Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах

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

 

Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов на быстрых нейтронах (БР), которые могут быть включены в первый контур системы комплексной переработки отработавшего ядерного топлива, замкнутого ядерного топливного цикла атомных электростанций (ЗЯТЦ).

В настоящее время имеется большой опыт развития и использования гидрохимических технологий радиохимической переработки отработавшего ядерного топлива. Однако они ориентированы на переработку «остывшего» ядерного топлива, выдержанного в течение 3-5 лет или более. С учетом времени изготовления таблеток ядерного топлива, тепловыделяющих элементов и сборок длительность внешнего топливного цикла может достигать 10 лет. При такой длительности внешней части ЗЯТЦ расширенное развитие ядерной энергетики на базе разрабатываемых в настоящее время реакторов на быстрых нейтронах невозможно. Поэтому актуальной является создание такой технологии, которая была бы способна перерабатывать «маловыдержанное» высокофоновое отработавшее ядерное топливо.

Перспективными в этом плане являются пироэлектрохимические технологии с использованием в качестве электролитов растворов продуктов ОЯТ в легкоплавких хлоридных смесях, которые могут быть технологически и экономически эффективными при разделении актинидов (прежде всего, основных компонентов топлива - урана и плутония) и продуктов деления, особенно близких по свойствам редкоземельных металлов (Т. SATOH, Т. IWAI and Ya. ARAI Electrolysis of Burnup-Simulated Uranium Nitride Fuels in LiCl-KCl Eutectic Melts // Journal of Nuclear Science and Technology, 2009, Vol. 46, No. 6, p. 557-563 [1]; К.M. GOFF, R.W. BENEDICT, K.L. HOWDEN, G.M. TESKE, and T.A. JOHNSON. Pyrochemical Treatment of Spent Nuclear Fuel // Proceedings of GLOBAL 2005 (Tsukuba, Japan, Oct 9-13, 2005), Paper No. 364 [2]; H. HAYASHI, Т. SATO, Н. SHIBATA, М. KURATA, Т. IWAI, and Ya. ARAI. Pyrochemical treatment of spent nitride fuels for MA transmutation // Science China Chemistry, 2014 Vol. 57 No. 11: 1427-1431 [3]; В.В. Смоленский, А.В. Новоселова, А.Г. Осипенко, Я.M. Лукьянова. Коэффициенты разделения U/La и U/Nd в расплавленной системе Ga-In/3LiCl-2KCl // Расплавы, 2015, №1, с. 49-54) [4]).

При безводной электрохимической переработке электронопроводящих компонентов отработавшего ядерного топлива, например металлического, нитридного, карбидного топлива, в расплав солевого электролита, например эвтектической смеси хлоридов лития и калия (LiCl-KCl), под действием постоянного электрического тока переходят в виде ионов, в первую очередь, электронопроводящие электроотрицательные компоненты: щелочные, щелочноземельные, редкоземельные металлы и актиниды, включая «несгоревшие» основные продукты ОЯТ: уран и плутоний. Для их возврата в топливный цикл они должны быть высажены на отрицательном электроде (катоде) в виде металла или сплава (интерметаллида) с материалом катода и затем выделены известными методами в виде, удобном для изготовления топлива. В настоящее время электрохимическая регенерация ОЯТ рассматривается как один из перспективных способов извлечения урана и плутония из отработавшего топлива. Однако для осуществления процесса электрохимической регенерации отработавшего ядерного топлива с получением его основных компонентов - урана и плутония, возвращающихся в топливный цикл, электролит должен содержать их ионы. Как правило, в нем растворяют трихлорид урана-238 для обеспечения более безопасных условий работы на этапе подготовки этого электролита.

