Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства



Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства
Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства

 


Владельцы патента RU 2613157:

Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" (RU)

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 ядерному топливному циклу и может быть использовано при производстве топлива ядерных реакторов, а именно при получении низкообогащенного урана (НОУ) для топлива атомных станций. Более конкретно, изобретение относиться к переработке в процессе производства НОУ загрязненного сырья, например загрязненного природного урана, регенерированного урана или ранее образовавшихся отвалов, загрязненных по тем или иным причинам вредными изотопами урана, с целью очистки таких отвалов от вредных изотопов и расширения сырьевой базы разделительного производства.

Ядерное топливо для АЭС производят путем обогащения гексафторида урана на разделительных каскадах обогатительных заводов. Современные обогатительные заводы используют для обогащения урана каскады газовых центрифуг. Под термином «каскад» здесь и далее авторы подразумевают внешнюю схему построения взаимосвязанных разделительных элементов (одну центрифугу или группу газовых центрифуг, в свою очередь, объединенных в каскадные схемы), в которую подается обрабатываемое сырье (питание) и из которой выводятся получаемые продукты (отбор). Каскады промышленных разделительных заводов имеют различные схемы построения взаимосвязей разделительных элементов в зависимости от решаемых производственных задач, экономической целесообразности и функциональных возможностей используемых разделительных элементов. В качестве питания на каскад может поступать гексафторид, содержащий природный уран с концентрацией 235U 0,711%, или обедненный уран - отвальный продукт разделительного процесса с концентрацией 235U 0,1÷0,4%, или слегка обогащенный (а возможно, и обедненный) уран - регенерат облученного урана, прошедшего переработку и очистку на радиохимическом заводе. Каскады разделительного завода могут иметь несколько точек питания для подачи гексафторида урана с различной концентрацией 235U и несколько точек для отбора продукта с различной степенью обогащения по 235U [Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. Экономика АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1987]. Под термином «концентрация» здесь и далее авторы подразумевают массовую долю того или иного изотопа урана именно в смеси изотопов урана.

Использование обогащенного урана в ядерной энергетике с реакторами на тепловых нейтронах сопровождается непрерывным процессом накопления запасов обедненного урана с содержанием 0,1÷0,5%, которые одновременно являются бедным исходным сырьем (по сравнению с природным ураном) для процесса восстановления природного урана или получения НОУ. Однако часть полученных в различных производственных процессах отвалов или природного сырья может быть загрязнена вредными изотопами 232U, 234U, 236U, что приводит при их использовании к повышению содержания вредных изотопов в получаемом из такого сырья НОУ. Повышение концентрации вредного изотопа 232U приводит к затруднениям при дальнейшем изготовлении ядерного топлива (порошка, таблеток, твэлов) из-за мощного и вредного излучения продуктов его распада. Повышение концентрации вредного изотопа 234U приводит к затруднениям при дальнейшем изготовлении ядерного топлива (порошка, таблеток, твэлов) из-за загрязнения воздуха в рабочем помещении поверхностей рабочего помещения вредными альфа-частицами. Повышение концентрации вредного изотопа 236U приводит к повышению паразитного захвата нейтронов в ядерном реакторе и, в свою очередь, требует повышения концентрации делящегося изотопа 235U, что ухудшает экономические показатели ядерного реактора.

Независимо от способа получения НОУ его технические характеристики по вредным изотопам 232U, 234U, 236U должны соответствовать требованиям стандартной спецификации ASTM С996-10 [Стандартные технические условия на гексафторид урана с обогащением менее 5% по изотопу 235U, ASTM С996-10], что создает дополнительные трудности и затраты при использовании загрязненного сырья в процессе получения ядерного топлива.

Настоящее изобретение относится к способам очистки загрязненного вредными изотопами сырья для использования его в дальнейшем для получения восстановленного природного урана или НОУ для ядерного топлива АЭС.

