Способ переработки облученного ядерного топлива


 


Владельцы патента RU 2591215:

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Российский химико-технологический университет имени Д.И. Менделеева" (РХТУ им. Д.И. Менделеева) (RU)

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ). Способ переработки ОЯТ включает термическую обработку путем нагрева фрагментов ОЯТ в газовоздушной смеси, содержащей кислород, диоксид углерода и пары воды, с проведением в две стадии при постоянной или периодической механоактивации реакционной смеси. Процесс проводят путем спекания ОЯТ с карбонатом щелочного металла чередованием этих двух стадий. Одну из стадий проводят при температуре 400-500°C, а другую при температуре 600-800°C в реакционной камере и термообработку проводят в смеси с карбонатами щелочных металлов. Изобретение позволяет повысить технологическую устойчивость процесса и устранить ограничения по его аппаратурному оформлению. 7 з.п. ф-лы, 5 пр.

 

Изобретение относится к области атомной промышленности, в частности к способу переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ядерного топлива.

Известен способ предварительного (перед растворением ОЯТ) удаления газообразных (тритий, йод) и летучих (цезий, серебро, рутений, технеций, сурьма и др.) продуктов деления ОЯТ после операции рубки тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) путем продувки воздуха или кислорода при температуре 500-600°C (Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1983. С. 185) или продувкой инертным газом и водородом при температуре до 1500°C (Trans. Amer. Nucl. Soc. 1981, vol. 39, p. 419-421, Radiochimica, 1981, vol. 29, №1, p.153-157). Требуемая степень удаления трития (не менее 99%) при продувке гелием или водородом измельченных ТВЭЛов достигается нагревом фрагментов ОЯТ в течение 24 часов при температуре не менее 1000°C. Такие условия предъявляют особые требования по стойкости к конструкционным материалам, что повышает стоимость оборудования. Также возникают дополнительные сложности в обращении с продуктами деления. При высокой температуре многие компоненты ОЯТ начинают испаряться (цезий, серебро, рутений, иод, технеций, сурьма и др.) и конденсироваться в различных местах оборудования, что, в свою очередь, требует проведения периодической жидкостной дезактивации установки, в результате которой образуются дополнительные высокоактивные жидкие радиоактивные отходы (ЖРО). При высокотемпературной обработке увеличивается количество (до 1,5%) нерастворимых в азотной кислоте соединений плутония.

Известен способ термической обработки фрагментов с ОЯТ при температуре от 480 до 600°С в присутствии воздуха или кислорода. При этом степень удаления трития из ОЯТ составляет 99% (G.D: DelCui, R.D.Hunt, J.A. Jonson and other. Advanced head end for the treatment of LWR fuel. OECD Nuclear Energy Agency. 11-th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation Hyatt at Fisherman's Wharf, San Francisco, California, 1-5 November 2010). Но при этом не устраняется проблема газообразных выбросов йода, цезия и оксидов технеция.

Известен (RU 2253916, G21C 19/44 от 28.06.2004) способ отгонки паров цезия путем термической обработки ОЯТ кислородом воздуха при температуре 700-800°С с последующим восстановлением полученной закиси урана водородом при температуре 600-700°С. Полученный диоксид урана подвергается отжигу в вакууме при температуре 1000-1300°C для отгонки летучих продуктов деления. К недостаткам метода можно отнести высокую температуру процесса и сложность осуществления вакуумной отгонки.

Известен способ (WO/1996/032729, G21C 19/48 от 9.04.1994) проведения процесса термической обработки ОЯТ (волоксидации) в расплаве карбонатов щелочных и щелочно-земельных металлов. К недостаткам метода можно отнести высокую не менее 900°C температуру и сложность окисления ОЯТ в связи с низкой растворимостью кислорода в солевом расплаве.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ, предложенный в патенте WO 2012144933 A1, G21F 9/32 от 12.12.2012 (RU 2459299, G21F 9/30 от 20.04.11) и выбранный в качестве прототипа. Способ отличается от ранее приведенных способов использованием парогазовой смеси, состоящей из кислорода воздуха, водяного пара и диоксида углерода. Парогазовая смесь подается в рабочую камеру, в которой поддерживается чередование температур от 350 до 600°C. В целях интенсификации процесса предлагается использование механоактивации. К недостаткам данного способа можно отнести унос паров йода, оксидов цезия и технеция из рабочей камеры.

Техническим результатом настоящего изобретения является снижение степени возгонки соединений йода, оксидов цезия и технеция при сохранении высокой степени очистки продуктов переработки от трития.

