Способ регенерации материала ядерного топлива



Способ регенерации материала ядерного топлива
Способ регенерации материала ядерного топлива
Способ регенерации материала ядерного топлива
Способ регенерации материала ядерного топлива
Способ регенерации материала ядерного топлива
Способ регенерации материала ядерного топлива
Способ регенерации материала ядерного топлива
Способ регенерации материала ядерного топлива
Способ регенерации материала ядерного топлива

 


Владельцы патента RU 2537969:

КАБУСИКИ КАЙСЯ ТОСИБА (JP)

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.

 

Область техники, к которой относится настоящее изобретение

Описанные в изобретении осуществления относятся к способу регенерации материала ядерного топлива.

Известный уровень техники

С точки зрения изучения ресурсов и снижения нагрузки на окружающую среду было исследовано использование ториевого топлива. Природный торий почти полностью является торием-232. Торий-232 поглощает нейтроны и превращается в уран-233. Уран-233 является делящимся нуклидом и поэтому может быть использован в качестве ядерного топлива.

Запасы тория превышают запасы урана. Поэтому, использование ториевого топлива может снизить риск истощения ресурсов. Кроме того, ториевое топливо дает меньшее количество высокорадиотоксических трансурановых нуклидов (ТРУ), чем урановое топливо. В результате считается, что ториевое топливо способно снизить нагрузку на окружающую среду.

Считается, что цикл с ториевым топливом эффективен в воспроизводстве урана-233 легководных реакторов, также как в трансмутации ТРУ, образующихся в обычном урановом топливом цикле.

Для эффективного использования ториевого топливного цикла необходима технология переработки для очистки материала ядерного топлива из ториевого топлива. Поэтому требуется переработка металла или оксида металла и селективное выделение. Что же касается плутония, то использование технологии выделения плутония создает проблему ядерного распространения. Поэтому процесс требует высокой степени защиты от ядерного распространения так, чтобы предотвратить выделение плутония.

Что касается способа переработки уранового оксидного топлива, которое было использовано в виде ядерного топлива в обычном легководном реакторе, были разработаны следующие способы: способ восстановления оксида урана и способ регенерации урана, плутония и легких актинидов. Что касается переработки топлива легководного реактора в качестве способа восстановления оксида урана до металла, были разработаны следующие способы: способ химического восстановления, в котором используют восстановитель, и способ электрохимического восстановления.

Для химического восстановления, как раскрыто в JP 3763980, предложен следующий способ: способ применения металлического лития в качестве восстановителя и приведения его во взаимодействие с ураном, плутонием и легкими актинидами в расплаве солей для восстановления до металла и извлечения металлических урана, плутония и легких актинидов, которые получаются восстановлением.

Для электролитического восстановления, как раскрыто в JP 4089944, предложен следующий способ: способ применения хлорида лития, хлорида калия и эвтектической соли хлорида лития и хлорида калия в электролитической ванне для выполнения электролитического восстановления отработавшего оксидного топлива.

Кроме того, как раскрыто в JP 3199937 и JP 3486,044, предложен способ выполнения электролитического выделения металлического топлива, которое получено восстановлением, или отработавшего металлического топлива, в емкости электролизера, в котором находится фаза расплава солей и фаза металла для извлечения металлических урана, плутония и легких актинидов.

Что касается способа регенерации материала ядерного топлива, относящегося к оксиду урана, урана, плутония и легких актинидов, предложены следующие способы: способ восстановления в расплаве солей и способ регенерации электролизом в расплаве солей. Для оксида тория не было предложено способов регенерации материала ядерного топлива.

Если материал ядерного топлива регенерируют подобно регенерации оксида урана, восстановление не может протекать в случае способа химического восстановления, в котором применяют металлический литий, потому что диоксид тория является устойчивым. Соответственно сложно выполнять электролитическое восстановление оксида тория с использованием хлорида лития, хлорида калия и эвтектической соли хлорида лития и хлорида калия. Таким образом, проблема состоит в том, что металлический торий не может быть выделен из оксида тория.

