СПОСОБ ИЗОТОПНОГО ВОССТАНОВЛЕНИЯ РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА Российский патент 2004 года по МПК G21C19/42 B01D59/20 

Описание патента на изобретение RU2242812C2

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.

Регенерированный из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) уран является ценным источником для повторного использования в легководных реакторах (LWR), поскольку содержит делящийся изотоп 235U в количестве, не меньшем, чем природный уран (табл. 1), и позволяет экономить последний. С этой целью регенерированный уран должен быть обогащен изотопом 235U до содержания 2,0-5,0 мас.%, причем масса полученного топливного материала не должна превышать загрузку активной зоны LWR, откуда выгружено ОЯТ с сырьевым урановым регенератом.

Однако сырьевой урановый регенерат отличается от природного урана. Во-первых, он содержит остаточное количество радионуклидов, образовавшихся в результате ядерных превращений: трансурановые элементы (нептуний, плутоний), продукты деления (рутений-106, церий-144, сурьма-125 и др.), технеций-99. Временная выдержка, повторная радиохимическая очистка и конверсия регенерированного урана в гексафторид позволяют понизить содержание этих радионуклидов до незначимого уровня. Во-вторых, имеются существенные различия в изотопных составах. В сырьевом урановом регенерате помимо разницы в содержании 235U присутствуют в значительных количествах вредные изотопы 232U, 234U и 236U (см. табл. 1), которые не отделяются в процессе химической переработки и с повышенным содержанием которых связаны основные трудности в использовании регенерированного урана для производства реакторного топлива.

С ростом содержания изотопа 234U связано ухудшение радиационной обстановки по внутреннему облучению персонала. Изотоп 232U с дочерними элементами формирует основную дозовую нагрузку внешнего облучения персонала на всех этапах переработки регенерированного урана и изготовлении топлива. Изотоп 236U является поглотителем нейтронов и ухудшает показатели реакторного топлива. Присутствие этого изотопа требует затрат на дообогащение регенерированного урана изотопом 235U на 0,2-0,6 (в среднем 0,28) долей от содержания 236U.

Содержание вредных изотопов урана зависит от схемы рециклирования, числа циклов использования регенерированного урана и других параметров.

Здесь авторы обращают внимание экспертизы на следующее:

1) в тексте под термином "содержание" или "концентрация" авторы понимают массовое содержание (концентрацию) конкретного изотопа урана только в смеси изотопов урана. Эти термины не относятся к химической форме нахождения урана,

2) под терминами "ядерное (реакторное) топливо", "топливный материал" понимается в зависимости от контекста либо гексафторид смеси изотопов урана, либо продукты (порошки диоксида урана, таблетки, твэлы, ТВС), которые могут быть получены в дальнейшем из указанного выше гексафторида.

Как известно, обогащение сырьевых урановых регенератов изотопом 235U может производиться двумя методами: либо добавлением этого изотопа урана более высокого обогащения (например, 10-20%-ным), или дообогащением, либо обогащением 235U до более высокого содержания на изотопно-разделительных урановых заводах, или прямым обогащением.

Известно опытное использование регенерированного урана в рецикле LWR прямым обогащением сырьевых урановых регенератов до 3,0-4,0% газовой диффузией (Райс Т.Г. Изготовление оксидного топлива из регенерированного урана на действующих заводах -Атомная техника за рубежом 1994, №12, с. 19) (аналог). Способ ведет к концентрированию вредных изотопов в обогащенном регенерированном уране и, соответственно, существенному возрастанию их негативного воздействия. По этой причине вводят ограничения на исходную максимальную концентрацию вредных изотопов в гексафториде урана, направляемом на разделение изотопов. Стандартом США ASTM С 787-90 предусмотрены, например, следующие значения:

232U 5·10-7%; 234U 4,8·10-2%; 236U 8,4·10-1%.

Оценка составляющих внешней дозы облучения при изготовлении топлива для LWR из регенерированного урана после прямого обогащения показала (Райс Т.Г. Изготовление оксидного топлива из регенерированного урана на действующих заводах. -Атомная техника за рубежом, 1994, №12, с.21), что 75% эффективной дозы облучения персонал получает во время операций с контейнерами, содержащими обогащенный регенерированный уран (в виде гексафторида, оксидов и т.п.), и для снижения мощности дозы необходимы ограничение доступа к контейнерам, установка радиационных экранов и т.п.

