deposit obtained under conditions of cathode lifting at a constant speed; in table 1 - the content of U and Sc in the cathode deposit during the electrolytic refining of the U-Sc alloy, depending on the process conditions.
Экспериментальную апробацию способа электролитического рафинирования металлического ядерного топлива проводили с использованием модельного металлического топлива на основе урана. Все эксперименты и вспомогательные операции осуществляли в сухом герметичном боксе с атмосферой аргона.Experimental approbation of the method of electrolytic refining of metallic nuclear fuel was carried out using a model metallic fuel based on uranium. All experiments and auxiliary operations were carried out in a dry sealed box with an argon atmosphere.
В первой серии экспериментов в качестве анодного материала использовали сплавы урана с благородными металлами, которые в реальном отработавшем топливе являются продуктами деления.In the first series of experiments, alloys of uranium with noble metals, which are fission products in actual spent fuel, were used as the anode material.
Эксперименты проводили в расплавленном электролите эвтектического состава (мас. %) 44,3LiCl-55,7KСl при температуре 500°С, который предварительно готовили сплавлением соответствующих компонентов после их зонной перекристаллизации. Хлорид урана задавали путем взаимодействия газообразного хлора с металлическим ураном в исследуемом расплаве. После хлорирования отбирали пробу полученного расплава для анализа его начального элементного состава атомно-эмиссионным методом. Приготовленный расплав массой 150-200 г загружали в стеклоуглеродный тигель 1, который размещали в кварцевой реторте 2 аппарата, схема которого приведена на фиг. 1. В качестве катода 3 использовали цилиндрические стальные стержни (Ст3) диаметром 6 мм. На одном конце стержня высверливали сквозное отверстие для крепления 4 к механизму (радиального и вертикального) движения электрода. Анодом 5 служил сплав (мас. %) 85,66U-10,25Pd-2,50Ru-1,58Rh, размещенный на молибденовом токоподводе 6. Потенциал катода в ходе электролитического рафинирования регистрировали относительно потенциала литий-висмутого электрода 7, предварительного измеренного относительно потенциала лития. Для измерения температуры расплава применяли термопару S-типа 8 и термопарный модуль USB-TC01 (National Instruments, США).The experiments were carried out in a molten electrolyte of eutectic composition (wt %) 44.3LiCl-55.7KCl at a temperature of 500°C, which was preliminarily prepared by fusing the corresponding components after their zone recrystallization. Uranium chloride was specified by the interaction of gaseous chlorine with metallic uranium in the melt under study. After chlorination, a sample of the resulting melt was taken to analyze its initial elemental composition by the atomic emission method. The prepared melt weighing 150-200 g was loaded into a
Кварцевую реторту 2 закрывали фторопластовой пробкой 9, снабженной штуцерами для ввода электродов 3, 5, 7, а также термопары 8. Для защиты пробки от излучения использовали никелевые экраны 10.
Кварцевую реторту 2 размещали в стальном корпусе аппарата 11 электролитического рафинирования и нагревали до рабочей температуры (500°С) при помощи внешней нихромовой печи электросопротивления. После плавления электролита в стеклоуглеродый тигель 1 с расплавом 12 погружали электроды и термопару 8 и в течение часа термостатировали систему. При достижении стабильного значения температуры на электроды подавали электрический ток с использованием PGSTAT AutoLab 320N и ПО NOVA 1.11 (Metrohm, Нидерланды).
В ходе электролитического рафинирования регистрировали потенциал катода под током. По окончании эксперимента электроды и термопару извлекали из расплава и отбирали пробу расплава. После охлаждения катодный осадок отделяли от железного стержня и очищали от электролита путем вакуумной дистилляции при поэтапном нагревании образца до 900°С в кварцевой реторте. Элементный состав проб расплава и катодного осадка определяли с помощью атомно-эмиссионного анализа с индуктивно связанной плазмой.During electrolytic refining, the potential of the cathode under current was recorded. At the end of the experiment, the electrodes and thermocouple were removed from the melt and a sample of the melt was taken. After cooling, the cathodic deposit was separated from the iron rod and purified from the electrolyte by vacuum distillation with stepwise heating of the sample to 900°С in a quartz retort. The elemental composition of samples of the melt and cathode deposit was determined using inductively coupled plasma atomic emission analysis.
