Способ очистки облученного ядерного топлива

Авторы патента:

Александров Денис Евгеньевич (RU)

Васин Борис Дмитриевич (RU)

Мальцев Дмитрий Сергеевич (RU)

Волкович Владимир Анатольевич (RU)

G21C19/42 - переработка облученного топлива

Владельцы патента RU 2499306:

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" (RU)

Настоящее изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива, в частности к пироэлектрохимической технологии переработки облученного ядерного топлива, к выделению электроположительных продуктов деления из технологических расплавов. Выделение электроположительных продуктов деления из расплавов хлоридов щелочных металлов происходит посредством химического восстановления электроположительных продуктов деления на металлическом молибдене. Выделение части электроположительных продуктов деления (циркония и ниобия) проходит по обменному механизму с образованием диоксидов циркония и ниобия. Молибден, перешедший в расплав, удаляют в виде пентахлорида молибдена барботированием газообразного хлора через солевой расплав. Изобретение позволяет обеспечить высокий процент извлечения электроположительных продуктов деления, реализацию более простой аппаратурной схемы, удешевление процессов переработки ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Настоящее изобретение относится к области создания неводных методов переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), наиболее перспективными из которых являются пироэлектрохимические процессы, осуществляемые в расплавленных смесях хлористых солей. Технология селекции компонентов ОЯТ во многом зависит от типа топлива (оксидное, металлическое, нитридное) и способа его растворения в солевых расплавах на основе различных смесей хлоридов лития, натрия и калия. Так используемое практически во всех энергетических ядерных реакторах оксидное топливо растворяют, как правило, посредством хлорирования газообразным хлором, получая в результате исходный технологический расплав состава: растворитель + UO₂Cl₂(UCl₄) + PuCl₃(PuCl₄) + хлориды продуктов деления (ПД) и трансплутониевых элементов (ТПЭ). Одной из важнейших технологических задач является извлечение из таких расплавов электроположительных продуктов деления (рутения, родия, палладия, ниобия, циркония) с целью очистки от них урана и плутония и получения на последующих технологических операциях качественного уран-плутониевого продукта.

Анализ уровня техники в данной области свидетельствует о наличии разных способов извлечения электроположительных ПД (Ru, Rh, Pd, Nb. Zr) из хлоридных урансодержащих расплавов, например:

1. Васин Б.Д., Иванов В.А., Распопин С.П. О взаимодействии сплавов на основе цинка с уран- и цирконийсодержащими хлоридными расплавами. - Расплавы, 1997, №2, с.47-50.

Показана возможность достаточно глубокого избирательного извлечения циркония (до остаточных концентраций, составляющих тысячные доли масс %) из расплава (Na-K)Cl_экв+UCl₃+ZrCl₄ в жидкий сплав на основе цинка (Zn-U). Достигнутые коэффициенты разделения урана и наиболее близкого к нему по электрохимическим свойствам циркония составляют порядка 10³. Существенным недостатком при переработке оксидного топлива является необходимость предварительного перевода U(VI) в U(III), что зачастую усложняет технологическую схему.

2. Бычков А.В., Вавилов С.К., Скиба О.В. Пироэлектрохимическая переработка облученного уран-плутониевого оксидноо топлива для реакторов на быстрых нейтронах. - Сб. трудов ГНЦ НИИАР «Замкнутый топливный цикл: пироэлектрохимия, технология виброуплотнения, ТВЭЛы». Димитровград, 1994, вып.1, с.13-20.

Показана возможность очистки урана и плутония от Ru, Rh, Pd, Nb, Zr за счет их извлечения из оксигалогенидных систем, получаемых после растворения отработавшего оксидного топлива его хлорированием. При этом на катоде совместно с диоксидом урана электрохимически выделяются металлические Ru, Rh, Pd. Одновременно в катодный осадок диоксида урана переходят химическим путем (по обменным реакциям) оксиды ниобия и циркония. Существенным недостатком данного метода является сложная система управления процессом электролиза с выделением на катоде большого (25%) количества урана в виде диоксида.

Наиболее близким к заявленному техническому решению, является способ очистки ядерного топлива на основе диоксида урана (GP patent №1084340 «Process for the Purification of Nuclear Fuels»), растворенного в расплаве хлоридов щелочных. В качестве восстанавливающего агента используется газообразный водород при низкой скорости его подачи в расплав. Осаждение диоксида урана проводят в две или более стадии. На первой стадии в виде диоксида осаждается около 1% урана, при этом продукт осаждения также содержит электроположительные продукты деления. Таким образом проходит очистка оставшегося в расплаве урана от Ru, Rh, Pd, Nb, Zr.