С другой стороны, из расчетов выгорания делящегося изотопа 235U и накопления вредных изотопов при облучении топлива в активной зоне LWR типа ВВЭР следует, что при таком восстановлении регенерированный уран из-за абсолютного накопления 236U (5-6%) деградирует как реакторное топливо уже к третьему циклу использования, а относительное содержание 232U уже после второго цикла превысит допустимый уровень. Это является одной из причин, по которой регенерированный уран пока не рециклируется в промышленном масштабе, а складируется и рассматривается как национальный резерв (Ле Бастер Ж. Рециклирование и приготовление смешанного оксидного топлива: Достижения Франции и Бельгии. - Атомная техника за рубежом, 1995, №11, с.7).

Известно изотопное дообогащение сырьевого уранового регенерата из отработавшего топлива ВВЭР путем смешения со средне- и высокообогащенным регенерированным ураном (СОУ, ВОУ), полученным от переработки ОЯТ военно-морских реакторов и другого ОЯТ высокого обогащения (Поляков А.С. и др. Состояние и перспектива технологии переработки отработавшего топлива. - Атомная энергия, т. 89, вып. 4, с.286, рис. 1) (аналог). Способ не требует обогащения сырьевого уранового регенерата на изотопно-разделительных урановых заводах.

Способ экономически оправдан для сырьевых урановых регенератов с содержанием изотопа 235U более 1% и при обогащении их до 2,2-2,6%. При других условиях масса топливного материала превышает массу сырьевого уранового регенерата. Кроме того, поскольку регенераты СОУ и ВОУ также содержат вредные изотопы, то дообогащение не приводит к очистке регенерированного урана от радиационно-опасных нуклидов и их содержание увеличивается. Уже после двукратного рециклирования необходима разработка специальных мер радиационной защиты на всех переделах обращения с регенерированным ураном (Сравнительный анализ радиационной обстановки при изготовлении ядерного топлива из регенерированного урана// Препр./ВНИИ неорган, материал. - 1997, №1, с. 1-21 (Реферативный журн.: Технология неорганических веществ и продуктов, 1998, №17, с. 22, Реферат 17Л273)).

Существенный недостаток аналога - ограниченные количества СОУ и ВОУ, а также сырьевого уранового регенерата с содержанием изотопа 235U более 1%, извлекаемые из ОЯТ. Вовлечение же в смешение ВОУ оружейного качества делает этот способ экономически нерентабельным по причине значительной потери работы разделения (основной составляющей затрат в стоимостном выражении на приготовление реакторного топлива для LWR (Синев И.М., Батуров Б.Б. Экономика атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива. - М.: Энергоатомиздат, 1984, с.379), содержащейся в оружейном ВОУ.

Высокообогащенный уран (ВОУ) представляет собой уран с обогащением по 235U выше 20%; среднеобогащенный уран (СОУ) от 5 до 20%; низкообогащенный уран (НОУ) от 1,5 до 5%; сырьевой уран природного происхождения 0,711%; обедненный уран менее 0,711%.

Предложен способ восстановления пригодности регенерированного урана для повторного использования в реакторах LWR (патент №2113022 Россия, МПК 6 G 21 С 19/42) (аналог), заключающийся в одновременном снижении концентраций изотопов 232U, 234U и 236U относительно 235U путем смешения в жидкой и/или газовой фазах трех компонентов: первого - гексафторид сырьевого уранового регенерата; второго - гексафторид урана природного происхождения с концентрацией изотопа 235U от 0,15 до 0,7115% и третьего - гексафторид обогащенного урана природного происхождения, содержащий 3,6-100% 235U. Последовательное добавление и смешение компонентов продолжаются до приведения содержания изотопов урана в экономически целесообразный (приемлемый) диапазон концентраций (патент №2110855 Россия, МПК 6 G 21 С 19/42), маc.%: 235U 1-10; 232U 4,9·10-7 - 3,8·10-9; 234U 1,7·10-1-7,3·10-3; 236U 8,0·10-1–6,4·10-3; 238U и другие примеси - остальное. Относительное отклонение содержания от номинальных значений от -35 до +35%. Смешению подвергают уран в форме гексафторида. Смешение в жидкой и/или газовой фазах обеспечивает максимально возможную гомогенность ядерного топлива, которое будет изготовлено из этого гексафторида.