Краткое описание чертежей

Фиг.1 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с первым осуществлением изобретения.

Фиг.2 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии со вторым осуществлением изобретения.

Фиг.3 является блок-схемой, представляющей процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии со вторым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора.

Фиг.4 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с третьим осуществлением изобретения.

Фиг.5 является блок-схемой, представляющей процесс химического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с четвертым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора.

Фиг.6 является блок-схемой, представляющей процесс химического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с пятым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора.

Фиг.7 является схематическим видом поперечного сечения внутренней части реактора, представляющим процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с шестым осуществлением изобретения.

Фиг.8 является схематическим видом поперечного сечения внутренней части реактора, представляющим процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с седьмым осуществлением изобретения.

Фиг.9 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с восьмым осуществлением изобретения.

Осуществление изобретения

Целью настоящего изобретения, таким образом, является создание способа осуществления восстановления оксида тория для выделения металлического тория.

В соответствии с осуществлением предложен способ регенерации материала ядерного топлива извлечением материала ядерного топлива, включающего металлический торий переработкой оксида материала ядерного топлива, содержащего оксид тория в отработавшем топливе, включающий: первую стадию электролитического восстановления электролитическим восстановлением оксида тория в первом расплаве солей галогенида щелочноземельного металла; стадию промывки первого продукта восстановления после первой стадии электролитического восстановления; и основную стадию выделения продукта восстановления после первой стадии промывки продукта восстановления.

В соответствии с другим осуществлением предложен способ регенерации материала ядерного топлива выделением материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, переработкой оксида материала ядерного топлива, содержащего оксид тория в отработавшем топливе, включающий: первую стадию химического восстановления проведением химического восстановления взаимодействием оксида тория с первым химическим восстановителем для получения металлического тория; и стадию выделения проведением выделения и очистки металлического тория после первой стадии химического восстановления.

Далее описан способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с осуществлениями настоящего изобретения со ссылкой на прилагаемые фигуры. Аналогичные или подобные позиции на фигурах представлены одинаковыми обозначениями и повторное описание опускается.

Первое осуществление

Фиг.1 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с первым осуществлением изобретения.

Отработавшее Th оксидное топливо для легководного реактора (обозначаемое далее как "отработавшее ториевое топливо") содержит диоксид урана (также обозначаемый далее как "UO2"), диоксид тория (также обозначаемый далее как "ThO2"), диоксид плутония (также обозначаемый далее как "PuO2"), оксиды легких актинидов (также обозначаемые далее как "MA2O3") и оксиды продуктов деления (также обозначаемые далее как "ПДОх"). То есть вышеуказанные вещества находятся в форме оксидов. Кроме того, легкие актиниды в основном содержат трехвалентные элементы и поэтому обозначаются как МА2О3 для трехвалентных элементов.

На первой стадии электролитического восстановления следующие вещества обозначаются как первый расплав солей: хлорид кальция (также обозначаемый далее как "CaCl2") или оксид кальция (также обозначаемый далее как "СаО"), или смесь хлорида кальция и оксида кальция. Оксид кальция является оксидом, а не солью; нельзя сказать, что смесь оксида кальция, который расплавлен с расплавленной солью хлорида кальция, действительно является расплавом соли. Однако для простоты описания вышеуказанные вещества в собирательном значении обозначаются как расплав солей (то же справедливо для осуществлений, описанных далее).

В первом расплаве солей отработавшее ториевое топливо помещают в катодную корзину 3а, показанную на фиг.3, проводят электролиз для электролитического восстановления каждого ингредиента в отработавшем ториевом топливе (первая стадия электролитического восстановления S01).

