Способ плазменного разделения отработанного ядерного топлива и устройство для его осуществления



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

 


Владельцы патента RU 2419900:

Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Иркутский государственный технический университет" (ГОУ "ИрГТУ") (RU)

Группа изобретений относится к способам и устройствам электромагнитного плазменного разделения химических элементов и изотопов и используется для разделения элементов отработанного ядерного топлива (ОЯТ), производства стабильных и радиоактивных изотопов. Способ и устройство реализуются в процессе получения квазинейтрального аксиально-симметричного многокомпонентного потока плазмы с помощью плазменного ускорителя, транспортировки потока через азимутатор с поперечным радиальным магнитным полем, проводки разделенного по массам потока плазмы через сепарирующий объем со стационарным радиальным электрическим и однородным продольным постоянным магнитным полями, сбора ионов двух групп ОЯТ на приемники ионов, расположенные на цилиндрических поверхностях; ионы третьей группы ОЯТ собирают на кольцевой торцевой приемник. Группа изобретений позволяет расширить функциональные возможности плазмооптического масс-сепаратора за счет минимизации негативного влияния энергетического и углового разбросов ионов различных химических элементов в потоке плазмы и правильного выбора формы, количества и положения приемников групп ионов (ПОМС-Е). 2 н.п. ф-лы, 7 ил.

 

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.

Изобретение относится к перспективному приоритетному направлению развития науки и технологий: «Технологии атомной энергетики, ядерного топливного цикла, безопасного обращения с радиоактивными отходами и отработанным ядерным топливом».

Основными областями применения изотопов и ядерно-чистых веществ является атомная техника - топливо для атомных электростанций, конструкционные материалы в реакторостроении, замедлители и поглотители нейтронов. Кроме того, данные материалы востребованы при исследовании структуры и свойств веществ методом ядерного магнитного резонанса, в процессе радиационной стерилизации, для модификации растений с помощью радиационно-индуцированных мутаций, изотопных индикаторов (изучение распределения и путей перемещения вещества в разнообразных системах), в терапевтической ядерной медицине.

Атомные электростанции (АЭС) в настоящее время обеспечивают более 15% мирового производства электрической энергии. Общая мощность 439 работающих АЭС составляет 372,2 ГВт. Основных вариантов ядерно-топливного цикла два - открытый и замкнутый. В первом случае в конце рабочего цикла отработанное (облученное) ядерное топливо (ОЯТ) помещается в хранилище ОЯТ, после необходимой выдержки остекловывается и производится захоронение остеклованного ОЯТ. Замкнутый цикл подразумевает переработку ОЯТ, изготовление из переработанного материала уран-плутониевого (МОХ) топлива и его вторичное использование на АЭС, переработку радиоактивных отходов, помещение их в хранилище, геологическое захоронение.

После использования в реакторе в одной тонне ОЯТ остается примерно 960 килограммов урана. Кроме того, накапливается около 10 килограммов плутония и образуется около 30 килограммов осколочных радионуклидов. В результате переработки ОЯТ в топливный цикл АЭС может быть возвращено до 97% исходного материала - не только 235U и 238U, но и изотопы плутония - весьма эффективно делящегося радионуклида - продукты, из которых и изготавливаются тепловыделяющие сборки МОХ-топлива. Схему превращений в процессе топливного цикла поясняет следующая цепочка реакций: 235U+n→236U+n→237U→(7 сут)→237Np+n→238Np→(2,1 сут)→238Pu; 238U+n→239U→(23 мин)→239Np→(2,3 сут)→239Pu+осколки+n→240Pu+n→241Pu+осколки+n→242Pu+n→243Pu→(5 ч)→243Am+n→244Am→(26 мин)→244Cm.

Состав ОЯТ наглядно можно представить в виде зависимости выхода продукта распада первичного ядерного топлива от массового числа - см. фиг.1, где приведено распределение элементов в отработанном ядерном топливе (цикл 235U+тепловой нейтрон); пики I, II - продукты деления, III - трансурановые элементы. Продукты деления включают все элементы от цинка до лантанидов и сосредоточены в двух пиках (Zr, Мо, Тс, Ru, Rh, Pd, Ag) и далее (Хе, Cs, Ba, La, Се, Nd). Наибольший вклад в активность ОЯТ с трехлетним временем выдержки вносят: 137Cs+137mBa (24%), 144Се+144Pr (21%), 90Sr+90Y (18%), 106Ru+106Rh (16%), 147Pm (10%), 134Cs (7%); относительный вклад 85Kr, 154Eu, 155Eu равен приблизительно 1% от каждого изотопа. Наиболее вероятные массовые числа продуктов деления (осколков) равны 95 и 139 (пики I и II на фиг.1). Таким образом, отработанное ядерное топливо - это высокопотенциальное энергетическое сырье (переработка позволяет сохранить до 30% естественного урана) и источник препаратов стронция, цезия, циркония, ниобия, рутения, иттрия и др. для изготовления, например, источников ионизирующего излучения, широко применяемых в самых разных областях человеческой деятельности.

В настоящее время ежегодный объем переработки ОЯТ составляет около 5000 тонн, в то время как один легко-водный реактор мощностью 1000 МВт производит ежегодно около 25 тонн ОЯТ (установленная мощность на январь 2010 г. составляла 370394 МВт). Основное количество ОЯТ, таким образом, помещают в хранилища без переработки, борясь с экологическими проблемами и теряя ценные продукты. Причина - высокая стоимость и, следовательно, нерентабельность химического разделения ОЯТ. Стоимость химической переработки ОЯТ, переработки РАО и затраты на хранение ОЯТ составляют 29,1% общих затрат ядерного топливного цикла.

