Способ переработки нитридного оят в солевых расплавах с удалением остаточного количества хлорирующего агента

Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ переработки нитридного ОЯТ включает подготовку электролита растворением ценного компонента в расплаве галогенидов. Подготовку осуществляют с выделением металлической фазы хлорирующего реагента на металлическом катоде. Изобретение позволяет выделить хлорирующий реагент из солевого расплава после процесса растворения. 1 з.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Выделение металлов с использованием электролиза расплавленных солей используется в различных технологиях уже давно. Электролиз солей включает растворение исходного материала, содержащего металл, который требуется получать электрохимическим извлечением, в электролите. Последующее электрохимическое извлечение металла из раствора происходит с помощью пропускаемого постоянного тока.

Известен способ получения вольфрама и вольфрамовых сплавов из соединений, содержащих вольфрам, электрохимическим способом (Патент № RU 2463387, МПК С25С 3/34, опубл. 10.10.2012).

Способ включает удаление вещества (X) из соединения, содержащего два или более металлов (М1М2Х) с помощью электролиза. При этом электролиз ведут в электролите расплавленной соли или расплавленного раствора соли, в котором соединение металлов (М1М2Х) не растворяется и в котором прикладывающийся потенциал ниже потенциала разложения электролита.

Недостаток данного способа заключается в том, что процесс электролиза проводится при потенциале, ниже потенциала разложения электролита, что в свою очередь ведет к загрязнению конечного продукта различными веществами, входящими в состав сплава.

Электрохимические способы находят свое применение и в областях ядерной энергетики.

Известен способ получения металлического урана (патент RU 2497979 С1, МПК С25С 3/34, С22В 60/02 опубл. 10.11.2013) Способ получения металлического урана включает электролиз диоксида урана в расплаве хлоридов лития и калия в электролизере с графитовым анодом и металлическим катодом и выделение металлического урана на катоде и диоксида углерода на аноде. Предварительно готовят смеси диоксида урана и углерода в мольном соотношении 6:1 и 1:1 путем измельчения соответствующих порошков, брикетируют полученные порошки в таблетки. В анодное пространство электролизера, образованное сосудом с пористыми стенками, размещенным в керамическом тигле, загружают таблетки, полученные из смеси диоксида урана и углерода, и расплав хлоридов лития и калия. В катодное пространство электролизера, образованное стенками сосуда с пористыми стенками и керамическим тиглем, загружают расплав хлоридов лития и калия и тетрахлорид урана в количестве 5-15 мас. % от хлоридов лития и калия.

Электролиз осуществляют при температуре электролита 500-600°С, катодной плотности тока 0.5-1,5 А/см2, анодной плотности тока 0,05-1,5 А/см, в атмосфере аргона с периодической загрузкой в анодное пространство таблеток из смеси диоксида урана и углерода в мольном соотношении 1:1. Выход металлического урана по току составляет 80-90% от теоретического.

Недостаток данного способа заключается в использовании в качестве компонента электролита тетрафторида урана, который при электрохимическом разложении образует газообразный фтор, являющийся коррозионно-активным элементом по отношению к конструктивным элементам оборудования.

В качестве прототипа выбран способ, описанный в патенте на изобретение «Способ переработки отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах (RU №2603844 С1 МПК G21C 19/42), согласно которому переработка нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов в солевых расплавах включает подготовку электролита в аппарате для переработки нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов, которую проводили в атмосфере инертного газа непрерывным анодным растворением нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов с последующим электрохимическим восстановлением на жидком металлическом катоде в расплавленном хлоридном электролите при температуре до 500°С.

В предложенном способе определенное количество нитрида урана в виде спрессованных таблеток закрепляли на анодном токоподводе и опускали в электролит после его расплавления и достижения рабочей температуры. Жидкий кадмий, служащий катодом, находился под слоем расплавленного электролита, помещенного в тигель из спеченного оксида бериллия. Электролиз начинали сразу же после опускания нитрида урана в электролит. При этом протекали реакции образования растворяющегося в солевом расплаве трихлорида урана, анодного растворения нитрида урана, катодного восстановления находящихся в электролите ионов кадмия. После полного выделения кадмия на катоде по этой реакции на кадмиевом катоде происходило выделение урана в виде его раствора в жидком кадмии, уран-кадмиевых сплавов или интерметаллидов.

Недостатками способа является наличие остаточного количества хлорида кадмия, что в свою очередь будет загрязнять целевой продукт, а так же получения сплавов и интерметаллидов целевого компонента с кадмием, переработка (разделение) которого требует дополнительных технологических операций. Все это в значительной степени увеличивает время переработки нитридного ОЯТ удорожает практическое использование способа.

Задачей изобретения является разработка способа, позволяющего выделить хлорирующий реагент из солевого расплава после процесса растворения, то есть подготовки электролита для переработки ОЯТ.

Поставленная задача решается тем, что в способе переработки нитридного ОЯТ, включающем подготовку электролита растворением ценного компонента в расплаве галогенидов, подготовку осуществляют с выделением металлической фазы хлорирующего реагента на металлическом катоде.

В качестве материала катода используют металл тантал, не взаимодействующий с хлорирующим реагентом.

Способ осуществляют следующим образом.