Известен способ очистки загрязненного сырья, используемый в процессе получения гексафторида низкообогащенного урана из оружейного высокообогащенного урана [патент RU №2225362, C01G 43/06, 2001.06.13], в котором содержание минорных (вредных) изотопов в высокообогащенном уране уменьшают в каскаде газовых центрифуг одновременно с очисткой высокообогащенного урана от химических примесей. Параметры каскада газовых центрифуг, необходимые для уменьшения содержания вредных изотопов в ВОУ, определяют по известным методикам расчетов процессов разделения многокомпонентных изотопных смесей.

Недостатки этого способа, кроме необходимости уменьшения содержания вредных изотопов в ВОУ на отдельном каскаде газовых центрифуг, связаны с необходимостью предотвращения самопроизвольной ядерной реакции гексафторида ВОУ в каскаде газовых центрифуг, а также с концентрированием в отборе этого каскада большого количества радиоактивного изотопа 234U, что требует разработки специальных мер радиационной безопасности и затрудняет дальнейшую переработку и хранение полученного продукта.

Известен способ очистки загрязненного сырья, используемый в процессе для изотопного восстановления регенерированного урана (патент RU №2236053, G21C 19/42, B01D 59/20, 2002.11.04), заключающийся в повышении содержания изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0÷7,0 мас. % при снижении абсолютной и относительной концентрации изотопов 232U, 234U, 236U, в котором используют прямое обогащение сырьевого уранового регенерата в изотопно-разделительном газоцентрифужном каскаде и разбавление гексафторида регенерированного урана гексафторидом урана природного происхождения. При этом сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом 235U до 10,0÷90,0 мас. %, после чего разбавляют ураном природного происхождения до массы, не превышающей массу сырьевого уранового регенерата.

Использование в процессе высоких степеней обогащения накладывает дополнительные трудности на осуществление технологии, а применение разбавления приводит к потерям работы разделения и эффективности процесса.

Известен способ очистки загрязненного сырья, используемый в процессе для изотопного восстановления регенерированного урана (патент RU №2242812, G21C 19/42, B01D 59/20, 2002.12.17), в котором сырьевой урановый регенерат обогащают до ВОУ, повышая содержание изотопа 235U до уровня 21,0÷90,0% в двойном газоцентрифужном каскаде, и снижают концентрацию изотопа 235U разбавителем до уровня 2,0÷7,0%, получая НОУ для топливного материала ядерных реакторов. Наработку разбавителя, например, из гексафторида урана природного происхождения выполняют параллельно в ординарном газоцентрифужном каскаде, подавая на питание гексафторид урана с концентрацией изотопа 235U 0,711% и получая на выходе поток отбора, содержащий 2,0÷5,0% 235U, и поток отвала, содержащий 0,1÷0,3% 235U.

Недостатком способа являются: использование высоких степеней обогащения, дополнительные затраты работы разделения на получение разбавителя с требуемым содержанием 235U и изотопов 232U, 234U, 236U, а также потери при смешении. Кроме того, если концентрации вредных изотопов имеют в регенерате повышенный уровень, то снизить их содержание до требуемого уровня не удается.

Наиболее близким к изобретению является способ очистки загрязненного уранового сырья в газоцентрифужном каскаде (патент RU №2377674, G21C 19/42, C01G 43/06, B01D 59/20, 2008.10.06), в котором очищаемый продукт подается на одно из двух питаний каскада и отбирается со снижением концентрации 232U, 234U, 236U в промежуточном отборе. Для этого на второе питание каскада поступает гексафторид природного урана с содержанием 235U 0,711% и 234U меньше 0,0058% (верхний предел по ASTM С 787-11), из которого в конечном отборе получают товарный продукт низкообогащенного урана Способ характеризуется практическим отсутствием затрат работы разделения на очистку и возможностью повышения концентрации 235U в очищенном продукте до 0,711÷1,5%.

Недостатком способа являются загрязнение гексафторида низкообогащенного урана, получаемого в конечном отборе каскада, и необходимость промежуточного отбора, организация которого на практике связана с большими техническими трудностями, а порой и просто невозможна на действующем газоцентрифужном заводе.