Исходное химическое состояние перерабатываемых материалов может быть различным: оксиды, нитриды, металлы и сплавы. Химическое разделение ОЯТ осуществляют в процессе экстракции, соосаждения и адсорбции урана и плутония из водных растворов их нитратов с помощью органических растворителей с дальнейшей очисткой урана и плутония [см., например, Тейлор Робин Джон, Деннисс Ян Стюарт, Уолворк Эндрю Линдсей. Способ переработки отработанного ядерного топлива // патент РФ №2182379]. Или проводят разделение, включающее стадию фторирования топлива, с переводом урана в гексафторид урана [например, Бабиков Л.Г., Распопин С.П. Способ и установка для переработки отработанного ядерного топлива // Заявка РФ №2007131674/06] с последующим хлорированием оксидов урана в восстановительных условиях. Далее «плутониевую» и «урановую» фракции, а также фракцию, содержащую продукты деления, выделяют каждую по отдельности. Разделение ОЯТ, например, с трех бывших ядерных производств США (Ханфорд, Саванна-Ривер, Айдахская национальная лаборатория; 379000 м3 ОЯТ) при использовании существующих технологий планируется закончить к 2028 году; стоить это будет примерно 200 млрд. долларов.

Сегодняшние и будущие потребности человеческой деятельности ставят перед исследователями задачу нахождения и промышленного использования нового высокопроизводительного способа выделения ядерно-чистых веществ, изотопов. Альтернативой химической технологии могут стать плазменные методы сепарации вещества и установки для их реализации - магнитоплазменные и плазмооптические масс-сепараторы. К настоящему времени, в той или иной степени, среди плазменных методов развиты разделение изотопов в плазме с помощью селективного ионно-циклотроного нагрева, плазменные центрифуги, разделение изотопов в положительном столбе газового разряда [Изотопы: свойства, получение, применение. В 2 т. Т.1 / Под ред. В.Ю.Баранова. - М.: ФИЗМАТЛИТ, 2005. - 600 с.] и в пучково-плазменном разряде [Скибенко Е.И. Физико-технические аспекты создания устройств магнитоплазменного разделения вещества на элементы и их изотопы на основе пучково-плазменного разряда // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники, 2009. - №6. - С.67-85].

Разделение ионов элементов ОЯТ (материала сложного состава) возможно на легкие и тяжелые массовые группы элементов - частичная сепарация, либо поэлементное разделение - полная сепарация [Скибенко Е.И. Физико-технические аспекты создания устройств магнитоплазменного разделения вещества на элементы и их изотопы на основе пучково-плазменного разряда // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Вакуум, чистые материалы, сверхпроводники, 2009. - №6. - С.67-85]. При частичной сепарации основная задача заключается в уменьшении доли низко- и средне-активных элементов с тем, чтобы снизить количество отходов для последующей витрификации.

Известен способ разделения изотопов и устройство для его осуществления [Скибенко Е.И., Ковтун Ю.В., Егоров A.M., Юферов В.Б. Конструктивные и технологические особенности концептуального проекта ионно-атомного сепарирующего устройства на основе пучково-плазменного разряда // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 2009. - №4. - С.286-292].

Известный способ реализуется в несколько стадий:

1) приготовление рабочего вещества в требуемом - парообразном фазовом состоянии;

2) подача разделяемого вещества в зону ионизации;

3) создание в вакуумном (рабочем) объеме продольного магнитного поля;

4) ударная, при столкновениях с электронами, ионизация рабочего вещества;

5) ионизация рабочего вещества вследствие коллективных плазменных процессов;

6) нагрев ионов плазмы рабочего вещества при возникновении в пучково-плазменном разряде радиального электрического поля, плазменных и циклотронных колебаний;

7) пространственное разделение «горячих» (целевых) и «холодных» ионов различных масс при их вращении в скрещенных радиальном электрическом и продольном магнитном полях;

8) осаждение заряженных частиц на ионоприемники.

Признаками известного способа, совпадающими с существенными признаками заявляемого способа, являются:

1) приготовление рабочего вещества в требуемом - парообразном фазовом состоянии;

2) подача разделяемого вещества в зону ионизации;

3) создание в вакуумном (рабочем) объеме продольного магнитного поля;

4) ударная, при столкновениях с электронами, ионизация рабочего вещества;

5) пространственное разделение ионов различных масс;

6) осаждение заряженных частиц различных масс на различные ионоприемники (пластины).

Недостатками известного способа являются:

1) механизм нагрева ионов плазмы рабочего вещества точно не определен: ионы могут получать энергию как в процессе вращения и дрейфа плазмы в скрещенных электрическом и магнитном полях, так и при резонансном взаимодействии с низкочастотными колебаниями, возбуждаемыми электронным пучком, в результате чего эффективность разделения «холодных» и целевых ионов ухудшается, поэтому возможности плазменных масс-сепараторов, с точки зрения их практического использования, сужаются;

2) необходимое для вращения ионов электрическое поле возникает в плазме в результате нагрева электронов и величина его определяется электронной температурой, которая устанавливается неконтролируемым образом при взаимодействии электронов с колебаниями, частоты которых близки к гармоникам электронной циклотронной частоты и верхней гибридной частоты, в результате чего эффективность разделения «холодных» и целевых ионов ухудшается, поэтому возможности плазменных масс-сепараторов, с точки зрения их практического использования, сужаются.