В результате в расплаве соли оксиды в отработавшем ториевом топливе соответственно превращаются в следующие вещества: в металлическом состоянии уран (также обозначаемый далее как "U"); торий (также обозначаемый далее как "Th"); плутоний (также обозначаемый далее как "Pu"); легкие актиниды (также обозначаемые далее как "МА"); и оксиды продуктов деления, которые получены восстановлением (также обозначаемые далее как "ПД").

В этом случае первый расплав соли не ограничен только хлоридом кальция, оксидом кальция или смесью хлорида кальция и оксида кальция. Вместо этого первый расплав солей может содержать, по меньшей мере, одно из следующих веществ: хлорид кальция, хлорид магния, фторид кальция и фторид магния. Первый расплав соли также может содержать галогенид другого щелочноземельного металла. Кроме того, первый расплав может содержать галогенид щелочного металла. Желательно, чтобы температура расплава соли составляла 850-900 градусов Цельсия.

На первой стадии промывки продукта восстановления, после стадии S01, каждый металл, полученный восстановлением на стадии S01, промывают для удаления кислорода (S02).

После стадии S02 начинают стадию основного выделения для проведения очистки и выделения каждого металла.

Сначала выполняют первое электролитическое выделение. То есть проводят электролиз в расплаве солей хлорида лития (также обозначаемый далее как "LiCl"), хлорида калия (также обозначаемый далее как "KCl") или смеси хлорида лития и хлорида калия. В результате электролиза уран и торий осаждаются в анодной зоне. То есть вышеуказанные вещества выделяют в металлическом состоянии (S15).

В этом случае расплав солей, использованный на первой стадии электролитического выделения, может содержать хлорид кальция, хлорид магния, фторид кальция или фторид магния; или комбинацию вышеуказанных веществ. Кроме того, расплав солей может содержать галогенид щелочного металла.

После стадии S15 сначала уран и торий, которые выделены в металлическом состоянии, переносят в другой реактор. После перемещения в другой реактор уран и торий перегоняют (S21) и получают слиток урана и тория (S22).

После стадии S22 измеряют массу выделенного урана и тория (S23). После стадии S23 для изготовления топлива выполняют литьевое формование (S24). Выполняют удаление формы и изготовление ТВЭЛ'а (S25). Таким путем может быть получено металлическое топливо, изготовленное из смеси урана и тория.

После стадии S15 выполняют вторую стадию электролитического выделения (S16) с плутонием и МА, которые были отделены от урана и тория, остающихся в катодной корзине 3а, и переносят в другой реактор.

Второе электролитическое выделение выполняют после введения расплавленного кадмия в расплав солей и заполнения нижней части реактора 1 расплавленным кадмием. В анодной корзине остаются плутоний и МА; кадмий находится в катодной зоне при выполнении процесса. В этой связи в этом случае система не ограничена способом непосредственного введения расплавленного кадмия в реактор 1. В катодной зоне может быть размещена кадмиевая корзина; кадмий может быть помещен в кадмиевую корзину. В соответствии с вышеуказанной конфигурацией выполняют электролиз и электролитическое выделение позволяет собирать плутоний и МА в катодной зоне кадмия (S16).

После стадии S16 расплав солей и кадмий отгоняют катодным устройством (S26) и получают слиток металлов (S27). Измеряют их массу (S28) и получают плутоний и МА.

В этой связи расплав солей, который использован на каждой стадии, регенерируют и используют повторно. То есть первый расплав солей, который был использован при первом электролитическом восстановлении (S01), регенерируют на стадии регенерации соли (S50a). Расплав солей, который был использован при втором электролитическом выделении, отделяют отгонкой от примесей, например, ПД (S32) и затем регенерируют стадией регенерации соли (S50c). Кроме того, кадмий отгоняют катодным устройством и регенерируют (S26) и используют повторно.

ПД и отходы соли, которые получаются в катодном устройстве на стадии S26 и стадиях регенерации соли S50a и S50c, перерабатывают как отходы и утилизируют, например, остекловыванием и другими процессами (S60).