В аппарат переработки ОЯТ погружают металлический катод и графитовый анод. Под действием электрического тока происходит электрохимическое разложение хлорирующего реагента, с последующим выделением металлической фазы хлорирующего реагента на катоде. Образованный в результате разложения хлор выделяют на аноде и удаляют из аппарата. Выделение проходит под постоянным контролем напряжения разложения и обратной ЭДС соответствующей выделению металлической фазы исключительно хлорирующего реагента.

Пример 1

В реактор загружали подготовленную солевую фазу с заранее известными данными о содержании хлорирующего реагента, полученный растворением нитрида ценного компонента в расплаве солей с добавлением реагента хлорида кадмия и содержащей в себе трихлориды ценных компонентов и продуктов деления. При температуре 550°С в солевой раствор погружали танталовый катод и графитовый анод, под действием электрического тока при катодной плотности тока 1 А/см2 происходило выделение металлической фазы хлорирующего реагента, которая скапливалась в приемной емкости, хлор удалялся из аппарата через линию сдувки. Обратная ЭДС системы соответствовала значениям 1,2-1,4 В. После повышения ЭДС выше 1,4 В процесс прекращали, аппарат охлаждали, солевую фазу разделывали, оценивали количество выделенного кадмия. Степень выделения металлической фазы составила 99,2%.

Согласно данному способу подготовка электролита осуществляется с удалением остаточного количества хлорирующего реагента, образованного на операциях растворения нитридного топлива в расплаве солей.

1. Способ переработки нитридного ОЯТ, включающий подготовку электролита растворением ценного компонента в расплаве галогенидов, отличающийся тем, что подготовку осуществляют с выделением металлической фазы хлорирующего реагента на металлическом катоде.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала катода используют металл тантал, не взаимодействующий с хлорирующим реагентом.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу химического обогащения урана по легким изотопам и может быть использовано в радиохимическом производстве для корректировки изотопного состава ядерного топлива. Способ основан на экстракции урана в кислой среде полярным органическим экстрагентом ТБФ.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам переработки отработавшего ядерного топлива, и может быть использовано в технологии переработки отработавшего ядерного топлива в схеме замкнутого ядерного топливного цикла, извлеченного из тепловыделяющих элементов. Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах включает его хлорирование в расплаве смеси хлоридов щелочных и/или щелочноземельных металлов, содержащей дихлорид кадмия.

Изобретение относится к способу отделения отработавшего нитридного ядерного топлива от оболочки фрагментов тепловыделяющего элемента и может быть использовано в технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива в составе технологии замкнутого ядерного топливного цикла. Фрагменты тепловыделяющих элементов вместе с оболочкой нагревают до температуры не менее 500 °С и выдерживают в газовой атмосфере, причем выдержку нагретых фрагментов тепловыделяющих элементов осуществляют в атмосфере азота.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности, к технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ). Способ включает конверсию компонентов нитридного топлива в хлориды при температуре не выше 750°С, путем химического растворения в хлоридном расплаве LiCl.

Изобретение относится к ядерной энергетике. Способ переработки тепловыделяющих элементов с нитридным отработавшим ядерным топливом включает растворение их фрагментов до получения электролитного раствора, содержащего соединения актинидов, пригодного для их выделения.

Изобретение относится замыканию ядерного топливного цикла и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в топливный цикл как легководных реакторов, так и других типов реакторов, работающих на обогащенном уране. Способ изотопного восстановления регенерированного урана предусматривает повышение содержания изотопа 235U до 3-5 мас.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ). Способ включает восстановление компонентов оксидного ядерного топлива при электролизе расплава хлорида лития с добавкой оксида лития в количестве не менее 1 мас.

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) и предназначено для использования в головных операциях радиохимической технологии переработки ОЯТ реакторов ВВЭР-1000 с целью отделения трития. Фрагментированное ОЯТ загружают в горизонтальный аппарат-реактор и подвергают окислению в потоке активированной парогазовой фазы.

Изобретение может быть использовано при электрохимической переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов на быстрых нейтронах. Способ характеризуется тем, что в расплавленный электролит на основе эвтектической смеси хлоридов лития и калия после выделения из него актинидов, лантанидов и щелочноземельных металлов добавляют хлорид переходного металла, в качестве которого используют дихлорид кадмия, при этом процесс ведут при температурах не выше 350°С.

Изобретение относится к области переработки отработавшей топливной композиции жидкосолевого реактора. Композиционная смесь для осаждения оксидов делящихся и осколочных нуклидов из расплава эвтектической смеси LiF-NaF-KF без изменения состава эвтектической смеси, содержащая Li2O, NaF, KF при следующем соотношении компонентов, мол.

Изобретение относится к области рециклирования ядерных энергетических материалов. Способ восстановления изотопного состава регенерированного урана выгоревшего ядерного топлива для повторного использования в ядерном реакторе основан на осуществлении изотопного восстановления гексафторида регенерированного урана в двойном разделительном газоцентрифужном каскаде с подачей во второй каскад гексафторида урана-разбавителя и смешиванием выделенного в каскаде гексафторида урана с гексафторидом урана-разбавителя. Причем осуществляется смешивание потоков побочных продуктов двойного каскада в форме газа гексафторида урана. Техническим результатом является получение гексафторида урана с обогащением по U-235 до 2,86%, пригодного для повторного использования в ядерном реакторе, из сырьевого регенерированного урана с содержанием изотопа уран-235 0,84 мас. %. 11 з.п. ф-лы, 1 ил., 6 табл., 2 пр.
Наверх