Известное устройство [Скибенко Е.И., Ковтун Ю.В., Егоров A.M., Юферов В.Б. Конструктивные и технологические особенности концептуального проекта ионно-атомного сепарирующего устройства на основе пучково-плазменного разряда // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение, 2009. - №4. - С.286-292] содержит:

1) вакуумный объем;

2) блок фазовых превращений;

3) электронную пушку;

4) магнитную систему;

5) приемные пластины;

6) приемник пучка электронов.

Признаками известного устройства, совпадающими с существенными признаками заявляемого устройства, являются:

1) вакуумный объем;

2) блок фазовых превращений;

3) магнитная система;

4) приемные пластины.

Недостатками известного устройства являются:

1) магнитная система предназначена для создания продольного магнитного поля, напряженность которого В достаточна для «замагничивания» целевых ионов и составляет величину В≤20 кГс, что требует применения электромагнитов большой мощности, поэтому возможности плазменных масс-сепараторов, с точки зрения их практического использования, сужаются; в заявляемом устройстве величина напряженности магнитного поля должна обеспечить замагничивание только электронов, поэтому В≤100 Гс и требуемая мощность электромагнитов будет значительно меньше;

2) наличие электронной пушки для создания плазмы и возбуждения плазменных колебаний электрической мощностью несколько МВт, поэтому возможности плазменных масс-сепараторов, с точки зрения их практического использования, сужаются; в заявляемом устройстве подобная пушка не нужна, следовательно, и отсутствуют затраты электрической мощности.

Известен способ и устройство для разделения ОЯТ [Тимофеев А.В. О переработке отработавшего ядерного топлива плазменным методом // Физика плазмы, 2007. - Т.33, №11. - С.971-987].

Известный способ включает:

1) получение атомарного потока перерабатываемого материала;

2) ионизацию атомарного потока;

3) создание неоднородного магнитного поля в области нагрева ионов;

4) нагрев ионов;

5) создание неоднородного магнитного поля в области сепарации;

6) сепарацию ионов в неоднородном магнитном поле;

7) собирание разделенных групп ионов на пространственно разнесенные приемники.

Признаками известного способа, совпадающими с существенными признаками заявляемого способа, являются:

1) получение атомарного потока перерабатываемого материала;

2) ионизация атомарного потока;

3) создание неоднородного магнитного поля в области сепарации;

4) сепарация ионов в неоднородном магнитном поле;

5) собирание разделенных групп ионов на пространственно разнесенные приемники.

Недостатками известного способа являются:

1) необходимость в нагреве ионов до энергий 0,35-1 кэВ перед их сепарацией с помощью внешнего генератора монохроматических ВЧ-колебаний, что существенно увеличивает энергозатраты на разделение ОЯТ;

2) создание в области нагрева ионов неоднородного вдоль системы магнитного поля с индукцией, изменяющейся от Вmin≤85B0 до Вmax≥155В00 - резонансное магнитное поле для протонов), с максимальной магнитной индукцией В≤30 кГс в объеме около 1 м3, что требует больших энергетических затрат, поэтому возможности плазменных масс-сепараторов, с точки зрения их практического использования, сужаются;

3) ВЧ-нагрев ионов ОЯТ различных масс затруднен из-за асимметрии нагрева легких и тяжелых ионов, поэтому возможности плазменных масс-сепараторов, с точки зрения их практического использования, сужаются.

Известное устройство [Тимофеев А.В. О переработке отработавшего ядерного топлива плазменным методом // Физика плазмы, 2007. - Т.33, №11. - С.971-987] включает:

1) блок фазовых превращений;

2) ионизатор;

3) камеру для нагрева ионов при взаимодействии с внешним ВЧ-полем;

4) генератор монохроматического ВЧ-излучения;

5) магнитную систему камеры ВЧ-нагрева;

6) магнитную систему тороидального магнитного сепаратора;

7) приемники ионов ОЯТ, разделенных на 2 группы.

Признаками известного устройства, совпадающими с существенными признаками заявляемого устройства, являются:

1) блок фазовых превращений;

2) ионизатор;

3) камера магнитного сепаратора;

4) приемники ионов ОЯТ.

Недостатками известного устройства являются:

1) невозможность приема трех групп ионов ОЯТ (принимаются ионы, разделенные на 2 группы), что сужает возможности плазменных масс-сепараторов с точки зрения их практического использования;

2) наличие на приемниках ионов взаимного перекрытия ионов группы трансурановых элементов и группы продуктов деления (осколков), что сужает возможности плазменных масс-сепараторов с точки зрения их практического использования.

Прототипом заявляемого способа и устройства является способ и устройство плазмооптической масс-сепарации (ПОМС-Е) [Морозов А.И., Савельев В.В. Осесимметричные плазмооптические масс-сепараторы // Физика плазмы, 2005. - Т.31, №5. - С.458-465].

Способ масс-сепарации (ПОМС-Е) по прототипу включает:

1) получение квазинейтрального аксиально-симметричного многокомпонентного потока плазмы с помощью плазменного ускорителя - стационарного плазменного двигателя;

2) транспортировку потока плазмы через азимутатор, в котором в поперечном радиальном магнитном поле разным ионам сообщаются различные импульсы в азимутальном направлении - осуществляется разделение по массам;

3) транспортировку потока плазмы через сепарирующий объем, в котором создается стационарное радиальное электрическое поле и который помещается в область однородного постоянного магнитного поля, замагничивающего электроны, но практически не влияющего на динамику ионов;

4) собирание ионов на кольцевые приемники ионов, расположенные в расчетных по длине и радиусу сепарирующего объема положениях.