Как описано выше, в соответствии с настоящим осуществлением в том же реакторе оксиды отработавшего ториевого топлива сразу восстанавливают. Поэтому стадии являются упрощенными, и требуется меньшее число типов расплава солей.

Кроме того, металлический уран и металлический торий совместно выделяются из комбинации МА и металлического плутония при совместном выделении, когда выделяют два состава. Поэтому вышеуказанные вещества могут быть смешаны в заданном отношении, и может быть изготовлено топливо, состав которого скорректирован.

Как описано выше, каждый ингредиент, включая металлический торий, может быть выделен в форме металла.

Второе осуществление

Фиг.2 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии со вторым осуществлением настоящего изобретения. Настоящее осуществление является вариантом первого осуществления: перед первой стадией электролитического восстановления S01 добавлены вторая стадия электролитического восстановления S03 и вторая стадия промывки продукта восстановления S04.

То есть для отработавшего ториевого топлива выполняют вторую стадию электролитического восстановления S03 и вторую стадию промывки продукта восстановления S04. После этого, как в случае первого осуществления, выполняют первую стадию электролитического восстановления S01 и последующие стадии.

Сначала выполняют вторую стадию электролитического восстановления (S03). То есть в расплаве солей хлорида лития, оксида лития или смеси хлорида лития и оксида лития проводят электролиз. В результате электролиза диоксид урана, диоксид плутония и оксиды МА осаждаются в анодной зоне. То есть вышеуказанные вещества восстанавливаются до металла.

В этом случае второй расплав солей, который используют на второй стадии электролитического восстановления S03, может содержать любой галогенид щелочного металла отличный от хлорида лития. Второй расплав солей может дополнительно содержать любой галогенид щелочноземельного металла, отличный от хлорида кальция, хлорида магния, фторида кальция и фторида магния. Желательно, чтобы температура расплава солей составляла около 650 градусов Цельсия. Кроме того, расплав солей, который используется на второй стадии электролитического восстановления S03, регенерируют для повторного использования. То есть второй расплав солей, который используется на второй стадии электролитического восстановления S03, регенерируют на стадии регенерации соли (S50b).

Фиг.3 является блок-схемой, представляющей процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии со вторым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора 1. Более конкретно, фиг.3 представляет основные стадии, т.е. вторую стадию электролитического восстановления S03 и первую стадию электролитического восстановления S01. Что касается оксидов в отработавшем ториевом топливе, показаны только оксид тория и диоксид урана, которые ведут себя по разному при электролизе.

Сначала выполняют стадию электролитического восстановления S03 в реакторе 1, который содержит расплав солей хлорида лития и оксида лития при около 650 градусах Цельсия. В катодную корзину 3а, которая находится на стороне катода 3, загружают отработавшее ториевое топливо, которое в основном включает ThO2 и UO2. В этом состоянии создают разность потенциалов межу анодом 2 и катодом 3. Сначала UO2 восстанавливается до металлического урана. При этом ThO2 остается в виде оксида, поскольку ThO2 не восстанавливается в данном расплаве солей и данной температуре.

После второй стадии электролитического восстановления S03 катодную корзину 3а вместе с веществами внутри катодной корзины 3а вынимают и перемещают в реактор 1, который содержит другой расплав солей. В этом случае расплав солей является смесью хлорида кальция и оксида кальция; температура расплава солей составляет около 850-900 градусов Цельсия. В этом состоянии создают разность потенциалов межу анодом 2 и катодом 3. В результате Th02 восстанавливается (S01). Уран остается в металлическом состоянии, поскольку уран был восстановлен на второй стадии электролитического восстановления S03.

Таким путем выполняются стадии S03 и S01.

При выполнении стадий настоящего осуществления сначала восстанавливаются оксид урана и т.п. Затем при выполнении последующих стадий восстанавливается оксид тория. Поэтому по сравнению со случаем, когда проводят электролитическое восстановление сразу на первой стадии электролитического восстановления, восстановление оксида урана, который восстанавливается относительно легко, и восстановление оксида тория, который относительно трудно восстановить, выполняют на различных стадиях, которые создают условия, подходящие для каждого. Поэтому стадии восстановления могут быть выполнены эффективно.