Настоящее изобретение направлено на решение задачи снижения затрат на наработку очищенного сырья с требуемым качеством по содержанию вредных изотопов урана без использования промежуточных отборов каскадов.

Технический результат, достигаемый при осуществлении способа, заключается в получении качественного сырья с допустимым содержанием лимитирующих вредных изотопов и, тем самым, в расширении сырьевой базы разделительных производств при отсутствии затрат работы разделения для его наработки.

Поставленная задача решается благодаря тому, что в способе очистки загрязненного сырья для разделительного производства от вредных изотопов, заключающемся 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, предназначенном для получения низкообогащенного гексафторида 235U из чистого гексафторида урана, подаваемого на основное питание первого каскада, загрязненное сырье подают на дополнительное питание первого каскада, а очищенное сырье отбирают из второго каскада.

Дополнительно, в способе низкообогащенный гексафторид 235U получают в первом каскаде.

Кроме того, в способе низкообогащенный гексафторид 235U получают во втором каскаде.

Кроме того, в способе чистый гексафторид урана подают на дополнительное питание второго каскада.

Дополнительно, в способе питание второго каскада выполняют после десублимации отвала первого каскада.

Кроме того, в способе питание второго каскада выполняют после десублимации отбора первого каскада.

Дополнительно, в способе в качестве чистого гексафторида урана используют гексафторид природного урана.

Кроме того, в способе в качестве чистого гексафторида урана используют гексафторид урана отвала разделительного производства, полученный при обогащении природного урана.

Дополнительно, в способе в качестве чистого гексафторида урана используют гексафторид урана, полученный обогащением отвалов разделительного производства, полученных при обогащении природного урана.

Сущность изобретения поясняется рисунками, на которых:

На фиг. 1 показана схема известного ординарного изотопно-разделительного газоцентрифужном каскада для получения НОУ.

На фиг. 2 показана схема двойного изотопно-разделительного газоцентрифужного каскада для получения НОУ в отборе первого каскада.

На фиг. 3 показана схема двойного изотопно-разделительного газоцентрифужного каскада для получения НОУ в отборе второго каскада.

На фиг. 4 показана схема последовательной работы двойного изотопно-разделительного газоцентрифужного каскада для получения НОУ в отборе первого каскада.

На фиг. 5 показана схема последовательной работы двойного изотопно-разделительного газоцентрифужного каскада для получения НОУ в отборе второго каскада.

В известном способе получения НОУ по схеме, показанной на фиг. 1, в ординарном каскаде 1 на его вход подается поток 2 питания сырья, например, из гексафторида природного урана. На вход каскада может подаваться поток 5 дополнительного питания. В результате взаимодействия соединенных между собой внутри каскада разделительных элементов (в виде центрифуг или групп газовых центрифуг) подаваемый на вход каскада 1 поток питания 2 разделяется на выходе из каскада 1 на более обогащенный нужным изотопом поток отбора 3 и на обедненный нужным изотопом поток отвала 4 гексафторида урана. Полученный из потока 3 в отборе каскада 1, настроенного на обогащение изотопом 235U до заданной концентрации в диапазоне 2÷5%, НОУ десублимируют, затаривают в контейнер 6 и отправляют заказчику для изготовления ядерного топлива. Поток 4 отвала с концентрацией 235U 0,1÷0,3% десублимируют, затаривают в контейнер 7 и направляют на хранение.

В заявленном способе очистки в двойном каскаде по схеме, показанной на фиг. 2, на вход первого каскада 8 подается поток 9 питания, например, в виде переведенного в газовую фазу гексафторида природного урана с концентрацией 235U, равной 0,711%, и поток 10 гексафторида урана загрязненного отвала с концентрацией 235U 0,1÷0,4%. На выходе первого каскада 8 получают два потока: поток 11 отбора НОУ, аналогичный потоку 3 известного каскада 1, и поток 12 промежуточного отвала каскада 8, который подается на вход второго каскада 13. В отборе каскада 13 получают поток 14, очищенный от вредных изотопов урана, и поток отвала 15, аналогичный потоку 4 известного каскада 1. Полученный в потоке 14 очищенный отвал с концентрацией 235U, аналогичной концентрации 235U в потоке 10 питания каскада 8, десублимируют и затаривают в контейнер 16 для последующего использования в качестве очищенного сырья в наработке НОУ и переработке ВОУ. Полученный из потока 11 в основном отборе каскада 8, настроенного на обогащение 235U до заданной концентрации в диапазоне 2÷5%, НОУ десублимируют, затаривают в контейнер 17 и отправляют заказчику для изготовления ядерного топлива. Поток 15 отвала с концентрацией 235U 0,1÷0,3% десублимируют, затаривают в контейнер 18 и направляют на хранение.