Признаками известного способа, совпадающими с существенными признаками заявляемого способа, являются:

1) получение квазинейтрального аксиально-симметричного многокомпонентного потока плазмы с помощью плазменного ускорителя;

2) транспортировка потока плазмы через азимутатор, в котором в поперечном радиальном магнитном поле разным ионам сообщаются различные импульсы в азимутальном направлении - осуществляется разделение по массам;

3) транспортировка потока плазмы через сепарирующий объем, в котором создается стационарное радиальное электрическое поле и который помещается в область однородного постоянного магнитного поля, замагничивающего электроны, но практически не влияющего на динамику ионов;

4) собирание ионов на приемники ионов, расположенные в расчетных по длине и радиусу сепарирующего объема положениях.

Недостатками способа по прототипу являются:

1. Жесткие условия на моноэнергетичность пучка ионов и угловой разброс потока на выходе из ускорителя, которые ограничивают возможности использования способа по прототипу в практических целях. Расчеты в перечисленных выше работах сделаны для случая одинаковых энергий ионов различных масс на выходе из источника плазмы и малых (не более ±5°) угловых разбросов скоростей ионов плазменного потока. Наиболее приближенный к этим требованиям стационарный плазменный ускоритель-двигатель АТОН [Морозов А.И., Бугрова А.И., Десятсков А.В., Ермаков Ю.А., Козинцева М.В., Липатов А.С., Пушкин А.А., Харчевников В.К., Чурбанов Д.В. Стационарный плазменный ускоритель-двигатель АТОН // Физика плазмы. - 1997. - Т.23, №7. - С.635-645] генерирует ионы (ксенон) с энергиями от нескольких потенциалов ионизации до eUp, где Up - напряжение между катодом и анодом, со средней энергией около Еср≈0,75 Up. Девяносто процентов тока пучка ионов лежит внутри конуса с углом расходимости около 11°. В большинстве плазменных источников разброс по продольным скоростям ΔVz~Vz, что сужает возможности плазмооптических масс-сепараторов с точки зрения их практического использования.

2. Способ не позволяет собирать ионы на приемники в виде 3-х групп, что характерно для ОЯТ, имеющего в своем составе заряженные частицы, существенно различающиеся друг от друга по массе, что сужает возможности плазмооптических масс-сепараторов, с точки зрения их практического использования.

Устройство по прототипу [Морозов А.И., Савельев В.В. Осесимметричные плазмооптические масс-сепараторы // Физика плазмы, 2005. - Т.31, №5. - С.458-465] включает:

1) плазменный ускоритель - стационарный плазменный двигатель;

2) азимутатор;

3) катод;

4) систему создания магнитного поля в сепарирующем объеме;

5) систему создания радиального электрического поля в сепарирующем объеме;

6) кольцевые приемники разделенных компонентов пучка ионов, расположенные в расчетных по длине и радиусу сепарирующего объема положениях.

Признаками известного устройства, совпадающими с существенными признаками заявляемого устройства, являются:

1) плазменный ускоритель;

2) азимутатор;

3) катод;

4) система создания магнитного поля в сепарирующем объеме;

5) система создания радиального электрического поля в сепарирующем объеме;

6) приемники разделенных компонентов пучка ионов, расположенные в расчетных по длине и радиусу сепарирующего объема положениях.

Недостатками устройства по прототипу являются:

1) отсутствие блока фазовых превращений, что сужает возможности плазмооптических масс-сепараторов с точки зрения их практического использования;

2) возможность попадания ионов разных масс на каждый из приемников при использовании существующих плазменных ускорителей в качестве источников ионов химических элементов, что сужает возможности плазмооптических масс-сепараторов с точки зрения их практического использования;

3) стационарный плазменный двигатель имеет вынесенный за пределы собственно плазменного ускорителя катод, что затрудняет стыковку плазменного ускорителя и азимутатора, требует модификации устройства плазменного ускорителя, что сужает возможности плазмооптических масс-сепараторов с точки зрения их практического использования.

При создании способа разделения ОЯТ и устройства для его осуществления, объединенных единым изобретательским замыслом, ставилась задача создать в результате такие способ и устройство, в которых остались бы все положительные качества способа и устройства по прототипу и были обеспечены возможности практического использования освоенных в производстве к настоящему времени плазменных ускорителей и разделения отработанного ядерного топлива на три фракции.

Технический результат заявляемых способа разделения ОЯТ и устройства для его осуществления заключается в расширении возможностей плазмооптических масс-сепараторов с точки зрения их практического использования за счет минимизации негативного влияния энергетического и углового разбросов ионов различных химических элементов в потоке плазмы и правильного выбора формы, количества и положения приемников групп ионов.