Третье осуществление

Фиг.4 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с третьим осуществлением настоящего изобретения. Настоящее осуществление является вариантом второго осуществления: после второй стадии промывки продукта восстановления S04 и до первой стадии электролитического восстановления S01 выполняют электролитическое выделение.

Более конкретно, после второй стадии промывки продукта восстановления S04 выполняют первое промежуточное электролитическое выделение (S115). На второй стадии электролитического восстановления S03 восстанавливают оксид урана, оксид плутония и оксид МА, которые восстанавливаются относительно легко. На первой стадии промежуточного электролитического восстановления S115 уран выделяют из восстановленных и очищенных урана, плутония и МА.

После первой стадии промежуточного электролитического выделения (S115) выполняют стадию S121gv для проведения отгонки соли и уран, который получен электролитическим выделением на первой стадии промежуточного электролитического восстановления S115, затем выделяют в форме слитка (S122). Для изготовления топлива выполняют измерение массы выделенного урана (S123), литьевое формование (S124) удаление формы и изготовление ТВЭЛ'а (S125). Таким путем изготавливают топливо на основе металлического урана.

После первой стадии промежуточного электролитического выделения (S115) выполняют второе промежуточное электролитическое выделение (S116). В этом случае, как в случае второго электролитического выделения первого осуществления, используют катод для выполнения электролитического выделения (S26). В результате выделяются плутоний и МА, которые были восстановлены до металла на второй стадии электролитического восстановления S03.

Выделенные плутоний и МА извлекают в форме слитка (S122). Измеряют массу извлеченных плутония и МА (S123), выполняют литьевое формование (S124) и удаление формы и изготовление ТВЭЛ'а (S125). При этом используемый кадмий регенерируют катодным устройством для повторного использования. Расплав солей хлорида лития и хлорида калия используют повторно после регенерации на стадии регенерации соли (S50d).

После второй стадии промежуточного электролитического выделения (S116) оксид тория, который не был восстановлен, и часть оксидов ПД промывают на стадии промывки невосстановленного продукта (S117).

После стадии промывки невосстановленного продукта (S117) оксид тория, который не был восстановлен, и часть оксидов ПД восстанавливают на первой стадии электролитического восстановления S01 и металлический торий и МА очищают.

Металлический торий, который был очищен на первой стадии электролитического восстановления S01, промывают на первой стадии промывки продукта S02. После этого на основной стадии электролитического выделения S118 выполняют электролитическое выделение металлического тория в расплаве солей хлорида лития и хлорида калия.

Металлический торий, который был выделен на основной стадии электролитического выделения S118, проходит стадию отгонки S131 до извлечения в виде слитка (S132). После стадии извлечения слитка S132 для изготовления топлива из металлического тория измеряют его массу, (S133), выполняют литьевое формование (S134) и удаление формы и изготовление ТВЭЛ'а (S135). В результате получается топливо на основе металлического тория.

В частности, расплав солей, который был использован в основной электролитической стадии выделения S118, отгоняют и ПД удаляются из него (S131). После этого соль регенерируют (S50c) для повторного использования.

Как описано выше, согласно настоящему осуществлению после второй стадии электролитического восстановления S03, на которой выполняют электролитическое восстановление оксидов урана, плутония и МА, последовательно проводят электролитическое выделение урана и электролитическое выделение плутония и МА. После извлечения веществ выполняют первую стадию электролитического восстановления S01, которая является стадией восстановления оксида тория.

В соответствии с настоящим осуществлением металлический уран, торий, МА и плутоний отделяют друг от друга после выделения вышеуказанных веществ. Таким образом, вышеуказанные вещества могут быть смешаны в заданном соотношении и может быть изготовлено топливо, концентрация которого была скорректирована.