Способ-аналог позволяет снизить содержание вредных изотопов в регенерированном уране практически до любого уровня, однако стоимость такого реакторного топлива и расход природных восстановителей будут пропорционально возрастать. Кроме того, масса топливного материала превышает массу сырьевого уранового регенерата.

Наиболее близким по технической сущности является предложенный способ изотопного восстановления регенерированного урана, позволяющий стабилизировать содержание изотопов 232U и 236U в реакторном топливе и заключающийся в разбавлении сырьевого уранового регенерата ураном природного происхождения перед операцией прямого изотопного обогащения в ординарном изотопно-разделительном каскаде (ординарный каскад - каскад с одним потоком питания) (Лебедев В.М. Топливо для АЭС. Производство и экономика. - Обнинск: ГЦИПК, 1996, с. 28). Необходимая масса природного разбавителя составляет не менее 8-10 частей на 1 часть регенерированного урана при требуемом обогащении по изотопу 235U до 5-7%. При таком разбавлении сырьевого уранового регенерата отношение концентраций 235U к 232U в обогащенном товаре не превышает (1,0-2,5)·10-7, абсолютное содержание изотопа 236U не выше 1,2-1,3%. Этот способ выбран в качестве прототипа.

Хотя обогащение урана в прототипе предлагается осуществлять методами газовой диффузии или газового ценрифугирования, обогащение урана экономически эффективнее осуществлять в каскадах из газовых центрифуг. Мощность эффективной дозы при газоцентрифужном (газоцентробежном) обогащении также значительно меньше, поскольку в отличие от газодиффузионного обогащения здесь отсутствуют операции по ремонту разделительного оборудования, а само изотопное разделение внутри роторов центрифуг ведется с малым газонаполнением. Ресурс непрерывной работы промышленных газовых центрифуг к настоящему времени превышает 15 лет. Кроме того, газоцентрифужная технология обогащения позволяет направлять на обогащение урановые регенераты с содержанием изотопа 235U ниже 0,85-0,95% и формировать различные схемы построения изотопно-разделительных каскадов.

Недостатками способа-прототипа является то, что, во-первых, для обогащения разбавленного сырьевого уранового регенерата на изотопно-разделительном урановом заводе приходится выделять в 8-10 раз большие разделительные мощности, чем в случае обогащения только регенерированного урана. Во-вторых, с каждым новым циклом (многократным использованием в LWR одной и той же выгоревшей смеси изотопов урана) к сырьевому урановому регенерату приходится подмешивать все большее количество урана природного происхождения с целью введения концентраций 232U, 234U и 236U в требования спецификации. Для обогащения увеличивающейся массы разбавленного регенерированного урана через 2-3 цикла не будет хватать имеющихся разделительных мощностей урановых заводов. В-третьих, разбавление сопровождается значительной потерей работы разделения, содержащейся в регенерированном уране, поскольку исходное содержание 235U в сырьевом урановом регенерате на 70% больше, чем в природном разбавителе. В-четвертых, в способе-прототипе отсутствует возможность регулирования содержания вредных изотопов при обогащении, их концентрация только повышается.

Настоящее изобретение направлено на решение следующих задач:

- достижение требуемого обогащения регенерированного урана изотопом 235U при низком (заданном) содержании вредных изотопов;

- повышение качества восстановления регенерированного урана за счет абсолютного и относительного регулируемого снижения содержания вредных изотопов;

- минимизация разделительных мощностей, предназначенных для изотопного обогащения регенерированного урана;

- оптимизация массы регенерированного урана, направляемой на приготовление реакторного топлива.

Указанные выше задачи достигаются техническим решением, сущность которого состоит в том, что в способе изотопного восстановления регенерированного урана в топливном цикле, заключающемся в повышении содержания изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0-7,0% при снижении абсолютной и относительной концентрации изотопов 232U, 234U и 236U, включающем прямое обогащение гексафторида сырьевого уранового регенерата в газоцентрифужном изотопно-разделительном каскаде, сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом 235U до содержания 21,0-90,0% в двойном каскаде при отборе восстановленного топливного материала через поток отвала второго ординарного каскада.