Технический результат достигается тем, что в способе плазмооптического разделения отработанного ядерного топлива, включающем получение квазинейтрального аксиально-симметричного многокомпонентного цилиндрического потока плазмы с помощью плазменного ускорителя, транспортировку потока плазмы через азимутатор с поперечным радиальным магнитным полем, транспортировку разделенного по массам потока плазмы через сепарирующий объем со стационарным радиальным электрическим полем и однородным постоянным продольным магнитным полем, величина которого достаточна для замагничивания электронов, при этом траектории движения ионов определяются воздействием радиального электрического поля, компенсацию объемного заряда плазменного потока, собирание ионов на приемники, согласно изобретению, создают поток плазмы, содержащий ионы химических элементов, входящих в состав отработанного ядерного топлива, с атомными массами в диапазонах от 85 до 106, 134÷155 и 235÷244; собирание ионов производят в соответствии с выделенными тремя группами ионов отработанного ядерного топлива на 3 приемника ионов, два из которых расположены на цилиндрических поверхностях радиусами r1 - для приема ионов третьей группы и r2 - для приема ионов первой группы длиной, определяемой по формуле:

LZmax≤6R,

где

LZmax - длина цилиндрических приемников, м;

R - радиус центральной траектории потока ионов, м;

при этом ионы второй группы собирают на торцевой приемник.

Технический результат достигается тем, что в устройстве для плазмооптического разделения отработанного ядерного топлива, содержащем плазменный ускоритель, азимутатор, сепарирующий объем, систему создания продольного магнитного поля в сепарирующем объеме, систему создания радиального электрического поля в сепарирующем объеме, источник электронов сопровождения, согласно изобретению, устройство дополнительно содержит блок фазовых превращений, обеспечивающий перевод ОЯТ в паровую фазу и подачу пара в плазменный ускоритель, два приемника ионов, причем катод плазменного ускорителя совмещен с азимутатором, два приемника разделенных компонентов потока ионов химических элементов отработанного ядерного топлива выполнены в виде цилиндров радиусами r1 и r2 длиной LZmax, определяемой по формуле:

LZmax≤6R,

где:

LZmax - длина цилиндрических приемников, м;

R - радиус центральной траектории потока ионов, м,

а третий приемник - в виде кольца, расположенного на торце сепарирующего объема непосредственно за цилиндрическими приемниками, причем радиусы цилиндров приемников выполнены в соответствии с соотношениями:

G(MIII.min, r1)=0,

G(MI.max, r2)=0,

где:

где

МIII.min - минимальная масса иона из группы III трансурановых элементов отработанного ядерного топлива, кГ;

MI.max - максимальная масса иона из группы I наиболее легких продуктов деления отработанного ядерного топлива, кГ;

М0 - масса иона центральной массы из группы II, не имеющего радиальной составляющей скорости, кГ;

М - масса иона, кГ;

R - средний радиус плазменного потока, м;

r - радиус движения ионов, м;

r1 - радиус внутреннего цилиндрического приемника ионов, м;

r2 - радиус внешнего цилиндрического приемника ионов, м.

Преимуществом предлагаемого варианта ПОМС-Е по сравнению с прототипом является возможность практической реализации предложенного способа с использованием в качестве источников ионов уже разработанных и изготавливаемых серийно плазменных ускорителей и возможность разделения ОЯТ на 3 группы, содержащие набор химических элементов со значительно отличающимися массовыми числами, которые обеспечены совмещением катода плазменного ускорителя с азимутатором и изменением количества, конструкции и пространственного расположения приемников групп ионов, различающихся по массам.

Общий принцип построения процесса плазменной переработки ОЯТ, включающего технологическую подготовку в блоке фазовых превращений, получение плазмы рабочего вещества (ОЯТ), разделение ОЯТ в плазме, собирание отходов технологического процесса и их захоронение, пояснен схемой, приведенной в описании изобретения (фиг.7).

Заявляемый способ плазменного разделения отработанного ядерного топлива и устройство для его осуществления поясняются чертежами, приведенными на фиг.1÷6.

На фиг.1 приведено распределение элементов в ОЯТ (ядерный цикл 235U+ тепловой нейтрон): I, II - продукты деления (осколки), III - трансурановые элементы.

На фиг.2 дана схема заявляемого устройства для плазменного разделения ОЯТ, обозначения анализирующих полей и геометрические элементы, необходимые при расчете устройства: 1 - блок фазовых превращений, 2 - плазменный ускоритель типа «ускоритель с анодным слоем», 3 - азимутатор, 4 - источник электронов сопровождения, 5 - система для создания продольного магнитного поля в сепарирующем объеме, 6, 8 - цилиндрические приемники ионов, 7 - торцевой приемник ионов.

На фиг.3 приведена зависимость радиуса цилиндра ℛ=r/R для сбора ионов элементов ОЯТ (R - величина среднего радиуса плазменного потока) от массы целевого иона.

На фиг.4 изображены траектории ионов крайних масс групп I (85; 106), II (134; 155) и III (235; 244), полученные в результате проведения численного счета. Центральная масса второй группы принята равной 134. Даны расчетные значения радиусов r1 и r2.

На фиг.5 изображены траектории ионов крайних масс групп I (85; 106), II (134; 155) и III (235; 244), полученные в результате проведения численного счета. Центральная масса второй группы принята равной 139. Даны расчетные значения радиусов r1 и r2.

На фиг.6 изображены траектории ионов крайних масс групп I (85; 106), II (134; 155) и III (235; 244), полученные в результате проведения численного счета. Центральная масса второй группы принята равной 155. Даны расчетные значения радиусов r1 и r2.

Устройство содержит (см. фиг.2) блок фазовых превращений 1, плазменный ускоритель с анодным слоем 2, азимутатор 3, совмещенный с катодом плазменного ускорителя, электронную пушку сопровождения 4, систему создания продольного магнитного поля 5, замагничивающего электроны, но не влияющего на динамику ионов, систему создания радиального электрического поля, состоящую из двух цилиндрических электродов 6, 8, и приемники разделенных компонентов пучка 6, 7 и 8.