В варианте заявленного способе очистки в двойном каскаде по схеме, показанной на фиг. 3, на вход первого каскада 19 подается поток 20 питания, например, в виде переведенного в газовую фазу гексафторида природного урана с концентрацией 235U, равной 0,711%, и поток 21 гексафторида урана загрязненного отвала с концентрацией 235U 0,1÷0,4%. На выходе первого каскада 19 получают два потока: поток 22 отвала, аналогичный потоку 4 известного каскада 1, и поток 23 промежуточного отбора каскада 19, который подается на вход второго каскада 24. На выходе каскада 24 получают поток отвала 25, очищенный от вредных изотопов урана, и поток отбора 26 НОУ, аналогичный потоку 3 известного каскада 1. Полученный в потоке 25 очищенный отвал с концентрацией 235U, аналогичной концентрации 235U в потоке 21 питания каскада 19, десублимируют и затаривают в контейнер 27 для последующего использования в качестве очищенного сырья в наработке НОУ и переработке ВОУ. Полученный из потока 26 в основном отборе каскада 24, настроенного на обогащение 235U до заданной концентрации в диапазоне 2÷5%, НОУ десублимируют, затаривают в контейнер 28 и отправляют заказчику для изготовления ядерного топлива. Поток 22 отвала с концентрацией 235U 0,1÷0,3% десублимируют, затаривают в контейнер 29 и направляют на хранение. При использовании данной схемы на дополнительное питание второго каскада 24 может подаваться поток чистого гексафторида урана (этот поток на фиг. 3 обозначен пунктирной стрелкой).

В варианте осуществления заявленного способе очистки в двойном каскаде по схеме, показанной на фиг. 4, на вход первого каскада 8 подается поток 9 питания, например, в виде переведенного в газовую фазу гексафторида природного урана с концентрацией 235U, равной 0,711%, и поток 10 гексафторида урана загрязненного отвала с концентрацией 235U 0,1÷0,4%. На выходе первого каскада 8 получают два потока: поток 11 отбора НОУ, аналогичный потоку 3 известного каскада 1, и поток 12 промежуточного (межкаскадного) отвала каскада 8. Полученный из потока 11 в основном отборе каскада 8, настроенного на обогащение 235U до заданной концентрации в диапазоне 2÷5%, НОУ десублимируют, затаривают в контейнер 17 и отправляют заказчику для изготовления ядерного топлива. Поток промежуточного (межкаскадного) отвала 12 десублимируют и затаривают в контейнер 30. После завершения работы первого каскада 8 из него формируют второй каскад 13 с соответствующими параметрами. Затем контейнер 30 подключают к входу второго каскада 13 и в виде потока 31 из переведенного в газовую фазу гексафторида урана промежуточного отвала, ранее полученного в первом каскаде 8, подают в каскад 13. В отборе каскада 13 получают поток 14, очищенный от вредных изотопов урана, и поток отвала 15, аналогичный потоку 4 известного каскада 1. Полученный в потоке 14 очищенный отвал с концентрацией 235U, аналогичной концентрации 235U в потоке 10 питания каскада 8, десублимируют и затаривают в контейнер 16 для последующего использования в качестве очищенного сырья в наработке НОУ и переработке ВОУ. Поток 15 отвала с концентрацией 235U 0,1÷0,3% десублимируют, затаривают в контейнер 18 и направляют на хранение. В этом варианте реализации способа осуществляется последовательная работа двойного каскада: на первом этапе полностью выполняется работа разделения первого каскада 8; затем первый каскад 8 перестраивается во второй каскад 13; на втором этапе разделительной работы завершается доработка продуктов на каскаде 13.