При этом содержание изотопа 235U в потоке отвала второго ординарного каскада составляет 2,0-36,0%. Обогащение в первом ординарном каскаде ведут до содержания изотопа 235U 3,5-10,0% или 21,0-36,0%.

Кроме того, поток отвала второго ординарного каскада разбавляют гексафторидом урана природного происхождения до массы, не превышающей массу гексафторида сырьевого уранового регенерата. При этом разбавление ведут ураном с содержанием изотопа 235U 0,1-5,0%. Разбавление ведут при идентичных (близких или равных) содержаниях изотопа 235U в регенерированном уране и уране природного происхождения.

Основной отличительной особенностью способа является обогащение сырьевого уранового регенерата изотопом 235U до содержания 21,0-90,0% в двойном каскаде при отборе восстановленного топливного материала с содержанием изотопа 235U не более 50,0% через поток отвала второго ординарного каскада (двойной каскад представляет собой систему из двух ординарных каскадов, в котором отбор продукта первого по отношению к внешнему питанию каскада служит питанием второго каскада). При таких величинах обогащения в отборе и отвале второй ординарный каскада исполняет функции очистительного по изотопам 232U и 234U каскада по отношению к внешнему питанию. В потоке отвала второго ординарного каскада получают обогащенный регенерированный уран с требуемой или экономически целесообразной (приемлемой) относительными концентрациями 232U и 234U. Оптимальная концентрация 235U в потоке отвала второго ординарного каскада определяется ценой работы разделения и находится в интервале 2,0-36,0%.

При обогащении в двойном каскаде до 21,0-90,0% возможны два оптимальных варианта обогащения сырьевого уранового регенерата в первом ординарном каскаде - до 3,5-10,0% или 21,0-36,0% по 235U. При таком обогащении в первом ординарном каскаде происходит очистка сырьевого уранового регенерата от изотопа 236U, который уходит в отвал каскада совместно с изотопом 238U: в первом варианте в 1,3-1,5 раза, во втором варианте - в 1,5-2 раза. То есть первый ординарный каскад выполняет функции очистительного каскада с регулируемым коэффициентом очистки по изотопу 236U по отношению к внешнему питанию.

При обогащении в потоке отвала второго ординарного каскада выше 7,0% обогащенный регенерированный уран разбавляют ураном природного происхождения до массы, не превышающей массу гексафторида сырьевого уранового регенерата. Разбавлением дополнительно снижают относительное содержание вредных изотопов в восстановленном топливном материале. В зависимости от величины обогащения регенерированного урана и требуемой кратности разбавления для разбавления используют низкообогащенный уран с 0,711-5,0% 235U, сырьевой природный уран или отвальный уран с 235U менее 0,711% (0,1-0,3%), имея в виду также отличающийся изотопный состав природного разбавителя в этих случаях. Использование сырьевого природного урана экономит работу разделения на приготовление природного разбавителя. Использованием отвального урана достигается дополнительная экономия сырьевого природного урана. Выбор того или иного природного разбавителя осуществляется исходя из требований заказчика на изотопный состав восстановленного регенерированного урана, ценами работы разделения и сырьевого природного урана.

Разбавление низкообогащенного регенерированного урана низкообогащенным ураном природного происхождения ведут при идентичном (близком или равном) содержании изотопа 235U из-за требований минимизации потери работы разделения, которая достигается таким смешением.

Раздельное обогащение сырьевого уранового регенерата и урана природного происхождения позволяет выделить в составе изотопно-разделительного уранового завода относительно небольшой двойной газоцентрифужный каскад для обогащения регенерированного урана, а все остальные мощности завода по-прежнему использовать в штатном режиме обогащения природного урана. Затаривание (десублимация) обогащенного регенерированного урана в транспортный контейнер совмещается с операцией разбавления ураном природного происхождения, что минимизирует мощность эффективной дозы при последующем обращении с контейнерами. Естественно, что в этом случае разбавление происходит смешением гексафторида регенерированного урана с гексафторидом урана природного происхождения.