Ниже приведено краткое теоретическое обоснование возможности реализации способа и создания устройства по данной заявке.

Описанный в работах [Морозов А.И., Семашко Н.Н. О сепарации по массам квазинейтральных пучков // Письма в ЖТФ. 2002. Т. 28. Вып.24. С.63-66; Морозов А.И., Савельев В.В. Осесимметричные плазмооптические масс-сепараторы // Физика плазмы. 2005. Т. 31. №5. С.458-465; Морозов А.И. Введение в плазмодинамику. - М.: ФИЗМАТЛИТ, 2008. - 616 с.] режим идеальной фокусировки для ПОМС-Е позволяет ионам одинаковой массы, но вылетающим из азимутатора с разными радиальными скоростями, фокусироваться на определенном расстоянии по оси системы. Радиус колец, на которых происходит фокусировка, зависит от массы ионов. Такой режим возможен только при моноэнергетичности всех ионов плазменного потока и при условии гармоничности колебаний ионов с разными начальными радиальными скоростями в радиальном направлении, что заведомо не выполняется для существующих в настоящее время плазменных ускорителей. Нами учтено уширение фокусных колец как за счет углового разброса ионов в плазменном потоке, так и из-за немоноэнергетичности ионов в плазменном потоке. Кроме того, для обеспечения возможности практической реализации метода плазмооптической масс-сепарации отработанного ядерного топлива, найдены количество, конструкция и геометрические размеры приемных электродов масс-сепаратора. Рассмотрение движения сепарируемых ионов проводилось в цилиндрической системе координат r, φ, Z в одночастичном приближении, когда поток ионов полностью скомпенсирован электронами.

В схеме ПОМС-Е кольцевой поток плазмы с ионами изотопов разных масс вначале пролетает вдоль оси Z через кольцевой зазор азимутатора со средним радиусом R, в котором по всей ширине Δ щели азимутатора (вдоль оси Z) существует радиальное магнитное поле Br=const=BR. При этом азимутальная скорость, приобретаемая ионом после прохождения азимутатора, определяется массой иона и равна . После выхода из азимутатора движение иона по радиусу происходит при сохранении момента под действием центробежной силы и силы со стороны радиального электрического поля Er(r)=-E0(R/r), направленного к оси. По оси Z движение ионов происходит по инерции с постоянной скоростью VZA, равной скорости ионов на выходе азимутатора.

Движение иона по радиусу после азимутатора можно описать уравнением . Определим центральную массу , как массу такого иона, который, вылетев из азимутатора с нулевой радиальной скоростью, будет всегда находиться на радиусе r=R. Тогда уравнение движения иона с произвольной массой М по радиусу будет таким:

Уравнение (1) можно записать и через потенциальную энергию U(r): . Тогда из (1) следует, что , где Е - полная энергия иона - кинетическая плюс потенциальная. Потенциальную энергию вычислим, интегрируя уравнение (1). Постоянную интегрирования выбираем из того факта, что в момент вылета из азимутатора полная энергия Е равна начальной кинетической энергии радиального движения , U(R)=0.

Тогда:

где

Форма потенциальных ям G(r), как видно из (2), когда период колебаний Т частиц разных масс в ямах одинаков, далека от параболической.

Введем переменную х=r/R. При малых отклонениях от дна ямы функция G(x) равна: - координата дна потенциальной ямы для иона массой М=М0-δМ). Уравнение колебаний при этом будет таким:

где , а VφA0 - азимутальная скорость иона центральной массы. Решение уравнения (3) в общем случае описывает ангармонические колебания. Запишем это решение в первом приближении, учитывая только первую, основную гармонику, отражающую зависимость частоты от амплитуды колебаний:

где а - амплитуда колебаний, φ - начальная фаза, .

Для моноэнергетичного плазменного потока с энергией ионов W0 границы фокусных колец определяются ионами с максимальными амплитудами колебаний, т.е. с максимальными радиальными скоростями Vrmax=α(M0/M)1/2V0, где V0=(2W0/M0)1/2, α - угол расходимости плазменного потока. Для иона центральной массы максимальная амплитуда колебаний будет равна для иона массы М=М0-δМ амплитуда определяется величиной , если выполнено условие , которое означает, что максимальная полная энергия много больше величины приращения потенциальной энергии от дна потенциальной ямы до уровня U=0. При противоположном условии можно показать, что перекрытия фокусных колец вообще нет. Учтем, что . Именно при таком соотношении скорость вылета иона из азимутатора вдоль Z, равная , будет слабо изменяться для ионов разных масс, находящихся вблизи M0, так как в этом случае ∂VZA/∂M(M=М0)=0. Тогда a0=α, . Для ионов обеих масс получаем одинаковые частоты колебаний и одинаковые периоды колебаний , где .

Критерий отсутствия пресечений фокусных колец для рассматриваемых двух масс имеет вид х01 и дает условие на угловую расходимость плазменного потока:

которое является достаточно слабым. Например, при , угол α<25°.

Рассмотрим теперь уширение фокусных колец за счет немоноэнергетичности плазменного потока (в плазменном потоке присутствуют ионы с энергиями W<W0), колебания ионов в потенциальных ямах будем считать гармоническими с периодом колебаний Т0. Ион центральной массы М0 с энергией W0 после азимутатора вылетает со скоростью .