Основными недостатками данного метода является применение газообразного водорода, который в смеси с кислородом воздуха может давать взрывоопасную смесь, всвязи с чем возникает необходимость соблюдения определенных мер безопасности.

Задача, на решение которой направлено заявляемое изобретение, заключается в создании способа очистки облученного ядерного топлива в хлоридных расплавах, содержащих продукты растворения оксидного топлива посредством хлорирования, путем поэтапного извлечения электроположительных продуктов деления, отличающийся тем, что извлечение электроположительных продуктов деления осуществляют путем погружения в расплав пластины металлического молибдена и ее выдержки в контакте с расплавом в течение 2-5 часов, с последующей очисткой расплава от растворившегося молибдена.

Сущность предлагаемого способа состоит в контактировании технологического расплава на основе хлоридов щелочных металлов, содержащего продукты растворения облученного оксидного топлива посредством хлорирования, с металлическим молибденом, погруженным в расплав в виде пластины. Металлический молибден восстанавливает часть урана(VI) до UO₂, совместно с этим происходит восстановление ионов рутения(III), родия(III) и палладия (II) до металлического состояния. Ниобий и цирконий, имеющие очень высокое сродство к кислороду, переходят в твердую фазу чисто химическим путем по обменной реакции с UO₂ в виде оксидных соединений.

Образующийся в расплаве в ходе окислительно-восстановительных реакций молибден(III) удаляется за счет перевода его в летучее соединение молибдена ( $M o C l_{6}^{-}$ ) при обработке расплава хлором.

Итогом этих операций является очистка делящихся материалов (урана и плутония), находящихся в расплаве, от электроположительных ПД.

Пример

Взят расплав на основе эвтектической смеси хлоридов натрия и цезия (NaCl-2CsCl), содержащий ионы циркония, ниобия и палладия в различном соотношении при температуре 550°C. Палладий был выбран как самый электроотрицательный элемент из группы платиновых металлов.

В ходе проведения экспериментов масса молибденовой пластинки, введенной в расплав, уменьшалась, и на ней образовывался осадок. Качественный анализ осадка, выполненный на рентгенофлуоресцентном спектрометре, показал наличие в нем, помимо молибдена подложки, урана, циркония, ниобия и палладия. Выделившаяся на молибдене твердая фаза, по всей видимости, представляет собой металлический палладий и оксиды урана, ниобия и циркония.

В таблице приведены результаты проведенных экспериментов, в частности, данные о начальных и конечных концентрациях в солевой фазе урана и имитаторов ПД (Pd, Nb, Zr), а также время контакта расплава с металлическим молибденом.

В ходе протекающих реакций в расплаве образуется Мо(III) в виде хлоридного комплекса $M o C l_{6}^{3 -}$ , который можно удалить, барботируя через расплав газообразный хлор. После 90 мин барботирования хлором молибден полностью удаляется из расплава в виде летучего соединения MoCl₅ (частично сконденсировавшегося в верхней холодной части ячейки). Далее расплав в течение 5 минут вакуумируется для удаления растворенного хлора из расплава. Результаты химического анализа замороженного образца расплава свидетельствуют об отсутствии в нем молибдена.

Таким образом, как видно из таблицы, существует принципиальная возможность достаточно глубокой очистки технологических хлоридных расплавов, поступающих со стадии растворения ОЯТ от электроположительных ПД при различном начальном соотношении компонентов в одну стадию.

1. Способ очистки облученного ядерного топлива в хлоридных расплавах, содержащих продукты растворения оксидного топлива посредством хлорирования, путем поэтапного извлечения электроположительных продуктов деления, отличающийся тем, что извлечение электроположительных продуктов деления осуществляют путем погружения в расплав пластины металлического молибдена и ее выдержки в контакте с расплавом в течение 2-5 ч, с последующей очисткой расплава от растворившегося молибдена.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что растворившийся в расплаве молибден удаляют путем продувки расплава газообразным хлором.

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов.

Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива // 2453937

Способ растворения мокс-топлива // 2451639

Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония. .

Способ плазмооптической масс-сепарации и устройство для его осуществления // 2446489

Изобретение относится к способам и устройствам, обеспечивающим разделение многокомпонентного потока плазмы по массам, и может быть использовано для получения изотопов и выделения химических элементов.