Кроме того, вещества, которые были переведены в металлическое состояние, последовательно выделяют и затем выполняют восстановление оксида тория. Таким образом, реакция в процессах упрощается, и имеется увеличение эффективности реакции. Кроме того, сокращается переработка расплава солей.

Четвертое осуществление

Фиг.5 является блок-схемой, представляющей процесс химического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с четвертым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора 1.

Настоящее осуществление является вариантом первого, второго или третьего осуществления. В этом осуществлении вместо первого электролитического восстановления (стадия S01) каждого из этих осуществлений выполняют химическое восстановление.

В реактор 1 вводят восстановитель (также обозначаемый далее "первый химический восстановитель"), в котором находится смесь расплава хлористого кальция и металлического кальций, и выдерживается при температуре около 850-900 градусов Цельсия. В частности, первый химический восстановитель может содержать металлический магний.

Отработавшее ториевое топливо, которое представлено ThO2 и UO2, среди прочего, помещают в корзину 4. Блок перемешивания 5 поворачивается для перемешивания расплава солей и ускорения реакции. Расплав солей смеси хлористого кальция и оксида кальция служит восстановителем и ThO2 и UO2 восстанавливаются. В результате металлический торий и уран остаются в корзине 4 (Первая стадия химического восстановления S201).

Другие стадии осуществляют так же, как и в первом или третьем осуществлении.

В соответствии с настоящим осуществлением, описанным выше, использование первого восстановителя позволяет восстановить оксид тория.

Пятое осуществление

Фиг.6 является блок-схемой, представляющей процесс химического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с пятым осуществлением изобретения, а также схематический вид поперечного сечения внутренней части реактора 1. Настоящее осуществление является вариантом четвертого осуществления: перед первой стадией S201 химического восстановления добавляется вторая стадия химического восстановления S202. Кроме того, настоящее осуществление также является вариантом второго или третьего осуществления: вместо второго электролитического восстановления (стадия S03) второго или третьего осуществления выполняют химическое восстановление.

В реактор 1 вводят восстановитель (также обозначаемый далее "второй химический восстановитель"), в котором находится расплав смеси хлорида лития и металлического лития, и выдерживают при температуре около 650 градусов Цельсия. В частности, второй химический восстановитель может содержать, по меньшей мере, металлический литий или металлический калий.

Отработавшее ториевое топливо, которое представлено ThO2 и UO2, среди прочего, помещают в корзину 4. Блок перемешивания 5 поворачивается для перемешивания расплава солей и ускорения реакции. Расплав солей из смеси хлорида лития и металлического лития служит восстановителем и UO2 восстанавливается. В результате металлический торий и уран остаются в корзине 4 (Вторая стадия химического восстановления S202).

После второй стадии химического восстановления S202 выполняют первую стадию химического восстановления S201. Однако настоящее осуществление отличается от четвертого осуществления в том, что на первой стадии химического восстановления S201 диоксид тория и металлический уран помещают в корзину 4. Расплав солей в реакторе 1 и температура расплава солей такие же, как в четвертом осуществлении.

В соответствии с настоящим осуществлением, описанным выше, на второй стадии химического восстановления S202 сначала восстанавливается оксид урана. Затем на первой стадии химического восстановления S201, на которой используют первый химический восстановитель, может быть восстановлен оксид тория.

Шестое осуществление

Фиг.7 является схематическим видом поперечного сечения внутренней части реактора 1, представляющим процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с шестым осуществлением настоящего изобретения. Настоящее осуществление является вариантом пятого осуществления.

Как и в случае пятого осуществления, в реактор 1 помещают первый химический восстановитель, в котором находится расплав смеси хлорида кальция и металлического кальций. В реакторе 1 выполняют первую стадию химического восстановления S201.

В реакторе 1 погружены часть анода 2 и часть катода 3. Когда не выполняют первую стадию химического восстановления S201, подают напряжение на оба электрода от источника постоянного тока 6. В результате хлорид кальция в первом химическом восстановителе восстанавливается и осаждается на катоде 3. Газообразный хлор выделяется на стороне анода 2 и отводится из верхней части реактора 1.