Фокусная плоскость расположена на расстоянии ZФ=T0VZA0/2. Ион с меньшей энергией W=W0-ΔW при движении по координате Z достигает фокусной плоскости с задержкой по времени на , что и приводит к уширению фокусного кольца. Критерий отсутствия пересечений фокусных колец после необходимых вычислений дает условие

При ΔW/W →3/8, правая часть неравенства (6) стремится к нулю. Поэтому при условии ΔW/W>3/8 сепарация ионов в плоскости ZФ становится невозможной. Для плазменных ускорителей данное условие обычно реализуется.

Для ПОМС-Е мы предлагаем новую схему приема сепарируемых ионов: сбор частиц с массой М1 можно осуществлять на цилиндрической поверхности радиуса r1, прием частиц массы M2 - на поверхности радиуса r2. Отметим особо, на цилиндрах радиусов r1 и r2 окажутся ионы массами М1 и М2 любой энергии. Радиусы r1 и r2 определяются уравнениями: G(M2, r2)=0; G(M1, r1)=0. Примем для иона с центральной массой М0=(M12)/2, δМ=(M12)/2, М10+δМ, а М20-δМ. При δM/М0<<1 получим приближенные формулы для определения радиусов цилиндров-приемников: , . Ионы массой М0 проходят на торцевой приемник ионов. Требование, чтобы ионы М0 не пересекали при своем движении цилиндрические поверхности радиусами r1 и r2, дает условие , где ξ=VX/V0<1, VX - потоковая скорость ионов, причем VX≥VφA0, иначе большая часть ионов не пройдет через азимутатор. Длина приемников ионов определится так: .

Измененный таким образом плазмооптический масс-сепаратор ПОМС-Е назовем масс-сепаратором типа ПОМС-Е-3.

Отметим, что чем больше масса М, тем меньше будет радиус отражения иона; чем меньше масса М, тем радиус отражения больше. Как уже говорилось (см. фиг.1) для ОЯТ существуют три пика в распределении элементов по массам с наиболее вероятными массами: МI.HB=95, МII.HB=139 и МIII.HB=239. Цилиндрический приемник всех ионов с МIII±δМIII (δМ - разброс масс около наиболее вероятной для соответствующего пика) необходимо расположить на радиусе Rmin, который определяется из уравнения G(MIII-δМIII, Rmin)=0, при этом все частицы пика МI попадут на цилиндр Rmin, так как все частицы с массами М>МIII-δМIII имеют точки отражения на расстоянии, меньшем, чем Rmin. Цилиндрический приемник всех ионов с МI±δMI необходимо расположить на радиусе Rmax, который определяется из уравнения G(MI+δМI, Rmax)=0, при этом все частицы пика, содержащего МI, попадут на цилиндр Rmax, так как все частицы с массами М<МI+δМI имеют точки отражения на расстоянии, превышающем Rmax. Для целей разделения ОЯТ плазмооптический масс-сепаратор ПОМС-Е-3 подходит идеально: на приемном электроде, имеющем радиус r1, будут собираться все трансурановые элементы (ионы пика III - фиг.1). На приемник большого радиуса (r2) придут все ионы, соответствующие пику I; на торцевой приемник - элементы пика II. Трансурановые элементы передаются после выделения для изготовления МОХ-топлива. «Минорные» элементы, уже частично разделенные на первой стадии масс-сепарации, в дальнейшем могут разделяться или с помощью того же перенастроенного ПОМС-Е-3, или передаваться на электромагнитный масс-сепаратор.

Заявляемый способ реализуется следующим образом.

В блоке фазовых превращений ОЯТ переводится в парообразное состояние, например, в результате испарения пучком электронов. Далее рабочий пар вводится в плазменный ускоритель с анодным слоем, где формируется квазинейтральный аксиально-симметричный многокомпонентный цилиндрический поток плазмы со средним радиусом R, который транспортируется через азимутатор с поперечным радиальным магнитным полем. В магнитном поле азимутатора ионы разделяются по массам и далее транспортируются через сепарирующий объем со стационарным радиальным электрическим полем и однородным постоянным продольным магнитным полем, замагничивающим электроны, но не влияющим на динамику ионов. В сепарирующем объеме производят компенсацию объемного заряда плазменного потока. Собирание ионов химических элементов, входящих в состав отработанного ядерного топлива, разделенных по массовым числам на 3 группы: MI в диапазоне от 85 до 106, МII - 134÷155, МIII - 235÷244, производят на 3 приемника ионов длиной LZmax≤6R, два из которых расположены на цилиндрических поверхностях радиусами r1 - для приема ионов группы МIII и r2 - для приема ионов группы MI, а ионы группы МII собирают на торцевой приемник.

Заявляемое устройство работает следующим образом.