В варианте заявленного способе очистки в двойном каскаде по схеме, показанной на фиг. 5, на вход первого каскада 19 подается поток 20 питания, например, в виде переведенного в газовую фазу гексафторида природного урана с концентрацией 235U, равной 0,711%, и поток 21 гексафторида урана загрязненного отвала с концентрацией 235U 0,1÷0,4%. На выходе первого каскада 19 получают два потока: поток 22 отвала, аналогичный потоку 4 известного каскада 1, и поток 23 промежуточного отбора каскада 19. Поток 22 отвала с концентрацией 235U 0,1÷0,3% десублимируют, затаривают в контейнер 29 и направляют на хранение. Поток промежуточного (межкаскадного) отбора 23 десублимируют и затаривают в контейнер 32. После завершения работы первого каскада 19 из него формируют второй каскад 24 с соответствующими параметрами. Затем контейнер 31 подключают к входу второго каскада 24 и в виде потока 33 из переведенного в газовую фазу гексафторида урана промежуточного отбора, ранее полученного в первом каскаде 19, подают в каскад 24. На выходе каскада 24 получают поток 25 отвала, очищенный от вредных изотопов урана, и поток отбора 26 НОУ, аналогичный потоку 3 известного каскада 1. Полученный в потоке 25 очищенный отвал с концентрацией 235U, аналогичной концентрации 235U в потоке 21 питания каскада 19, десублимируют и затаривают в контейнер 27 для последующего использования в качестве очищенного сырья в наработке НОУ и переработке ВОУ. Полученный из потока 26 в основном отборе каскада 24, настроенного на обогащение 235U до заданной концентрации в диапазоне 2÷5%, НОУ десублимируют, затаривают в контейнер 28 и отправляют заказчику для изготовления ядерного топлива. В этом варианте реализации способа осуществляется последовательная работа двойного каскада: на первом этапе полностью выполняется работа разделения первого каскада 19; затем первый каскад 19 перестраивается во второй каскад 24; на втором этапе разделительной работы завершается доработка продуктов на каскаде 24. При использовании данной схемы на дополнительное питание второго каскада 24 может подаваться поток чистого гексафторида урана в виде потока 34.

Осуществимость заявленного способа очистки загрязненного отвала разделительного производства от вредных изотопов и достигаемый при осуществлении заявленного способа технический результат подтверждаются нижеприведенными примерами.

Пример 1. Наработка НОУ с концентрацией 235U 3,6% в известном способе по схеме, показанной на фиг. 1.

В качестве примера «плановой» наработки НОУ выберем режим с подачей природного сырья (поток 2) в виде 100 т гексафторида урана с концентрацией 235U, равной 0,711%, в ординарный каскад 1 (табл. 1). Содержание 234U в природном сырье принято по верхнему пределу ASTM. Отборная концентрация 235U (поток 3) задана 3,6%, отвала (поток 4) - 0,1%. Дополнительное питание (поток 5) отсутствует.

Полученный отбор НОУ с концентрацией 235U 3,6% характеризуется типичным «запасом» по нормам ASTM для 234U - 0,032% по сравнению с 0,036%.

Пример 2. Очистка загрязненного отвала от U-234 и U-236 по схеме, показанной на фиг. 2.

В табл. 2 и 3 даны параметры схемы очистки, показанной на фиг. 2, рассчитанной из условия обеспечения «плановой» наработки НОУ (поток 17) и очистки 20 т отвального загрязненного гексафторида урана (поток 10) с содержанием 235U 0,38%. Концентрация 234U в нем принята равной типичному значению - 0,00196%, а концентрация 236U взята по верхнему пределу - 0,0075%.