Используется несколько подходов к подготовке электролита, содержащего ионы урана, для осуществления электрохимической переработки отработавшего ядерного топлива. В одном из них в электролит-растворитель, например упомянутую выше расплавленную эвтектическую смесь хлоридов лития и калия (LiCl-KCl), добавляют приготовленный заранее трихлорид урана (UCl3). Его синтезируют, хлорируя металлический уран или его оксид с помощью газообразных хлорирующих агентов (хлора, хлорида водорода, хлоруглеродных соединений и др. (Руководство по неорганическому синтезу // под ред. Г. Брауэра, том 4 - М.: Мир, 1985. 447 с. [5]; Карякин Ю.В., Ангелов И.И. Чистые химические вещества. - М.: Химия, 1974.408 с.) [6] или солей переходных металлов CuCl2, MnCl2, ZrCl4 (Патент US 8475756, публ. 02.07.2013 [7]), CdCl2 (Патент US 7217402, публ. 15.05.2007 [8]) и др. Кроме сложности и большой трудоемкости приготовления чистого UCl3, этот способ подготовки электролита чрезвычайно неудобен и трудно осуществим в промышленных масштабах, поскольку требует создания условий, не допускающих любого, даже кратковременного контакта синтезированной соли с воздухом на стадиях хранения, транспортировки, смешения с электролитом-растворителем из-за чрезвычайно высокой чувствительности даже к следам кислорода и воды, приводящей к образованию нежелательных для электролитического процесса оксидных и оксихлоридных примесей.

Известен подход, заключающийся в том, что загружаемый в электролизер электролит готовится заранее хлорированием металлического урана в расплаве соли-растворителя - эквимольной смеси хлоридов натрия и калия, эвтектики LiCl-KCl и др. (Patent US 6,800,262 B1 [9]; Woo, Moon Sik; Kang, Нее Suk; Lee, Han Soo. LiCl-KCl-UCl3 Salt production and Transfer for the Uranium Electrorefining // 2009 Spring Meeting of the Korean Nuclear Society (Jeju 18-23 May 2009), CD-ROM Reports, Daejeon (Korea), 2009, 2 p. [10]; KEE-CHAN SONG, HANSOO LEE, JIN-МОК HUR, JEONG-GUK KIM, DO-HEE AHN, and YUNG-ZUN CHO. Status of Pyroprocessing Technology Development in Korea // Nuclear Engineering and Technology, 2010, Vol. 42, No. 2, pp. 131-144 [11]). Процесс подготовки электролита состоит из 2-х ступеней и осуществляется в специальном аппарате (хлораторе) с помощью газообразного хлора, состоящем, в свою очередь, из 3-х частей: генератора хлора (первая часть), который подается в реакционный сосуд (вторая часть) для образования дихлорида кадмия (CdCl2), путем взаимодействия металлического кадмия, находящегося под слоем расплавленной эвтектики LiCl-KCl, с барботируемым через него хлором, избыток которого улавливается в специальном скруббере (третья часть). Полученный CdCl2 растворяется в эвтектическом расплаве, вступает в реакцию с находящимся в расплаве металлическим ураном, образуя трихлорид урана: 3CdCl2+2U→2UCl3+3Cd. Этот процесс происходит до тех пор, пока в реакторе не получается расплавленная смесь LiCl-KCl-UCl3 (электролит) с необходимой концентрацией трихлорида урана. Для переноса в рафинировочный электролизер, где происходила электрохимическая переработка загрязненного урана (аналога металлического ОЯТ), эту расплавленную смесь охлаждали и гранулировали под атмосферой инертного газа или в вакууме (без доступа воздуха) для предотвращения ее загрязнения кислородсодержащими соединениями, затем в твердом виде транспортировали в рабочий аппарат. Как можно видеть, такой способ приготовления электролита является многоступенчатым, сложным в аппаратурном отношении, дорогим и плохо вписывающимся в схему замкнутого топливного цикла. Кроме того, при хранении и транспортировке электролита даже в герметичной таре полностью избежать его контакта с воздухом практически не удается.

Недостатки этого способа можно исключить или существенно минимизировать, если использовать синтез расплавленного электролита в самом аппарате (электролизере) для переработки отработавшего ядерного топлива или его электронопроводящих компонентов. Именно в этом заключается третий, наиболее рациональный подход к подготовке электролита. Он, в частности, описан в способе переработки облученного уран-плутониевого топлива (RU 1746827, публ. 10.02.1997 г.) [12] и в способе пирохимической регенерации ядерного топлива (RU 2079909, публ. 20.05.1997) [13], который, как и заявленный способ, включает катодное восстановление ионов урана.