В блоке фазовых превращений 1 (см. фиг.2) отработанное ядерное топливо, находящееся преимущественно в твердом виде, испаряется, например с помощью пучка электронов, и подается в плазменный ускоритель с анодным слоем 2, где пар ионизуется. На выходе плазменного ускорителя формируется поток многокомпонентной плазмы, который попадает в азимутатор 3, совмещенный с катодом плазменного ускорителя 2, в котором ионы потока плазмы ОЯТ приобретают азимутальную скорость, разную для ионов разных масс. После азимутатора 3 поток плазмы попадает в сепарирующий объем, образованный системой создания продольного магнитного поля 5, системой создания радиального электрического поля - электроды 6 и 8, приемниками разделенных элементов ОЯТ 6, 7 и 8. В сепарирующем объеме происходит пространственное разделение ионов ОЯТ на 3 группы: MI в диапазоне массовых чисел от 85 до 106, МII - 134÷155, МIII - 235÷244, которые попадают, соответственно, на 2 цилиндрических приемника 6 и 8 радиусами r1 и r2, длиной LZmax≤6R и торцевой кольцевой приемник 7, расположенный непосредственно за цилиндрическими приемниками. Примеры расчетов траекторий ионов ОЯТ для различных центральных масс М0 (134, 139 и 155) приведены на фиг.5, 6, 7. Радиус внутреннего цилиндрического приемника может выбираться в диапазоне 0,596R÷0,6765R; длина цилиндрических приемников (положение торцевого приемника) не превышает 2,5R (R - средний радиус плазменного потока).

1. Способ плазменного разделения отработанного ядерного топлива, включающий получение квазинейтрального аксиально-симметричного многокомпонентного цилиндрического потока плазмы с помощью плазменного ускорителя, транспортировку потока плазмы через азимутатор с поперечным радиальным магнитным полем, транспортировку разделенного по массам потока плазмы через сепарирующий объем со стационарным радиальным электрическим полем и однородным постоянным продольным магнитным полем, величина которого достаточна для замагничивания электронов, при этом траектории движения ионов определяются воздействием электрического поля, компенсацию объемного заряда плазменного потока, собирание ионов на приемники, отличающийся тем, что создают поток плазмы, содержащий ионы химических элементов, входящих в состав отработанного ядерного топлива с массами от 85 до 106, 134÷155 и 235÷244, собирание ионов производят в соответствии с выделенными тремя группами ионов отработанного ядерного топлива на 3 приемника ионов, два из которых расположены на цилиндрических поверхностях радиусами r1 - для приема ионов третьей группы и r3 - для приема ионов первой группы длиной, определяемой по формуле
LZmax≤6R,
где LZmax - длина цилиндрических приемников, м;
R - радиус центральной траектории потока ионов, м,
при этом ионы второй группы собирают на торцевой приемник.

2. Устройство для плазменного разделения отработанного ядерного топлива, содержащее плазменный ускоритель, азимутатор, сепарирующий объем, систему создания продольного магнитного поля в сепарирующем объеме, систему создания радиального электрического поля в сепарирующем объеме, источник электронов сопровождения, отличающееся тем, что оно дополнительно содержит блок фазовых превращений, обеспечивающий перевод отработанного ядерного топлива в паровую фазу и подачу пара в плазменный ускоритель, два приемника ионов, причем катод плазменного ускорителя с анодным слоем совмещен с азимутатором, два приемника разделенных компонентов пучка ионов химических элементов отработанного ядерного топлива выполнены в виде цилиндров радиусами r1 и r2 длиной LZmax, определяемой по формуле
LZmax≤6R,
где LZmax - длина цилиндрических приемников, м;
R - радиус центральной траектории потока ионов, м, а третий приемник - в виде кольца, расположенного на торце сепарирующего объема непосредственно за цилиндрическими приемниками, причем радиусы цилиндров приемников выполнены в соответствии с соотношениями
G(MIII.min, r1)=0;
G(MI.max, r2)=0,
где

где MIII.min - минимальная масса иона из группы III трансурановых элементов отработанного ядерного топлива, кг;
MI.max - максимальная масса иона из группы I наиболее легких продуктов деления отработанного ядерного топлива, кг;
М0 - масса иона центральной массы из группы II, не имеющего радиальной составляющей скорости, кг;
М - масса иона, кг;
R - средний радиус плазменного потока, м;
r - радиус движения ионов, м;
r1 - радиус внутреннего цилиндрического приемника ионов, м;
r2 - радиус внешнего цилиндрического приемника ионов, м.



 

Похожие патенты:

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.

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

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов. .
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.
Изобретение относится к способам регенерации оборотного экстрагента и может быть использовано в технологии переработки облученного ядерного горючего. .

Изобретение относится к экстракционным процессам, в частности к экстракционному аффинажу урана, и может быть использовано в технологии переработки ядерного топлива, концентратов урана и урансодержащих возвратных изделий.

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. .

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

Изобретение относится к способам и устройствам, обеспечивающим разделение многокомпонентного потока плазмы по массам, и может быть использовано для получения изотопов и выделения химических элементов
Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония

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. Способ изотопного восстановления регенерированного урана включает повышение в гексафториде регенерированного урана содержания изотопа U-235 до заданной в интервале 2,0÷5,0 мас.% величины, понижение относительной концентрации изотопа U-232 в смеси изотопов урана и прямое обогащение гексафторида регенерированного урана изотопом U-235 на двухкаскадной установке из разделительных ступеней газовых центрифуг. При этом в первом каскаде регенерированный уран обогащают изотопом U-235 до 5,0÷10,0 мас.% при поддержании соотношения массовых расходов потока отвала и потока отбора каскада в интервале (6,9÷18,4):1. Потоки отвала и отбора первого каскада направляют на питание второго каскада. Регенерированный уран отбирают из разделительной ступени центральной части второго каскада. Изобретение обеспечивает полную очистку выгоревшей смеси изотопов урана от наиболее радиационно-опасного нуклида U-232 и получение товарного низкообогащенного гексафторида урана при минимальной перестройке промышленных каскадов центрифуг. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 7 табл.

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.

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.
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.

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.

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.
Наверх