Содержание 234U в очищенном сырье получилось заметно меньше, чем в исходном загрязненном сырье - 0,00149% по сравнению с 0,00196%. То же касается и концентрации 236U - 0,00173% вместо 0,0075%. По сравнению с базовым вариантом в НОУ концентрация 234U несколько увеличилась - с 0,0321 до 0,0325%, и появился 236U. Однако его содержание допустимо и на порядок меньше, чем по ASTM - 0,003% по сравнению с 0,025%.

Таким образом, очистка загрязненного сырья для разделительного производства в приведенном примере 2 по заявленному способу выполнена без затраты работы разделения и осуществлена в процессе плановой наработки НОУ.

Пример 3. Очистка загрязненного сырья от U-234 и U-236 по схеме на фиг. 3.

В табл. 4 и 5 приведены результаты расчета схемы очистки, показанной на фиг. 3 при таких же исходных данных, как в рассмотренной схеме, показанной на фиг. 2 (табл. 2, 3). При одинаковых суммарных затратах работы разделения концентрации 234U и 236U в очищенном отвале с 235U 0,38% получились несколько ниже, чем в схеме, показанной на фиг. 2. Это объясняется большим проникновением 234U и 236U в НОУ и отвал.

Улучшение качества очистки по 236U в сравнении со схемой на фиг. 2 позволяет производить из очищенного отвала не только НОУ, но и качественный разбавитель для ВОУ.

Таким образом, очистка загрязненного сырья для разделительного производства в приведенном примере 3 по заявленному способу выполнена без затраты работы разделения и осуществлена в процессе плановой наработки НОУ.

Для вариантов осуществления способа в схемах каскадов, показанных на фиг. 4 и фиг. 5, действительны приведенные выше примеры реализации способа. Дополнительные затраты в этих вариантах возникнут только на перестройку одного каскада из первого каскада во второй каскад. При соответствующей схеме одного каскада затраты на его перестройку незначительны по сравнению с выигрышем в работе разделения на очистку сырья.

Пример 4. Очистка загрязненных отвалов от U-234 по схеме на фиг. 5.

Очистку отвалов можно проводить при совмещении с различными «плановыми» режимами наработки НОУ, например, с концентрацией 235U 3,6%. В таблице 6 приведены параметры такой наработки НОУ, выбранной в качестве варианта примера для совмещения с очисткой отвала. «Плановый» режим характеризуется получением НОУ по схеме, показанной на фиг. 1, из природного сырья (поток 2) 100 т UF6 с 0,711% 235U. Содержание 234U в природном сырье принято по верхнему пределу ASTM. Отборная концентрация 235U задана 3,6% (поток 3), отвала - 0,2% (поток 4). Дополнительное питание (поток 5) отсутствует.

Полученный отбор НОУ с концентрацией 235U 3,6% характеризуется типичным «запасом» по нормам ASTM для 234U - 0,03436% по сравнению с 0,036%.

В табл. 7 и 8 показаны параметры двух каскадов 19 и 24 по схеме, показанной на фиг. 5, рассчитанных из условия обеспечения той же самой «плановой» наработки НОУ и одновременной очистки 48,638 т отвального гексафторида урана с содержанием 235U 0,32%.

Эффективная работа разделения каскадов 19 и 24 соответствуют «плановой» наработке НОУ - 57,290 тыс. ЕРР. В результате очистки содержание 234U в отвале 0,32% 235U снижается до 0,001384% (в исходном отвале 0,00148%). Это происходит за счет небольшого увеличения 234U в НОУ - 0,03440% (вместо 0,03436% при отдельной наработке НОУ в каскаде 1) и его возрастания в отвале - 0,000791% (вместо 0,000749% в каскаде 1).

Применение рассмотренных схем очистки имеет высокую эффективность. С их помощью можно расширить сырьевую базу гексафторида урана:

- за счет очистки загрязненных отвалов по 236U, и сократить затраты работы разделения на наработку разбавителя для ВОУ;

- за счет улучшения качества отвалов по 234U. Кроме того, можно производить очистку грязного природного сырья, в котором содержание 234U превышает нормы ASTM.