Для электролитического рафинирования использовали аппарат с подвижным катодом 3, перемещение которого относительно зеркала электролита осуществлялось при помощи электромеханического привода 13, скорость движения которого может автоматически и вручную задаваться и регулироваться в зависимости от токовой нагрузки и потенциала катода. Скорость перемещения катода задается в соответствии со скоростью увеличения массы осадка, рассчитанной по закону Фарадея и определяемой токовой нагрузкой:For electrolytic refining, an apparatus with a
где V - скорость движения катода, м/с;where V is the speed of the cathode, m/s;
Δm/Δt - скорость увеличения массы осадка, г/с;Δm/Δt is the rate of sediment mass increase, g/s;
I - токовая нагрузка, А;I - current load, A;
k - эмпирический коэффициент, зависящий от параметров электролиза, соотношения концентрации актинидов в расплаве и катодном осадке, г/Кл.k is an empirical coefficient depending on the parameters of electrolysis, the ratio of the concentration of actinides in the melt and cathode deposit, g/C.
При этом в качестве дополнительного контролируемого и регулируемого параметры выступает потенциал катода, изменение которого в пределах 0,05 В регулируется авторегулировкой скорости движения катода.In this case, the cathode potential acts as an additional controlled and adjustable parameter, the change of which within 0.05 V is regulated by the automatic adjustment of the cathode movement speed.
Электролитическое рафинирование в первой серии экспериментов осуществляли в двух режимах: со стационарным положением катода (прототип) и с подъемом/опусканием катода в соответствии с заявленным способом. В эксперименте с неподвижным катодом случае наблюдали смещение потенциала катода под током, свидетельствующее об уменьшении катодной плотности тока. В эксперименте с подъемом катода из расплава и опусканием его в расплав, потенциал катода под током варьировался в пределах от -0,25 до -0,20 В относительно потенциала литий-висмутого электрода.Electrolytic refining in the first series of experiments was carried out in two modes: with a stationary position of the cathode (prototype) and with raising/lowering the cathode in accordance with the claimed method. In the experiment with a stationary cathode, a shift in the cathode potential under current was observed, indicating a decrease in the cathode current density. In the experiment with lifting the cathode from the melt and lowering it into the melt, the potential of the cathode under current varied from -0.25 to -0.20 V relative to the potential of the lithium-bismuth electrode.
Во второй серии экспериментов в качестве анодного материала использовали сплавы урана со скандием, который по своим электрохимическим характеристикам выступает имитатором плутония.In the second series of experiments, alloys of uranium with scandium were used as the anode material, which, in terms of its electrochemical characteristics, acts as an imitator of plutonium.
Методики приготовления расплавленного электролита и проведения испытаний по электролитическому рафинированию урана со скандием аналогичны первой серии. Непосредственно перед электролитическим рафинированием получали квазистационарную поляризационную зависимость на стальном катоде, характеризующую потенциалы и токи электровыделения урана из расплава LiCl-KCl добавкой 10 мас. % UCl3.Methods for preparing the molten electrolyte and conducting tests for the electrolytic refining of uranium with scandium are similar to the first series. Immediately before electrolytic refining, a quasi-stationary polarization dependence was obtained on a steel cathode, which characterizes the potentials and currents of uranium electrowinning from the LiCl-KCl melt with the addition of 10 wt. % UCl3 .