На фиг.1-3 приведены согласно предложенному способу варианты блок-схем двойного изотопно-разделительного газоцентрифужного каскада 1-2 для обогащения сырьевого уранового регенерата и ординарного каскада 3 для обогащения природного разбавителя в соответствии с общепринятым их обозначением (см.: Синев И.М., Батуров Б.Б. Экономика атомной энергетики: Основы технологии и экономики ядерного топлива. - М.: Энергоатомиздат, 1984, с.204, рис. 8.1, с.262-264, рис. 9.5-9.6). На блок-схемах указаны направления потоков 4, 5 питания, потоков 6, 7 и 8 отбора обогащенной no 235U (отбор) и потоков 9, 10 и 11 отвода обедненной (отвал) по изотопу 235U фракций.

Кроме того, на фиг.1-3 показаны места установки расходных шайб 12 и 13 для регулируемого смешения потоков обогащенного регенерированного урана и природного разбавителя, а также контейнеры 14, 15, 16 и 17, предназначенные для затаривания гексафторида урана.

Сырьевой урановый регенерат поступает на урановый завод в виде оксидов. На урановом заводе по радиохимической технологии проводится дополнительная очистка от продуктов деления, после чего регенерированный уран конвертируют в форму гексафторида. Контейнеры с гексафторидом урана транспортируются на установку газоцентрифужного разделения изотопов.

Для подачи в двойной каскад 1-2 гексафторид регенерированного урана переводят в газовую фазу (газифицируют) нагревом исходных контейнеров выше 323К, после чего направляют в коллектор питания в виде потока 4. На выходе ординарного каскада 1 получают поток 6 отбора в виде гексафторида НОУ-СОУ с 3,5-10,0% 235U (см. фиг.1 и 2), или СОУ-ВОУ с 21,0-51,0% (преимущественно, 21,0-36,0%) 235U (см. фиг.3), и поток 9 отвала, содержащий изотоп 238U с 0,1-0,3% 235U и различным (заданным) содержанием 236U.

Поток 6 отбора направляют на питание ординарного каскада 2 с получением на выходе потока 7 отбора, содержащего до 21,0-90,0% 235U, в котором сконцентрированы легкие изотопы 232U и 234U, а также потока 10 отвала с 2,0-36,0% 235U, очищенного от 232U и 234U.

Параллельно на урановом заводе по штатной схеме ведут наработку природного разбавителя. Гексафторид урана природного происхождения обогащают в ординарном каскаде 3 при потоке 5 питания с 0,711% 235U. На выходе каскада получают поток 8 отбора, содержащий 2,0-5,0% 235U, и поток 11 отвала с 0,1-0,3% 235U.

В варианте схемы фиг.1 поток 10 отвала от каскада 2 десублимацией при 233-253К затаривают в транспортный контейнер 14 для отправки заказчику как восстановленный топливный материал. В вариантах схем фиг.2 и 3 поток 10 отвала от каскада 2 предварительно разбавляют потоком 8 отбора от каскада 3. На схеме фиг.2 разбавление обогащенного регенерированного урана обогащенным ураном природного происхождения ведут при идентичности (равенстве или близости) концентраций 235U в потоках 10 и 8 отбора. На фиг.3 также показаны варианты использования в качестве природного разбавителя потока 5 питания или потока 11 отвала от каскада 3. Кратность разбавления поддерживают расходными шайбами 12 и 13. После разбавления гексафторид урана затаривают в транспортный контейнер 14. В результате получают восстановленный топливный материал для LWR.

Отвалы 9 и 11 от каскадов 1 и 3 в контейнеры, соответственно, 15 и 17 затаривают аналогичным образом, после чего направляют на временное хранение до возникновения потребности в изотопе 238U.

Гексафторид урана с изотопной смесью потока 7, в которой сконцентрированы изотопы 232U и 234U, затаривают в контейнер 16 и направляют на долговременное хранение до спада гамма-активности.

Из-за микроколебаний давления гексафторида урана при разбавлении согласно схеме фиг.2 расход потока газов в процессе смешения может незначительно меняться. Поэтому для получения одинаковой концентрации 235U в объеме содержимое контейнера 14 переводят в жидкофазное состояние нагревом в автоклаве 18 до температуры выше 337,17К (до 353К при давлении в контейнере 238-243 кПа). Перемешивание плавящегося гексафторида урана приводит к выравниванию изотопного состава. Данное требование иногда предъявляют заказчики к восстановлению топливного материала.

Конкретные примеры изотопного восстановления регенерированного урана приведены в таблицах 2-5. Здесь и далее в таблицах: R - количество работы разделения, затраченное на обогащение урана изотопом 235U, в единицах тыс. ЕРР; хвосты - содержание 235U в потоках отвала каскадов.