Таким путем может быть получен металлический кальций в первом химическом восстановителе электролитическим восстановлением первого химического восстановителя в том же реакторе 1, в котором выполняют первое химическое восстановление.

Седьмое осуществление

Фиг.8 является схематическим видом поперечного сечения внутренней части реактора, представляющим процесс электролитического восстановления способа регенерации материала ядерного топлива в соответствии с седьмым осуществлением настоящего изобретения. В соответствии с шестым осуществлением металлический компонент в восстановителе генерируется в том же реакторе, в котором проводят химическое восстановление. Однако в соответствии с настоящим осуществлением используется восстановление восстановителя в реакторе 1а.

То есть первую стадию химического восстановления проводят в восстановителе, в котором расплавлена смесь хлорида кальция и металлического кальция в реакторе 1. Диоксид тория восстанавливается и получается металлический торий.

Металлический кальций в восстановителе формируется следующим образом: расплавленный хлорид кальция помещают в восстановитель в реакторе 1а, который является другим реактором, имеющим анод 2 и катод 3, и напряжение подается от источника постоянного тока 6 для восстановления хлорида кальция.

В соответствии с настоящим осуществлением металлический кальций, который генерируется как описано выше, вводят в реактор 1 для первого химического восстановления. Таким образом, необходимое количество восстановителя может быть добавлено, не вызывая радиоактивное загрязнение внутри восстановителя в реакторе 1а.

Восьмое осуществление

Фиг.9 является блок-схемой, представляющей способ регенерации материала ядерного топлива в соответствии с восьмым осуществлением настоящего изобретения. Настоящее осуществление является вариантом первого осуществления.

В соответствии с первым осуществлением на первой стадии электролитического выделения S15, которое происходит после первой стадии электролитического восстановления S01 и первой стадии промывки продукта восстановления S02, выполняют электролитическое выделение металлического тория или т.п., который был восстановлен на первом электролитическом восстановлении. В соответствии с настоящим осуществлением добавляют и также перерабатывают отработавшее топливо на основе металлического тория быстрого реактора, которое удаляют из реактора на быстрых нейтронах. Соответственно, даже из отработавшего топлива на основе металлического тория быстрого реактора получается электролитически очищенный металлический торий.

В частности, такая же операция может быть выполнена даже на первой стадии электролитического выделения S15 второго осуществления. Такую же операцию можно проводить даже на основной стадии электролитического выделения S118 третьего осуществления.

Таким образом, в соответствии с настоящим осуществлением, даже из отработавшего топлива на основе металлического тория быстрого реактора, которое удаляют из реактора на быстрых нейтронах, получается электролитически очищенный металлический торий.

Другие осуществления

Выше было описано несколько осуществлений настоящего изобретения. Однако осуществления представлены в качестве примера и не предназначены для ограничения объема притязаний настоящего изобретения. Признаки каждого осуществления могут быть использованы совместно. Например, вторая стадия химического восстановления и первая стадия электролитического восстановления могут быть использованы совместно.

Кроме того, осуществления могут быть реализованы в различных других формах. Различные исключения, замены и изменения могут быть сделаны без отступления от предмета изобретения.

Вышеуказанные осуществления и их варианты входят в объем притязаний и предмет изобретения и аналогичным образом в объем притязаний изобретения, определенного прилагаемой формулой изобретения, и объем их эквивалентов.

1. Способ регенерации материала ядерного топлива выделением материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, переработкой оксида материала ядерного топлива, содержащего оксид тория в отработавшем топливе, который включает:
первую стадию электролитического восстановления оксида тория в первом расплаве солей галогенида щелочноземельного металла;
первую стадию промывки продукта восстановления полученного первой стадией электролитического восстановления после первой стадии электролитического восстановления, и
основную стадию выделения продукта восстановления, после первой стадии промывки продукта восстановления.

2. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.1, в котором первый расплав солей дополнительно содержит галогенид щелочного металла.

3. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.1 и 2, в котором первый расплав солей содержит по меньшей мере один из хлорида кальция, хлорида магния, фторида кальция и фторида магния.

4. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.1 и 2, в котором первый расплав солей смешан по меньшей мере с одним из оксида кальция и оксида магния.

5. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.1 и 2, до первой стадии электролитического восстановления, дополнительно включает:
вторую стадию электролитического восстановления оксида урана, плутония и легких актинидов во втором расплаве солей галогенида щелочного металла, который не содержит хлорид кальция, хлорид магния, фторида кальция и фторида магния; и
вторую стадию промывки продукта восстановления, полученного на второй стадии электролитического восстановления, после второй стадии электролитического восстановления и до первой стадии электролитического восстановления.

6. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.5, в котором второй расплав солей содержит по меньшей мере один из хлорида лития и оксида лития.

7. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.5, в котором второй расплав солей дополнительно содержит галогенид любого щелочноземельного металла, отличного от хлорида кальция, хлорида магния, фторида кальция и фторида магния.

8. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.1 и 2, в котором основная стадия выделения включает:
первую стадию электролитического выделения, выполняемую электролитическим выделением продукта восстановления, полученного первой стадией электролитического восстановления в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла, с использованием твердого электрода для очистки и выделения металлического урана или тория; и
вторую стадию электролитического выделения, выполняемую после первой стадии электролитического выделения электролитическим выделением в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла, с использованием кадмиевого электрода для очистки металлического плутония или металлических легких актинидов.

9. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.8, в котором расплав солей, который используется на первой стадии электролитического выделения, содержит по меньшей мере один из хлорида кальция, хлорида магния, фторида кальция и фторида магния.

10. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.5, дополнительно включающий:
первую стадию промежуточного электролитического выделения, выполняемую после второй стадии промывки продукта восстановления и до первой стадии электролитического восстановления электролитическим выделением в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла, с использованием твердого электрода для очистки металлического урана: и
вторую стадию промежуточного электролитического выделения, выполняемую после первой стадии промежуточного электролитического выделения и до первой стадии электролитического восстановления электролитическим выделением в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла, с использованием кадмиевого электрода для очистки металлического плутония или легких актинидов, в котором
основная стадия выделения включает стадию проведения электролитического выделении в расплаве солей по меньшей мере одного из галогенида щелочного металла, галогенида щелочноземельного металла и смеси галогенида щелочного металла и галогенида щелочноземельного металла и выделения металлического тория.

11. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.10, в котором расплав солей, который используют на основной стадии электролитического выделения включает, по меньшей мере, один из хлорида лития, хлорида калия и эвтектической соли хлорида лития и хлорида калия.

12. Способ регенерации материала ядерного топлива выделением материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, переработкой оксида материала ядерного топлива, содержащего оксид тория в отработавшем топливе, который включает:
первую стадию электролитического восстановления взаимодействием оксида тория с первым химическим восстановителем для получения металлического тория; и
стадию выделения проведением выделения и очистки металлического тория после первой стадии химического восстановления.

13. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.12, в котором первый химический восстановитель содержит по меньшей мере один из металлического кальция и металлического магния.

14. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.12 и 13, до первой стадии химического восстановления, дополнительно включающий
вторую стадию химического восстановления взаимодействием оксида урана, оксида плутония, и оксида легких актинидов со вторым химическим восстановителем для получения металлического урана и металлического плутония.

15. Способ регенерации материала ядерного топлива по п.14, в котором второй химический восстановитель включает по меньшей мере один из металлического лития, металлического калия.

16. Способ регенерации материала ядерного топлива по пп.12 и 13, в котором
на стадии химического восстановления, химический восстановитель используют в виде расплава солей или расплавленного металла.



 

Похожие патенты:
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 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.

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.

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

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 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 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.

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