Из поляризационной зависимости, приведенной на фиг. 2, видно что предельная плотность тока выделения урана составляет около 0,92 А/см2. Следует ожидать, что добавление ScCl3 в расплав приведет к повышению предельной катодной плотности тока, и электролитическое рафинирование при значении катодной плотности 0,92 А/см2 и выше будет сопровождаться совместным электровыделением урана и скандия. На основании полученной поляризационной зависимости были подобраны значения катодной плотности тока для экспериментальной апробации заявленного способа электролитического рафинирования модельного ядерного топлива (U-Sc). Из таблицы, где приведены параметры и результаты испытаний видно, что в результате электролитического рафинирования сплава U-Sc в расплаве LiCl-KCl с добавками (мас. %) 15UCl3 и 5ScCl3 на неподвижном катоде происходило преимущественное электровыделение урана, а потенциал катода сместился в положительную область.From the polarization dependence shown in Fig. 2, it can be seen that the limiting current density of uranium extraction is about 0.92 A/cm 2 . It should be expected that the addition of ScCl 3 to the melt will lead to an increase in the limiting cathode current density, and electrolytic refining at a cathode density value of 0.92 A/cm 2 and above will be accompanied by a joint electrowinning of uranium and scandium. Based on the obtained polarization dependence, the values of the cathode current density were selected for experimental testing of the claimed method of electrolytic refining of model nuclear fuel (U-Sc). From the table, where the parameters and test results are given, it can be seen that as a result of the electrolytic refining of the U-Sc alloy in the LiCl-KCl melt with additives (wt.%) 15UCl 3 and 5ScCl 3 on a stationary cathode, uranium was predominantly released, and the cathode potential shifted to positive area.
При электролитическом рафинировании сплава U-Sc в расплаве LiCl-KCl с добавками UCl3 и ScCl3 при условии постоянного извлечения катода из расплава в соответствии с заявленным способом, в катодный продукт переходила большая часть скандия, имеющаяся в исходном расплаве и аноде. Потенциал катода при этом был стабильным в пределах 0,05 В.During the electrolytic refining of the U-Sc alloy in the LiCl-KCl melt with UCl 3 and ScCl 3 additives, under the condition of constant extraction of the cathode from the melt in accordance with the claimed method, most of the scandium present in the initial melt and anode passed into the cathode product. The cathode potential was stable within 0.05 V.
Из полученных результатов следует, что заявленный способ электролитического рафинирования металлического ядерного топлива позволяет в одну операцию отделять все актиниды (уран, плутоний и минор актиноиды) от продуктов деления.From the obtained results it follows that the claimed method of electrolytic refining of metallic nuclear fuel allows in one operation to separate all actinides (uranium, plutonium and minor actinides) from fission products.
Заявленный способ преимущественно предназначен для электролитического рафинирования отработавшего ядерного топлива, при этом равноценно может быть использован для других видов отработавшего топлива, прошедших операции волоксидации и восстановления до металлов.The claimed method is mainly intended for electrolytic refining of spent nuclear fuel, while it can be equally used for other types of spent fuel that have undergone voloxidation and reduction to metals.
Источники:Sources:
1. Journal of Nuclear Science and Technology. - 2018. - Vol.55. - P. 1291-1298.1. Journal of Nuclear Science and Technology. - 2018. - Vol.55. - P. 1291-1298.
2. Journal of Nuclear Materials. - 1997. - Vol.247. - P. 227-231.2. Journal of Nuclear Materials. - 1997. - Vol.247. - P. 227-231.
3. Journal of Nuclear Science and Technology. - 1997. - Vol.34. - P. 384-393.3. Journal of Nuclear Science and Technology. - 1997. - Vol.34. - P. 384-393.