Способ плазменного разделения отработанного ядерного топлива и устройство для его осуществления // 2419900

Изобретение относится к способам и устройствам для электромагнитного плазменного разделения химических элементов, изотопов и может быть использовано при выделении элементов или групп элементов из многокомпонентной смеси, производстве стабильных и радиоактивных изотопов химических элементов.

Способ изотопного восстановления регенерированного урана // 2399971

Изобретение относится к ядерному топливному циклу, к технологии изотопного восстановления регенерированного урана и может быть использовано при производстве низкообогащенного урана (НОУ) для топлива атомных станций.

Способ переработки загрязненного уранового сырья // 2377674

Изобретение относится к ядерному топливному циклу, а именно к способам переработки на каскаде газовых центрифуг загрязненного вредными изотопами 232U, 234 U, 236U уранового сырья.

Способ изотопного восстановления регенерированного урана // 2361297

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов. .

Способ восстановления пригодности выгоревшего в ядерном реакторе топлива в виде гексафторида выгоревшей смеси изотопов урана для повторного использования в ядерном реакторе // 2307410

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов. .

Способ переработки облученного ядерного топлива // 2303303

Изобретение относится к технологии переработки твердого облученного ядерного топлива (ОЯТ) в виде разнородных урансодержащих топливных композиций (металлических, карбидных, оксидных и др.) с целью его дальнейшего возврата в ядерно-топливный цикл.

Способ бестокового получения урана (v) в расплавленных хлоридах щелочных металлов // 2518426

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, в частности оксидного. Способ бестокового получения урана (V) в расплавленных хлоридах щелочных металлов (NaCl-2CsCl, NaCl-KCl, LiCl-KCl), содержащих ионы урана (VI), сущность которого заключается в выдержке в атмосфере над расплавом металлического циркония в качестве геттера при температуре 550-750°C в течение 180-250 минут. При этом происходит образование пятивалентной формы урана по реакции термического разложения хлорида уранила, ускоренной металлическим цирконием, о чем свидетельствуют записанные спектры поглощения расплава. Техническим результатом является возможность бестокового получения хлоридных расплавов с высоким содержанием пятивалентного урана без внесения посторонних компонентов в расплав.1 ил.

Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах // 2537013

Изобретение относится к области ядерных технологий, в частности к топливу АЭС на тепловых нейтронах. Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах включает смесь регенерированного плутония и обогащенного урана в виде оксидов, при этом в качестве обогащенного урана используется обогащенный регенерированный уран, при соотношении компонентов, определяемом энергетическим потенциалом, равным потенциалу свежеприготовленного топлива АЭС из обогащенного природного урана, обеспечивающим 100% загрузку активной зоны реактора. Изобретение позволяет полностью и одновременно утилизировать регенерированные уран и плутоний, выделенные из отработанного ядерного топлива. 5 з.п. ф-лы, 4 пр.

Способ регенерации материала ядерного топлива // 2537969

Заявленное изобретение относится к способу регенерации материала ядерного топлива. В заявленном способе осуществляют выделение материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, и переработку оксида материала ядерного топлива в реакторе (1), содержащего оксид тория в отработавшем топливе, помещенный в корзину (3а). Заявленный способ включает первую стадию электролитического восстановления оксида тория, включающую подачу электродного потенциала на анод (2) и катод (3), в первом расплаве солей галогенида щелочноземельного металла, первую стадию промывки продукта восстановления и основную стадию электролитического выделения продукта восстановления. Первый расплав солей дополнительно включает галогенид щелочного металла и включает по меньшей мере одно из веществ: хлорид кальция, хлорид магния, фторид кальция и фторид магния. Заявленный способ может дополнительно иметь вторую стадию электролитического восстановления оксида урана, оксида плутония и оксидов легких актинидов во втором расплаве солей галогенида щелочного металла. Техническим результатом является возможность селективного выделения металлического тория из материала отработавшего ядерного топлива, содержащего оксид тория. 2 н. и 14 з.п. ф-лы, 9 ил.