Согласно способу [13] в расплавленную эвтектическую смесь солей хлоридов калия и лития вводят хлорид урана (UCl3), погружают контейнер с ядерным топливом и два электрода, один из которых выполнен из легкоплавкого металла. После этого соединяют контейнер с положительным, а электроды с отрицательными полюсами источника тока и проводят электролиз, по завершении которого подвергают осажденные на электродах (катодах) продукты разделительной плавке с выделением чистых металлов, отличающийся тем, что в контейнер загружают нитридное топливо и используют электролит, в состав которого входит не менее 15 масс. % трихлорида урана, нагревают электролит до температуры не менее 600°C и создают на контейнере-аноде ток плотностью не более 0,3 А/см2, а на электроде-катоде не более 0,4 А/см2. Данный способ позволил добиться высокого выхода по току при катодном восстановлении ионов урана при температурах, превышающих более чем на 200°C температуру плавления электролита - растворителя (эвтектики LiCl-KCl), что отрицательно влияет на коррозионную стойкость материалов контейнера и электродов. При этом возрастает летучесть электролита, что при длительном электролизе приводит к изменению его состава.

Основным же недостатком этого изобретения является нерациональный способ подготовки электролита для осуществления пироэлектрохимической регенерации нитридного топлива, в котором предусмотрено введение UCl3 в расплавленный электролит проводить, в частности, анодным растворением металлического урана, что усложняет конструкцию аппарата, связано с дополнительными затратами энергии и накоплением (наработкой) его в электролите до концентрации не менее 15 масс. % перед началом электролитического процесса. Все это в значительной степени увеличивает время подготовки рабочего электролита и удорожает практическое использование рассмотренного способа.

Задача настоящего изобретения заключается в обеспечении непрерывности процесса электрохимической переработки отработавшего ядерного топлива, включении в стадию подготовки электролита перерабатываемого топлива, упрощении аппаратурного оформления этого процесса, сокращении времени подготовки рабочего электролита и снижении затрат при использовании заявляемого способа переработки нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов.

Для этого предложен способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов в солевых расплавах, включающий катодное восстановление ионов урана, при этом способ включает подготовку электролита в аппарате для переработки нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов, которую проводят в атмосфере инертного газа непрерывным анодным растворением нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов с последующим электрохимическим восстановлением на жидком металлическом катоде в расплавленном хлоридном электролите при температуре не выше 500°C.

Способ отличается тем, что в качестве катода используют кадмий.

Способ отличается тем, что в качестве расплавленного хлоридного электролита используют эвтектическую смесь хлоридов лития и калия, содержащую не более 5 масс. % хлорида 3-d переходного металла.

Способ отличается тем, что в качестве хлорида 3-d переходного металла используют дихлорид кадмия.

Сущность заявленного способа доказана экспериментально. На примере основного компонента нитридного ОЯТ - мононитрида урана (UN) рассмотрен, проверен и предложен простой и экономичный непрерывный способ подготовки электролита анодным растворением перерабатываемого ОЯТ в исходном электролите (расплаве LiCl-KCl), содержащем небольшое количество дихлорида кадмия, с последующей электрохимической регенерацией нитридного топлива до металла известными способами, например выделением на жидком металлическом катоде. С этой целью была изготовлена лабораторная установка, в которой были обеспечены необходимые условия для выполнения электрохимического эксперимента по проверке работоспособности способа переработки: свободная от кислорода и паров воды газовая атмосфера, специально подготовленные известными способами зонной перекристаллизации и возгонки чистые соли для приготовления электролита и металлический кадмий, токоподводы и сосуды из материалов, не взаимодействующих с расплавленным электролитом и жидким кадмием. Для проведения гальваностатического электролиза использован высокоточный источник постоянного тока HY3010. Температуру электролитического процесса поддерживали постоянной в пределах ±1°C. При выполнении экспериментов в условиях, сохраняющих инертность газовой атмосферы, брали пробы электролита, а в случаях проведения электролиза до выделения конечного продукта (урана) также пробы жидкометаллического катода для аналитического определения их химического состава с помощью атомно-эмиссионного спектрометра с индуктивно-связанной плазмой «Optima 4300 DV». Определенное количество нитрида урана в виде спрессованных таблеток закрепляли на анодном токоподводе и опускали в электролит после его расплавления и достижения рабочей температуры. Жидкий кадмий, служащий катодом, находился под слоем расплавленного электролита, помещенного в тигель из спеченного оксида бериллия. Электролиз начинали сразу же после опускания нитрида урана в электролит. При этом протекали реакции образования растворяющегося в солевом расплаве трихлорида урана (1), анодного растворения нитрида урана (2), катодного восстановления находящихся в электролите ионов кадмия (3), а после полного выделения кадмия на катоде по этой реакции на кадмиевом катоде происходило по реакции (4) выделение урана в виде его раствора в жидком кадмии, уран-кадмиевых сплавов или интерметаллидов:

Новый технический результат, достигаемый заявленным способом, заключается в повышении тока электролиза, ускоряющего процесс введения в электролит ионов урана и удаления ионов переходного металла, тем самым сокращая время начала выделения компонентов ОЯТ на жидком металлическом катоде.

Способ иллюстрируется чертежами, где на фиг. 1 представлено изменение концентрации ионов кадмия Cd2+ (1) и урана U3+ (2) в расплаве LiCl-KCl в эксперименте без пропускания тока при 500°C (в результате реакции (1)); на фиг. 2 - изменение концентрации ионов кадмия Cd2+ и урана U3+ в расплаве LiCl-KCl в эксперименте с токовой нагрузкой 200 мА при 500°C, на фиг. 3 - изменение концентрации ионов кадмия Cd2+ и урана U3+ в расплаве LiCl-KCl в эксперименте с токовой нагрузкой 300 мА при 500°C; на фиг. 4 - изменение концентрации ионов кадмия Cd2+ (1) и урана U3+ (2) в расплаве LiCl-KCl и урана (3) в жидком кадмиевом катоде (эксперимент с токовой нагрузкой 101,5 мА при 500°C); на фиг. 5 - соотношение между временем насыщения электролита ионами урана (U3+) в расплаве LiCl-KCl и током электролиза при 500°C.

Пример 1.

В описанной выше лабораторной установке изучили накопление в расплаве эвтектики LiCl-KCl ионов урана за счет протекания реакции (1), т.е. без токовой нагрузки. В тигель из оксида бериллия в «сухом боксе» под атмосферой азота загрузили 55.25 г эвтектической смеси (LiCl-KCl) и 2 г перегнанного дихлорида кадмия (CdCl2), что в концентрационной шкале составляло 3.49 масс. % или 1.087 мол. %, и около 40 г металлического кадмия с опущенным в него молибденовым стержнем (прообраз катодного узла электролизера). Без доступа воздуха тигель был помещен в кварцевую реторту, в пробке которой был установлен молибденовый стержень с закрепленной на нем таблеткой из нитрида урана весом 2.66 г (прообраз анодного узла электролизера). Реторту помещали в электропечь сопротивления с нихромовым нагревателем, расплавляли солевую смесь (ее температура плавления равна 350°C), доводили температуру до 500°C и опускали стержень с нитридом урана в солевой расплав. В течение многочасового эксперимента (около 30 ч) брали пробы электролита. Падение концентрации ионов кадмия и рост концентрации ионов урана в расплаве со временем в результате протекания реакции (1) показано на фиг. 1.

Какого-либо заметного взаимодействия материала тигля (оксида бериллия) и молибдена с электролитом обнаружено не было. Анализ элементного состава расплава в конце эксперимента показал концентрацию бериллия (0,00013 масс. %) и молибдена (<0,001 масс. %) в пределах погрешности его определения для этих элементов.

Пример 2.