Понятно, что изобретение не ограничивается приведенными примерами. Возможны и другие варианты примеров в пределах объема предложенной формулы изобретения.

1. Способ очистки загрязненного сырья для разделительного производства от вредных изотопов, заключающийся в снижении концентрации изотопов 232U, 234U, 236U путем переработки гексафторида урана загрязненного сырья в двойном каскаде газовых центрифуг, отличающийся тем, что 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, а очищенное сырье отбирают из первого или второго каскада.

2. Способ очистки по п. 1, отличающийся тем, что чистый гексафторид урана подают на дополнительное питание второго каскада.

3. Способ очистки по п. 1, отличающийся тем, что питание второго каскада выполняют после десублимации отвала или отбора первого каскада.

4. Способ очистки по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что в качестве чистого гексафторида урана используют гексафторид природного урана.

5. Способ очистки по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что в качестве чистого гексафторида урана используют гексафторид урана отвала разделительного производства, полученный при обогащении природного урана.

6. Способ очистки по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что в качестве чистого гексафторида урана используют гексафторид урана, полученный обогащением отвалов разделительного производства, полученных при обогащении природного урана.



 

Похожие патенты:
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.

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.

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 атомной промышленности и химической технологии неорганических веществ и может быть использовано для получения тетрафторида урана сухим методом в производстве гексафторида урана или металлического урана.

Изобретение относится к области разработки технологии конверсии обедненного гексафторида урана с получением тетрафторида урана и, далее, металлического урана для военных целей или оксидов урана для длительного хранения или использования в быстрых реакторах, а также безводного HF.

Изобретение относится к переработке гексафторида урана (ГФУ) и может быть использовано для извлечения гексафторида урана из баллонов различной вместимости. Способ испарения гексафторида урана из баллона, включающий нагрев баллона двухсекционным индуктором, подачу азота в баллон в импульсном режиме.

Изобретение относится к ядерной технике и химической промышленности и может быть использовано для очистки и восстановления металлических поверхностей установок, предназначенных для разделения изотопов урана.

Изобретение относится к технологии урана, применительно к эксплуатации производств по разделению изотопов урана, и может быть использовано для очистки различных металлических поверхностей, работающих в среде гексафторида урана, от нелетучих отложений урана.

Изобретение относится к неорганической химии урана, в частности к технологии получения тетрафторида урана. Способ получения тетрафторида урана заключается в осаждении его из растворов, содержащих хлоридно-фторидный комплекс U+4, фтористоводородной кислотой, при температуре процесса 70-80°C, при этом используют фтористоводородную кислоту, содержащую четырехвалентный уран в количестве, не превышающем его растворимость.

Группа изобретений относится к области металлургии, а именно к способу получению порошка диоксида урана методом пирогидролиза и к установке для его осуществления.
Изобретение относится к области экологии и направлено на предупреждение возможности загрязнения окружающей среды и отравления населения радиоактивными веществами.

Изобретение может быть использовано при получении чистых солей и окислов из гексафторида урана (ГФУ). Аппарат для гидролиза гексафторида урана содержит корпус, в верхней части которого установлены средства для подачи гексафторида урана и орошающего раствора.
Изобретение относится к технологии получения соединений урана и, в частности к очистке тетрафторида урана от соединений углерода, фосфора, азота и других примесей.

Изобретение относится к технологии разделения изотопов урана методом газового центрифугирования. Способ частичной экстренной эвакуации гексафторида урана из технологической секции каскада по разделению изотопов урана заключается в том, что осуществляют экстренную эвакуацию части газа из технологической секции по трубопроводу легкой фракции, при этом во время эксплуатации технологических секций каскада по разделению изотопов урана ручные клапаны на трубопроводах легкой фракции постоянно открыты, а ручные клапаны на трубопроводе тяжелой фракции и трубопроводе питания постоянно закрыты, а исполнительный элемент автоматически открывается при возникновении экстренной ситуации для удаления легких примесей и продуктов разрушения вместе с потоком гексафторида урана в дополнительную установку.
Наверх