4. Nuclear Technology. - 1995. - Vol.110. - P. 357-368.4.Nuclear technology. - 1995. - Vol.110. - P. 357-368.
Claims (3)
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2776895C1 true RU2776895C1 (en) | 2022-07-28 |
Family
ID=
Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3199937B2 (en) * | 1993-12-16 | 2001-08-20 | 株式会社東芝 | Molten salt electrorefining equipment |
| JP3486044B2 (en) * | 1996-03-26 | 2004-01-13 | 株式会社東芝 | Molten salt electrorefining equipment |
| JP4089944B2 (en) * | 2001-11-30 | 2008-05-28 | 財団法人電力中央研究所 | Electrolytic reduction apparatus and method |
| RU2537969C1 (en) * | 2012-06-15 | 2015-01-10 | Кабусики Кайся Тосиба | Method of recovering nuclear fuel material |
| 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 |
| RU2711214C1 (en) * | 2019-07-12 | 2020-01-15 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor |
| RU2758450C1 (en) * | 2020-08-16 | 2021-10-28 | Акционерное общество «Прорыв» | Method for processing nitride snf in salt melts with removal of the residual amount of the chlorinating agent |
Patent Citations (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP3199937B2 (en) * | 1993-12-16 | 2001-08-20 | 株式会社東芝 | Molten salt electrorefining equipment |
| JP3486044B2 (en) * | 1996-03-26 | 2004-01-13 | 株式会社東芝 | Molten salt electrorefining equipment |
| JP4089944B2 (en) * | 2001-11-30 | 2008-05-28 | 財団法人電力中央研究所 | Electrolytic reduction apparatus and method |
| RU2537969C1 (en) * | 2012-06-15 | 2015-01-10 | Кабусики Кайся Тосиба | Method of recovering nuclear fuel material |
| 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 |
| RU2711214C1 (en) * | 2019-07-12 | 2020-01-15 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor |
| RU2758450C1 (en) * | 2020-08-16 | 2021-10-28 | Акционерное общество «Прорыв» | Method for processing nitride snf in salt melts with removal of the residual amount of the chlorinating agent |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| NUCLEAR TECHNOLOGY, 1995, Vol 110, p.357-368. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Willit et al. | Electrorefining of uranium and plutonium—A literature review | |
| 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 | |
| Karell et al. | Separation of actinides from LWR spent fuel using molten-salt-based electrochemical processes | |
| Liu et al. | Electrochemical separation of Th from ThO2 and Eu2O3 assisted by AlCl3 in molten LiCl–KCl | |
| Jiang et al. | Electrochemical behavior and electrowinning of uranium (IV) from FLiNaK molten salt | |
| Novoselova et al. | The influence of the temperature and Ga-In alloy composition on the separation of uranium from neodymium in molten Ga-In/3LiCl-2KCl system during the recycling of high-level waste | |
| KR101298072B1 (en) | The impurity control specialization electrolytic refining devide for the salt manufacture and for nuclear reactor waste salt manufacturing method using the same | |
| SOUČEK et al. | Development of electrochemical separation methods in molten LiF-NaF-KF for the molten salt reactor fuel cycle | |
| JP6788899B2 (en) | High-efficiency dry reprocessing electrolytic cell and electrolysis method | |
| RU2732740C1 (en) | Method of processing spent nuclear fuel nitride in salt melts | |
| RU2776895C1 (en) | Method for electrolytic refining of metallic nuclear fuel | |
| Mukherjee et al. | Studies on direct electrochemical de-oxidation of solid ThO2 in calcium chloride based melts | |
| Ghosh et al. | Exchange current density and diffusion layer thickness in molten LiCl-KCl eutectic: a modeling perspective for pyroprocessing of metal fuels | |
| US2902415A (en) | Purification of uranium fuels | |
| Shishkin et al. | Electrochemical reduction of uranium dioxide in LiCl–Li2O melt | |
| Katasho et al. | Electrochemical reduction behavior of vitrified nuclear waste simulant in molten CaCl2 | |
| RU2700934C1 (en) | Method of processing oxide nuclear fuel | |
| Kim et al. | Recovery of uranium using electrorefining with an anode-liquid cathode module (ALCM) in molten LiCl–KCl–UCl 3–NdCl 3 and cadmium distillation | |
| Hatchett et al. | Room temperature electrodeposition of actinides from ionic solutions | |
| Tian et al. | Study on Aggregation Forming of Cathode Liquid Cerium Metal in Molten Salt Electrorefining Process | |
| RU2772970C1 (en) | Method for controlled extraction of actinides from metal products of spent nuclear fuel in a chloride melt | |
| US2923670A (en) | Method and means for electrolytic purification of plutonium | |
| Ambrová et al. | Electrochemical behaviour of lanthanum fluoride in molten fluorides | |
| Wang et al. | Long-life mullite and boron nitride membranes Ag/AgCl and Pb/PbCl2 reference electrodes for LiCl-KCl eutectic melt |