В описанной выше лабораторной установке провели анодное растворение мононитрида урана. В тигель из оксида бериллия в «сухом боксе» под атмосферой азота загрузили 55,53 г эвтектической смеси (LiCl-KCl), 1,891 г перегнанного дихлорида кадмия (CdCl2) и 43,76 г металлического кадмия с опущенным в него молибденовым стержнем (катодный узел электролизера). Без доступа воздуха тигель был помещен в кварцевую реторту, в пробке которой был установлен молибденовый стержень с закрепленной на нем таблеткой спеченного нитрида урана весом 2,77 г (анодный узел). Реторту помещали в электропечь сопротивления с нихромовым нагревателем, расплавляли солевую смесь (ее температура плавления около 350°C), доводили температуру до 500°C и опускали стержень с нитридом урана в солевой расплав, сразу же начав гальваностатический электролиз, поддерживая ток 200 мА постоянным до исчезновения в электролите ионов кадмия. Периодически делали отбор проб электролита для химического анализа на содержание ионов урана и кадмия. Результаты анализа показаны на фиг. 2.

Пример 3.

В описанной выше лабораторной установке провели анодное растворение мононитрида урана. В тигель из оксида бериллия в «сухом боксе» под атмосферой азота загрузили 53,41 г эвтектической смеси (LiCl-KCl), 1,960 г перегнанного дихлорида кадмия (CdCl2) и 43,6 г металлического кадмия с опущенным в него молибденовым стержнем (катодный узел электролизера). Без доступа воздуха тигель был помещен в кварцевую реторту, в пробке которой был установлен молибденовый стержень с закрепленной на нем таблеткой спеченного нитрида урана весом 2,88 г (анодный узел). Реторту помещали в электропечь сопротивления с нихромовым нагревателем, расплавляли солевую смесь (ее температура плавления около 350°C), доводили температуру до 500°C и опускали стержень с нитридом урана в солевой расплав, сразу же начав гальваностатический электролиз, поддерживая ток 300 мА постоянным до исчезновения в электролите ионов кадмия. Периодически делали отбор проб электролита для химического анализа на содержание ионов урана и кадмия. Результаты анализа показаны на фиг. 3.

Пример 4.

В описанной выше лабораторной установке провели гальваностатический электролиз, задавая концентрацию ионов урана (U3+) в электролит анодным растворением мононитрида урана, как было описано в Примерах 2 и 3. В тигель из оксида бериллия в «сухом боксе» под атмосферой азота загрузили 48,01 г эвтектической смеси (LiCl-KCl), 2,01 г перегнанного дихлорида кадмия (CdCl2) и 40,02 г металлического кадмия с опущенным в него молибденовым стержнем (катодный узел электролизера). Без доступа воздуха тигель был помещен в кварцевую реторту, в пробке которой был установлен молибденовый стержень с закрепленными на нем 2-мя таблетками спеченного нитрида урана весом 5,694 г (анодный узел электролизера). Реторту помещали в электропечь сопротивления с нихромовым нагревателем, расплавляли солевую смесь (ее температура плавления около 350°C), доводили температуру до 500°C и опускали стержень с нитридом урана в солевой расплав, сразу же начав гальваностатический электролиз, поддерживая ток 101,5 мА постоянным в течение 3,5 ч и делая отбор проб электролита и жидкометаллического кадмиевого катода для химического анализа. Результаты анализа показаны на фиг.4.

Как можно видеть на фиг. 5, из данных, приведенных в примерах 1-4, следует, что повышение тока электролиза ускоряет процесс введения в электролит ионов урана и удаления ионов переходного металла, тем самым сокращая время начала выделения компонентов ОЯТ на жидком металлическом катоде.

1. Способ переработки нитридного отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах, включающий катодное восстановление ионов урана, отличающийся тем, что способ включает подготовку электролита в аппарате для переработки нитридного отработавшего ядерного топлива, которую проводят в атмосфере инертного газа непрерывным анодным растворением нитридного отработавшего ядерного топлива с их последующим электрохимическим восстановлением на жидком металлическом катоде в расплавленном хлоридном электролите при температуре не выше 500°С.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве катода используют кадмий.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве расплавленного хлоридного электролита используют эвтектическую смесь хлоридов лития и калия, содержащую не более 5 масс. % хлорида 3-d переходного металла.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к пассивной системе фильтрации для зоны загрузки топлива, имеющей бассейн отработанного топлива в ядерном реакторе. Пассивная система фильтрации уменьшает выпуск в атмосферу частиц, таких как радиоактивные частицы, образуемые в случае кипения бассейна отработанного топлива.