Восстановительное обогащение гексафторида сырьевого уранового регенерата (RepU) в количестве 100 т по урану с 0,95% 235U проводили в двойном изотопно-разделительном газоцентрифужном каскаде при обогащении по 235U в первом ординарном каскаде до 5,0% (см. табл. 2), до 10,0% (см. табл. 3), до 21,0% (см. табл. 4) и 36,0% (см. табл. 5). Обогащение во втором ординарном каскаде, массовые потоки отбора и отвала организовывали таким образом, чтобы содержание изотопа 232U в потоке отбора составляло 1,00·10-3 %, а в потоке отвала - соответствовало концентрации сырьевого уранового регенерата.

Гексафторид урана потока отвала второго ординарного каскада в первом случае использовали непосредственно как восстановленный топливный материал. В остальных случаях дополнительно разбавляли гексафторидом урана природного происхождения, соответственно, обогащением 2,7%, сырьевым гексафторидом урана, а также отвальным с 0,3% 235U. Кратность разбавления и полученная масса восстановленного топливного материала указана в таблицах.

Во всех случаях восстановленный топливный материал соответствовал требованиям спецификации (заказчика) и содержал изотопы 232U, 234U и 236U в относительных (к делящемуся изотопу 235U) или абсолютных величинах меньше, чем сырьевой урановый регенерат. При разбавлении ураном природного происхождения другого обогащения возможны иные, в принципе любые, концентрации вредных изотопов.

Масса гексафторида урана, сконцентрировавшая 80-90 мас.% высокофонового 232U, во всех вариантах изотопного восстановления составила 14-16 кг и не представляет особых проблем при долговременном хранении.

Оптимальный вариант изотопного восстановления выбирают исходя из изотопного состава сырьевого уранового регенерата, требований заказчика, а также из соотношения цен на сырьевой природный уран и работу разделения.

Предложенный способ пригоден для изотопного восстановления регенерированного урана при многократном рециклировании ОЯТ и для получения топливного материала с предельно низким содержанием вредных изотопов.

Во всех рассмотренных вариантах абсолютная потребность природного разбавителя для восстановления 100 т регенерированного урана оказалась значительно меньше, чем в прототипе.

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

Предлагаемый способ изотопного восстановления регенерированного урана может быть организован на действующих изотопно-разделительных урановых заводах и обеспечивает на выходе завода при минимизации разделительных мощностей и отсутствии или минимальном потреблении природного уранового разбавителя получение топливного материала, содержание вредных изотопов в котором находится в требуемых концентрациях независимо от глубины выгорания исходного ОЯТ. Количественная очистка от высокофонового изотопа 232U и отсутствие деградации сырьевого уранового регенерата как реакторного топлива в результате частичной очистки от изотопа 236U существенно экономит потребление природного урана в топливном цикле легководных реакторов.