Способ переработки облученного ядерного топлива // 2540342

Заявленное изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива АЭС. В заявленном способе отделение плутония от урана предусмотрено на стадии реэкстракции с использованием водорастворимых комплексонов - моноамидов дигликолевой кислоты. Техническим результатом является возможность осаждения плутония или смеси уран-плутоний непосредственно из полученного рекэкстракта. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Пассивная система фильтрации зоны загрузки топлива // 2598865

Изобретение относится к пассивной системе фильтрации для зоны загрузки топлива, имеющей бассейн отработанного топлива в ядерном реакторе. Пассивная система фильтрации уменьшает выпуск в атмосферу частиц, таких как радиоактивные частицы, образуемые в случае кипения бассейна отработанного топлива. Пассивная система фильтрации содержит канал выпуска, механизм вентиляции, расположенный между зоной загрузки топлива и каналом выпуска. Механизм вентиляции выполнен с возможностью высвобождения смеси водяного пара и воздуха из зоны загрузки топлива в канал выпуска. Смесь водяного пара и воздуха содержит частицы. Пассивная система фильтрации дополнительно содержит блок фильтрации воздуха, расположенный в канале выпуска, и этот блок имеет, по меньшей мере, один пассивный фильтр. Смесь водяного пара и воздуха прокачивается, по меньшей мере, через один пассивный фильтр благодаря разности давления, создаваемой в зоне загрузки топлива. Технический результат - повышение радиационной безопасности в зоне загрузки топлива АЭС. 2 н. и 7 з.п. ф-лы, 2 ил.

Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах // 2603844

Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах включает катодное восстановление ионов урана, подготовку электролита в аппарате для переработки нитридного отработавшего ядерного топлива. Подготовку электролита проводят в атмосфере инертного газа непрерывным анодным растворением нитридного отработавшего ядерного топлива с их последующим электрохимическим восстановлением на жидком металлическом катоде в расплавленном хлоридном электролите при температуре не выше 500°С. Изобретение позволяет повысить ток электролиза, сократить время начала выделения компонентов ОЯТ на жидком металлическом катоде. 5 ил., 4 пр.

Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива // 2607644

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного ОЯТ заключается в том, что полученное после волоксидации ОЯТ растворяют в азотной кислоте в диапазоне температур 83-86°C в течение 4-5 часов с получением остаточного содержания в продукте азотной кислоты в диапазоне 1,42-2,3 моль/л, урана в диапазоне 480-600 г/л, термостатируют полученный продукт в диапазоне температур 69-80°C в течение 2-48 часов, вносят флокулянт и диспергируют реакционную смесь, проводят накопление осадка в донной части аппарата за счет седиментационного осаждения в диапазоне температур 35-57°C в течение 6-24 часов. Отделяют декантацией осветленную часть продукта, усредняют седиментированный осадок в оставшемся осветленном объеме раствора в аппарате. Изобретение позволяет выделить в осадок более 78,7% платиноидов и отделить 98,1% образующихся при растворении ОЯТ взвесей. 14 з.п. ф-лы, 2 пр.

Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства // 2613157

Изобретение относится к способам очистки загрязненного вредными изотопами сырья для использования его в дальнейшем для получении восстановленного урана для ядерного топлива. Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства от вредных изотопов заключается в снижении концентрации изотопов 232U, 234U, 236U путем переработки гексафторида урана загрязненного сырья в двойном каскаде газовых центрифуг. Гексафторид урана загрязненного сырья перерабатывают в двойном каскаде газовых центрифуг, предназначенных для получения низкообогащенного гексафторида 235U из чистого гексафторида урана, подаваемого на основное питание первого каскада, загрязненное сырье подают на дополнительное питание первого каскада. Очищенное сырье отбирают из первого или второго каскада. Изобретение позволяет получить качественное сырье с допустимым содержанием лимитирующих вредных изотопов. 5 з.п. ф-лы, 5 ил., 8 табл., 4 пр.

Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива // 2619583

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для отделения трития на головных операциях процесса переработки облученного ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в одновременном воздействии на топливную композицию окислительно-активных компонентов CO2-содержащей газофазной системы при ограничении концентрации в ней диоксида азота, кислорода, азотной кислоты. Изобретение позволяет снизить отделение цезия с отходящим газовым потоком до уровня менее 0,1% при удалении более 99,8% трития в процессе волоксидации фрагментированного ОЯТ (в оболочке). 6 з.п. ф-лы.

Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива // 2626764

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ). Способ растворения волоксидированного ОЯТ включает обработку ОЯТ в гетерогенной системе с участием диоксида азота. Порошкообразный материал (ОЯТ) приводят в контакт с раствором азотной кислоты с концентрацией 0,8-2,5 моль/л, при температуре суспензии 30-60°С и нормальном давлении пропускают через реакционный объем газовый поток, получаемый путем смешения в непрерывном режиме потока кислорода, и потока кислотообразующих оксидов азота, и углекислого газа, генерируемых в результате каталитически активируемого окисления индуктора под воздействием азотной кислоты. Изобретение позволяет снизить содержание циркония и молибдена в продукте растворения ОЯТ. 12 з.п. ф-лы, 2 пр.