Заявленное изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива АЭС.

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

Изобретение относится к способам очистки загрязненного вредными изотопами сырья для использования его в дальнейшем для получении восстановленного урана для ядерного топлива. Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства от вредных изотопов заключается в снижении концентрации изотопов 232U, 234U, 236U путем переработки гексафторида урана загрязненного сырья в двойном каскаде газовых центрифуг. Гексафторид урана загрязненного сырья перерабатывают в двойном каскаде газовых центрифуг, предназначенных для получения низкообогащенного гексафторида 235U из чистого гексафторида урана, подаваемого на основное питание первого каскада, загрязненное сырье подают на дополнительное питание первого каскада. Очищенное сырье отбирают из первого или второго каскада. Изобретение позволяет получить качественное сырье с допустимым содержанием лимитирующих вредных изотопов. 5 з.п. ф-лы, 5 ил., 8 табл., 4 пр.
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для отделения трития на головных операциях процесса переработки облученного ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в одновременном воздействии на топливную композицию окислительно-активных компонентов CO2-содержащей газофазной системы при ограничении концентрации в ней диоксида азота, кислорода, азотной кислоты. Изобретение позволяет снизить отделение цезия с отходящим газовым потоком до уровня менее 0,1% при удалении более 99,8% трития в процессе волоксидации фрагментированного ОЯТ (в оболочке). 6 з.п. ф-лы.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ). Способ растворения волоксидированного ОЯТ включает обработку ОЯТ в гетерогенной системе с участием диоксида азота. Порошкообразный материал (ОЯТ) приводят в контакт с раствором азотной кислоты с концентрацией 0,8-2,5 моль/л, при температуре суспензии 30-60°С и нормальном давлении пропускают через реакционный объем газовый поток, получаемый путем смешения в непрерывном режиме потока кислорода, и потока кислотообразующих оксидов азота, и углекислого газа, генерируемых в результате каталитически активируемого окисления индуктора под воздействием азотной кислоты. Изобретение позволяет снизить содержание циркония и молибдена в продукте растворения ОЯТ. 12 з.п. ф-лы, 2 пр.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и производстве смешанного уран-плутониевого топлива. Способ получения смешанных оксидов урана и плутония включает смешение растворов урана и плутония, находящихся в нестабилизированном валентном состоянии, перевод в полученном растворе мастер-смеси урана в четырехвалентную форму плутония в трехвалентную форму путем восстановления на твердофазном катализаторе, стабилизацию полученного валентного состояния урана и плутония избытком восстановителя и осаждение в слабокислой среде оксалатов четырехвалентного урана и трехвалентного плутония путем одновременного смешения растворов мастер-смеси и гидразин-гидрата с раствором щавелевой кислоты. Изобретение обеспечивает получение смешанных оксидов урана и плутония непосредственно из продуктов экстракционной переработки отработанного ядерного топлива, высокую степень гомогенизации полученных смешанных оксидов и возможность варьирования размеров получаемых зерен. 24 з.п. ф-лы, 2 пр..

Изобретение относится к области переработки отработавшей топливной композиции жидкосолевого реактора. Композиционная смесь для осаждения оксидов делящихся и осколочных нуклидов из расплава эвтектической смеси LiF-NaF-KF без изменения состава эвтектической смеси, содержащая Li2O, NaF, KF при следующем соотношении компонентов, мол. %: Li2O - 30,3, NaF - 15,0, KF - 54,7. Изобретение обеспечивает эффективное осаждение делящихся и осколочных нуклидов из расплава эвтектической смеси фторидов FLiNaK без изменения состава эвтектики. 2 пр.

Изобретение может быть использовано при электрохимической переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реакторов на быстрых нейтронах. Способ характеризуется тем, что в расплавленный электролит на основе эвтектической смеси хлоридов лития и калия после выделения из него актинидов, лантанидов и щелочноземельных металлов добавляют хлорид переходного металла, в качестве которого используют дихлорид кадмия, при этом процесс ведут при температурах не выше 350°С. Изобретение позволяет снизить расход энергии. 7 ил., 2 табл.

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

Наверх