Технический результат достигается способом переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), включающим термическую обработку фрагментов ОЯТ в газовоздушной среде, содержащей кислород воздуха, диоксид углерода и пары воды, проводимую в две чередующиеся стадии при постоянной или периодической механоактивации, одну из стадий проводят при температуре 400-500°C, а другую при температуре 600-800°C и окисление ОЯТ проводят в смеси с карбонатами щелочных металлов. Способ переработки ОЯТ заключается в том, что термическую обработку и образование газовоздушной среды проводят путем сжигания в рабочей камере, содержащей перерабатываемую смесь, природного газа. Нагрев частично проводят за счет окисления металлического циркония и ниобия, входящих в состав оболочки ОЯТ. Карбонат щелочных металлов можно смешивать с 10-40% гидроксида щелочных металлов. Карбонат щелочных металлов можно смешивать с 10-60% карбоната щелочно-земельных металлов. Карбонат щелочных металлов можно смешивать с 10-60% гидроксида или оксида щелочно-земельных металлов. В газовоздушную смесь перед подачей в рабочую камеру можно добавлять озонированный кислород. Выходящие из рабочей камеры разогретые газы можно использовать для предварительного подогрева входящей газовоздушной смеси.

При нагревании ОЯТ на основе диоксида урана в атмосфере, содержащей кислород, происходит ряд фазовых переходов оксидов урана:

UO2→UO2+х→U4O9→U3O7→U3O8.

Так как тип кристаллической решетки у различных оксидов разный, то это в сочетании с механоактивацией приводит к разрушению топливных таблеток до мелкодисперсного состояния: 1-10 мкм, что создает благоприятные условия для выхода летучих и газообразных продуктов деления (Агеенков А.Т., Бибиков С.Е., Валуев Е.М. и др. // Атомная энергия. 1973. Т. 35, Вып. 5. С. 323-325). Вместе с тем происходит выделение в виде паров йода, цезия и оксидов технеция, что создает дополнительные проблемы с дезактивацией оборудования.

Технический результат достигается тем, что в способе процесс переработки ОЯТ, смешанного с карбонатом щелочных и/или щелочно-земельных металлов, проводят в окислительной атмосфере в две стадии, одну из которых проводят при температуре 400-500°C в воздушной среде, дополнительно содержащей водяной пар и диоксид углерода, в течение 60+360 минут. На этой стадии по данным (Плутоний. Фундаментальные проблемы. Т1 стр. 271) протекает реакция:

PuO2+X H2O=PuO2+X+ХН2

2+O2=2H2O

Другую стадию проводят при температуре 600-800°C в воздушной или обогащенной по кислороду среде, содержащей диоксида углерода и водяной пар, течение 120-240 минут. Скорость протекания реакций возрастает с увеличением температуры. Добавка диоксида углерода на обеих стадиях служит для предотвращения улетучивания оксидов щелочных металлов.

На этой стадии протекает несколько реакций:

3UO2+O2=U3O8

2U3O8+3Na2CO3+O2=3Na2U2O7+3CO2

J2+Na2CO3=2NaJ+CO2

2CsO2+CO2=Cs2CO3+O2

Te2O7+Na2CO3=2NaTeO4+CO2

Zr+O2=ZrO2

4Nb+5O2=2Nb2O5

Zr+2H2O=ZrO2+2H2

2H2+O2=2H2O

Обе стадии проводят необходимое число раз при постоянной или периодической механоактивации реакционной массы. Расход газового потока на каждой стадии соответствует 10÷50 полным обменам объема реакционной камеры в час. Для уменьшения общей продолжительности обработки и достижения требуемой степени окисления компонентов ОЯТ газовый поток перед входом в рабочую камеру подогревается до температуры внутреннего объема камеры, т.е. до 400-500°C на одной стадии и до 600-800°C на другой стадии.

Примеры осуществления способа.

Способы были опробованы в лабораторных условиях на модельных системах.

Пример №1

Диоксид урана смешивался с карбонатом натрия в мольном соотношении, соответствующем уравнению реакции:

3UO2+O2=U3O8

2U3O8+3Na2CO3+O2=3Na2U2O7+3CO2

с 10% избытком карбоната. Смесь тщательно перетиралась в ступке. Навеска смеси массой 6 г в тигле прокаливалась при температуре 600°C в течение 1, 2, 3 и 4 часов. Аналогичная смесь прокаливалась при температуре 800°C. Время прокаливания также 1, 2, 3 и 4 часа.

Рентгенодефрактометрическим способом определено образование во всех случаях соответствующих диуранатов. Сравнение полученных при разных температурах результатов показывает примерно двукратное увеличение скорости реакции с увеличением температуры с 600 до 800°C. Аналогичные результаты были получены при замене карбоната натрия карбонатом лития, калия и цезия.

Пример №2

Аналогичным способом изучалось поведение оксидов циркония и ниобия. Навески оксида циркония и оксида ниобия, смешанные с карбонатом натрия, нагревались сначала в течение 4 часов до 600°, а в последующем в течение 4 часов до 800°C. Рентгенодефрактометрическим способом было определено отсутствие реакции между компонентами.

Пример №3

Сплавление смеси оксида рения (имитирующего оксид технеция) с карбонатом натрия уже при температуре 600°C привело к образованию перрената натрия по уравнению реакции:

Re2O7+Na2CO3=2NaReO4+CO2

Пример №4

Сплавление смеси металлического иода с карбонатом натрия уже при температуре 600°C привело к образованию иодида натрия по уравнению реакции:

J2+Na2CO3=2NaJ+CO2

Изучение кинетики реакций проводилось дериватографическим методом с определением состава выделяющихся газов масс-спектрометром. Результаты показывают увеличение скорости реакции с ростом температур. Анализ выделяющихся газообразных продуктов показывает отсутствие в них оксидов щелочных металлов, технеция и газообразного йода.