Похожие патенты RU2242812C2

название год авторы номер документа
СПОСОБ ИЗОТОПНОГО ВОССТАНОВЛЕНИЯ РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА 2002
  • Власов А.А.
  • Водолазских В.В.
  • Мазин В.И.
  • Никипелов Б.В.
  • Никипелов В.Б.
  • Скачков Ю.Я.
  • Стерхов М.И.
  • Шидловский В.В.
  • Щелканов В.И.
RU2236053C2
Способ изотопного восстановления регенерированного урана 2019
  • Невиница Владимир Анатольевич
  • Смирнов Андрей Юрьевич
  • Сулаберидзе Георгий Иванович
  • Фомиченко Петр Анатольевич
RU2702620C1
СПОСОБ ИЗОТОПНОГО ВОССТАНОВЛЕНИЯ РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА 2009
  • Журин Владимир Анатольевич
  • Водолазских Виктор Васильевич
  • Щелканов Владимир Иванович
  • Палкин Валерий Анатольевич
  • Глухов Николай Петрович
RU2399971C1
СПОСОБ ОЧИСТКИ ЗАГРЯЗНЕННОГО СЫРЬЯ ДЛЯ РАЗДЕЛИТЕЛЬНОГО ПРОИЗВОДСТВА 2016
  • Палкин Валерий Анатольевич
  • Глухов Николай Петрович
  • Маслюков Евгений Владимирович
RU2613157C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЗАГРЯЗНЕННОГО УРАНОВОГО СЫРЬЯ 2008
  • Журин Владимир Анатольевич
  • Водолазских Виктор Васильевич
  • Щелканов Владимир Иванович
  • Палкин Валерий Анатольевич
  • Глухов Николай Петрович
RU2377674C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАЗБАВИТЕЛЯ ДЛЯ ПЕРЕРАБОТКИ ОРУЖЕЙНОГО ВЫСОКООБОГАЩЕННОГО УРАНА В НИЗКООБОГАЩЕННЫЙ УРАН 2011
  • Белоусов Александр Андрианович
  • Гордиенко Виталий Сергеевич
  • Глухов Николай Петрович
  • Иовик Игорь Эдуардович
  • Ильин Игорь Владимирович
  • Палкин Валерий Анатольевич
  • Чернов Леонид Григорьевич
  • Шопен Глеб Викторович
RU2479489C2
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАЗБАВИТЕЛЯ ДЛЯ ПЕРЕРАБОТКИ ОРУЖЕЙНОГО ВЫСОКООБОГАЩЕННОГО УРАНА В НИЗКООБОГАЩЕННЫЙ УРАН 2006
  • Шопен Виктор Пантелеймонович
  • Шубин Анатолий Николаевич
  • Вандышев Виктор Иванович
  • Кошелев Сергей Михайлович
  • Герцог Виктор Давыдович
  • Чернов Леонид Григорьевич
  • Палкин Валерий Анатольевич
  • Комаров Роман Сергеевич
  • Глухов Николай Петрович
RU2321544C2
СПОСОБ ИЗОТОПНОГО ВОССТАНОВЛЕНИЯ РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА 2004
  • Водолазских Виктор Васильевич
  • Козлов Владимир Андреевич
  • Мазин Владимир Ильич
  • Стерхов Максим Иванович
  • Шидловский Владимир Владиславович
  • Щелканов Владимир Иванович
RU2282904C2
СПОСОБ ИЗОТОПНОГО ВОССТАНОВЛЕНИЯ РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА 2012
  • Мазин Владимир Ильич
  • Водолазских Виктор Васильевич
  • Журин Владимир Анатольевич
  • Крутых Виктор Николаевич
  • Мазур Роман Леонидович
  • Фомин Артем Владимирович
RU2497210C1
Способ восстановления изотопного регенерированного урана 2020
  • Филимонов Сергей Васильевич
  • Лебедев Альберт Яковлевич
  • Асадулин Ринат Спартакович
  • Павлов Александр Алексеевич
  • Симаков Михаил Анатольевич
  • Антонов Эдуард Витальевич
RU2759155C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 242 812 C2

Реферат патента 2004 года СПОСОБ ИЗОТОПНОГО ВОССТАНОВЛЕНИЯ РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработанного ядерного топлива в топливный цикл легководных реакторов. В способе изотопного восстановления регенерированного урана, заключающемся в повышении содержания изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0-7,0 мас.% при снижении абсолютной и относительной концентрации изотопов 232U, 234U и 236U, включающем прямое обогащение гексафторида сырьевого уранового регенерата в газоцентрифужном изотопно-разделительном каскаде, сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом 235U до содержания 21,0-90,0 мас.% в двойном каскаде при отборе восстановленного топливного материала с содержанием изотопа 235U не более 50,0%, предпочтительно 2,0-36,0 мас.%, через поток отвала второго ординарного каскада. Обогащение в первом ординарном каскаде ведется до содержания 235U 3,5-10,0 мас.% или 21,0-36,0 мас.%. Техническим результатом изобретения является достижение требуемого обогащения регенерированного урана изотопом 235U при низком содержании вредных изотопов, повышение качества восстановления регенерированного урана за счет абсолютного и относительного регулируемого снижения содержания вредных изотопов. 6 з.п. ф-лы, 5 табл., 3 ил.