Пример №5

Изучение кинетики реакций взаимодействия смеси карбоната и гидроксида натрия (в мольном соотношении 1:1 по приведенному выше уравнению) с диоксидом урана при 10% избытке смеси щелочного металла дериватографическим методом показывает уменьшение температуры начала реакции до 400°C.

Как видно из примеров, достигаемый технический результат заключается в том, что пары йода, оксиды цезия и технеция связываются в устойчивые при данных условиях соединения. Диоксид урана полностью переходит в шестивалентное состояние. Оболочки ТВЭЛов переходят в состояние порошка из смеси оксидов ZrO2 и Nb2O5.

1. Способ переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), включающий термическую обработку путем нагрева фрагментов ОЯТ в газовоздушной смеси, содержащей кислород, диоксид углерода и пары воды, с проведением в две стадии при постоянной или периодической механоактивации реакционной смеси, отличающийся тем, что процесс проводят путем спекания ОЯТ с карбонатом щелочного металла чередованием этих двух стадий, при этом одну из стадий проводят при температуре 400-500°C, а другую при температуре 600-800°C в реакционной камере.

2. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что нагрев и образование газовоздушной смеси проводят путем сжигания в реакционной камере, содержащей перерабатываемую смесь, природного газа.

3. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что при переработке нагрев частично проводят за счет окисления металлического циркония и ниобия, входящих в состав оболочки ОЯТ.

4. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что фрагменты ОЯТ смешивают с карбонатом щелочных металлов, содержащим 10-40% гидроксида щелочных металлов.

5. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что фрагменты ОЯТ смешивают с карбонатом щелочных металлов, содержащим 10-60% карбоната щелочно-земельных металлов.

6. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что фрагменты ОЯТ смешивают с карбонатом щелочных металлов, содержащим 10-60% гидроксида или оксида щелочно-земельных металлов.

7. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что в газовоздушную смесь при подаче в рабочую камеру добавляют озонированный кислород.

8. Способ переработки ОЯТ по п. 1, отличающийся тем, что выходящие из реакционной камеры разогретые газы используют для подогрева входящей газовоздушной смеси.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области дезактивации оборудования, используемого при переработке облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Способ дезактивации экстракционного оборудования путем его промывки раствором комплексона кислотного характера в разбавленной азотной кислоте заключается в том, что в многоступенчатый экстрактор или каскад экстракторов, работающий в режиме противоточной кислотной промывки, после полной реэкстракции и вытеснения радионуклидов вводят водный раствор комплексона или соли комплексона.

Изобретение относится к способам удаления радиоактивного иода, присутствующего в жидкости и/или твердом теле, образующегося в атомной электростанции или в установке для переработки отработанного ядерного топлива.

Изобретение относится к способу обработки твердых радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК. Способ заключается в хлорировании отходов молекулярным хлором при температуре 400-500°С и разделении полученных продуктов, при этом огарок и отфильтрованные пылевидные продукты направляют в пурекс-процесс, газовую смесь с целью очистки от ниобия и других легирующих элементов обрабатывают водородом при температуре 450-550°С и пропускают через керамический фильтр, нагретый до 500-550°С, очищенный тетрахлорид циркония кристаллизуют в конденсаторе при температуре не выше 150°С.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способам очистки внутренних поверхностей трубопроводов от радиоактивных загрязнений, например опускных трубопроводов барабан-сепараторов контура многократной принудительной циркуляции ядерного канального реактора, и может быть использовано при проведении ремонтных и регламентных работ на энергоблоках атомных электростанций.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для оценки и контроля радиационно-экологической обстановки на АЭС и радиохимических производствах в ходе переработки радиоактивных отходов, а также в районах ядерных аварий на суше и на море.

Изобретение относится к средствам удаления двуокиси урана, используемой в качестве ядерного топлива, из теплоносителя первого и основных контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов.

Изобретение относится к нанокомпозитному твердому материалу на основе гекса- и октацианометаллатов, способам их получения и применгению в качестве минеральных фиксаторов.
Изобретение относится к способу регенерации твердого фильтра, содержащего йод в форме йодида и/или йодата серебра и возможно физически сорбированный молекулярный йод в твердом фильтре, содержащем серебро в форме нитрата.

Заявленное изобретение относится к способу электрокинетической дезактивации твердой пористой среды. Заявленный способ включает выделение загрязняющих веществ, присутствующих в этой твердой среде, в электролит, имеющий вид в основном неорганического геля, причем это выделение осуществляют путем пропускания электрического тока между двумя электродами, расположенными на поверхности и/или внутри твердой среды При этом контакт между, по меньшей мере, одним из этих электродов и указанной твердой средой обеспечивает слой указанного геля, высыхание геля, содержащего выделенные таким образом загрязняющие вещества до получения ломкого сухого остатка и удаление полученного таким образом сухого остатка указанной твердой среды.

Изобретение относится к обработке углеродсодержащих радиоактивных отходов. .
Наверх