Формула изобретения RU 2 242 812 C2

1. Способ изотопного восстановления регенерированного урана, заключающийся в повышении содержания изотопа 235U в регенерированном уране до 2,0-7,0 мас.% при снижении абсолютной и относительной концентрации изотопов 232U, 234U и 236U, включающий прямое обогащение гексафторида сырьевого уранового регенерата в газоцентрифужном изотопно-разделительном каскаде, отличающийся тем, что сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом 235U до содержания 21,0-90,0 мас.% в двойном каскаде при отборе восстановленного топливного материала с содержанием изотопа 235U не более 50,0 мас.% через поток отвала второго ординарного каскада.2. Способ по п.1, отличающийся тем, что содержание изотопа 235U в потоке отвала второго ординарного каскада составляет 2,0-36,0 мас.%.3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что обогащение в первом ординарном каскаде ведут до содержания 235U 3,5-10,0 мас.%.4. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что обогащение в первом ординарном каскаде ведут до содержания 235U 21,0-36,0 мас.%.5. Способ по п.1, отличающийся тем, что поток отвала второго ординарного каскада разбавляют гексафторидом урана природного происхождения до массы, не превышающей массу гексафторида сырьевого уранового регенерата.6. Способ по п.5, отличающийся тем, что разбавление ведут ураном с содержанием изотопа 235U 0,1-5,0 мас.%.7. Способ по п.5 или 6, отличающийся тем, что разбавление ведут при идентичном (близком или равном) содержании изотопа 235U в регенерированном уране и уране природного происхождения.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2004 года RU2242812C2

Лебедев В.М
Топливо для АЭС
Производство и экономика
- Обнинск: ГЦИПК, 1996, 26-28
SU 1746827 A1, 10.02.1997
СПОСОБ ВОССТАНОВЛЕНИЯ ПРИГОДНОСТИ ВЫГОРЕВШЕЙ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ СМЕСИ ИЗОТОПОВ УРАНА 1997
  • Межуев В.А.
  • Панюшкин А.К.
  • Балагуров Н.А.
  • Потоскаев Г.Г.
  • Курсков В.С.
  • Иванов А.В.
  • Пугачев Г.Ф.
  • Белынцев А.М.
  • Седельников О.Л.
  • Малышев С.В.
  • Глаголенко Ю.В.
  • Дзекун Е.Г.
RU2110856C1
СПОСОБ ВОССТАНОВЛЕНИЯ ПРИГОДНОСТИ ВЫГОРЕВШЕГО В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ ТОПЛИВА В ВИДЕ ГЕКСАФТОРИДА СМЕСИ ИЗОТОПОВ УРАНА К ИЗГОТОВЛЕНИЮ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ДЛЯ ПОВТОРНОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ 1997
  • Межуев В.А.
  • Панюшкин А.К.
  • Балагуров Н.А.
  • Потоскаев Г.Г.
  • Курсков В.С.
  • Иванов А.В.
  • Пугачев Г.Ф.
  • Белынцев А.М.
  • Седельников О.Л.
  • Малышев С.В.
  • Глаголенко Ю.В.
  • Дзекун Е.Г.
RU2113022C1
ВОССТАНОВЛЕННАЯ ПОСЛЕ ВЫГОРАНИЯ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ СМЕСЬ ИЗОТОПОВ УРАНА 1997
  • Межуев В.А.
  • Панюшкин А.К.
  • Балагуров Н.А.
  • Потоскаев Г.Г.
  • Курсков В.С.
  • Иванов А.В.
  • Пугачев Г.Ф.
  • Белынцев А.М.
  • Седельников О.Л.
  • Малышев С.В.
  • Глаголенко Ю.В.
  • Дзекун Е.Г.
RU2110855C1
GB 1593316 А, 15.07.1981
СПОСОБ ВВЕДЕНИЯ ДОБАВОК В ПОЛИМЕРЫ 2008
  • Волынский Александр Львович
  • Бакеев Николай Филиппович
  • Ярышева Лариса Михайловна
  • Долгова Алла Анатольевна
  • Аржакова Ольга Владимировна
  • Рухля Екатерина Геннадьевна
  • Семенова Елена Владимировна
  • Оленин Александр Владимирович
RU2370506C1
DE 2857721 А, 29.09.1983.

RU 2 242 812 C2

Авторы

Власов А.А.

Водолазских В.В.

Гриднев В.Г.

Козлов В.А.

Леонтьев Я.П.

Мазин В.И.

Никипелов Б.В.

Никипелов В.Б.

Скачков Ю.Я.

Стерхов М.И.

Шидловский В.В.

Щелканов В.И.

Даты

2004-12-20Публикация

2002-12-17Подача