СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Российский патент 2007 года по МПК G21C19/44 G21C19/42 

Изобретение относится к технологии переработки твердого облученного ядерного топлива (ОЯТ) в виде разнородных урансодержащих топливных композиций (металлических, карбидных, оксидных и др.) с целью его дальнейшего возврата в ядерно-топливный цикл.

В настоящее время наиболее известными и распространенными методами переработки облученного ядерного топлива являются экстракционные методы переработки ОЯТ (Патент РФ №2132578, МПК⁶ G21F 9/04, опубл. 27.06.1999; патент РФ №2165653, МПК⁷ G21С 19/46, опубл. 20.04.2001; патент РФ №2249267, МПК⁷ G21С 19/46, опубл. 27.03.2005). Общим и весьма существенным недостатком этих методов является наличие значительного количества жидких отходов.

Наряду с указанными методами существуют способы переработки ОЯТ, позволяющие на начальном этапе избежать наличия жидких отходов, поскольку удаление высокоактивных продуктов деления, основной частью γ-активности которых является Cs-137, осуществляется электролизом расплавов (Патент США №6767444, МПК⁷ С25В 1/00, С25С 1/22, опубл. 27.07.2004) или за счет вакуумной дистилляции.

Известен способ переработки урансодержащих композиций, в частности уранбериллиевых, включающий вакуумную отгонку бериллия из расплава при определенной температуре и давлении (Патент РФ №2106029, МПК⁶ G21С 19/44, опубл. 27.02.1998). Однако данный способ переработки применим только к легкоплавким уранметаллическим композициям.

Известен способ переработки урансодержащих композиций, в частности ураналюминиевых, включающий приготовление топливно-углеродной смеси, ее отжиг и вакуумную отгонку алюминия (Патент РФ №2158973, МПК⁷ G21С 19/44, опубл. 10.11.2000). Данный способ требует тщательного диспергирования исходного топлива и смешивания его с углеродом, поэтому он труднореализуем по отношению к твердому ОЯТ.

Наиболее близким техническим решением, выбранным в качестве прототипа, является способ переработки ОЯТ, заключающийся в диспергировании диоксида урана методом термического окисления на воздухе и восстановлении полученной закиси урана в водородосодержащей среде с последующим вакуумном отжигом при температуре 1000-1300°С с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности цезия (Патент РФ №2253916, МПК⁷ G21С 19/44, опубл. 10.06.2004). При этом стадии окисления-восстановления проводят многократно. Окисление ведут при температуре 700-800°С, а восстановление - при температуре 600-700°С.

Известный способ относится главным образом к переработке диоксида урана и не распространяется на топливо, разнородное по своему составу. К недостаткам указанного способа переработки также следует отнести недостаточно низкий уровень снижения активности топлива при его высоком исходном значении, требуемый для его возврата в топливно-ядерный цикл, обусловленный высоким остаточным содержанием цезия-137.

Перед авторами стояла задача разработать способ переработки разнородного по своему составу облученного ядерного топлива с целью его возврата в топливно-ядерный цикл. Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является снижение основной части γ-активности, главным образом цезия-137, до уровня, необходимого для реализации поставленной задачи.

Указанный результат достигается при использовании способа переработки облученного ядерного топлива, заключающегося в диспергировании урансодержащих топливных композиций методом термического окисления и последующем вакуумном отжиге с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности цезия, в котором диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде с одновременным термоциклированием в диапазоне температур 400-1000°С, а вакуумный отжиг осуществляют не менее чем в течение 1 часа при остаточном давлении не более 10^-2 Па и температуре не менее 1300°С.

При этом для оксидного топлива диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде с исходной концентрацией кислорода 20-30% и температурой 400-500°С с последующим повышением концентрации кислорода до 50-80% и температуры 900-1000°С.

Для уранметаллического топлива диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде с исходной концентрацией кислорода 40-60% и температурой 400-500°С с последующим повышением концентрации кислорода до 80-90% и температуры 700-800°С.

Для карбидного топлива диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде с исходной концентрацией кислорода 30-40% и температурой 400-600°С с последующим повышением концентрации кислорода до 70-90% и температуры 800-1000°С.

При этом температура отжига может составлять 1500°С.

Сущность предлагаемого способа заключается в следующем.

С целью достижения максимальной дисперсности и исключения образования тугоплавких соединений, содержащих цезий, процесс окисления начинают проводить при низкой температуре, равной 400°С, в течение 1-2 часов. Процесс проводят при высокой концентрации кислорода (20-50 об.%), что позволяет обеспечить необходимую скорость окисления. Продуктом данной первоначальной стадии переработки является оксид урана состава UO_2+X; где x=0,12-0,25 независимо от разнородности состава исходного топлива. Затем температуру поднимают до 700-1000°С при одновременном повышении концентрации кислорода (80-90 об.%). Обрабатываемый материал выдерживают в течение 15-30 мин при температуре 1000°С, после чего температуру вновь опускают до 400°С. При этом в процессе термоциклирования происходит фазовое превращение в оксидах урана с образованием UO₂, U₄O₉ и U₃O₈, сопровождающееся объемными изменениями и, как следствие, диспергированием частиц обрабатываемого материала. Число циклов повышения-понижения температуры и концентрации кислорода зависит от вида ОЯТ. Результатом окисления в указанном режиме термоциклирования является смесь высокодисперсных порошков оксидов элементов, составлявших топливную композицию или сплав, в их высших степенях окисления.

Последующий вакуумный отжиг не менее чем в течение 1 часа при остаточном давлении не более 10^-2 Па и температуре не менее 1300°С приводит к эффективной вакуумной отгонке оксидных соединений цезия, в том числе за счет распада этих соединений на легколетучие компоненты.

Данный способ позволяет достичь уровня остаточного содержания цезия-137, соответствующего суммарной γ-активности, обусловленной наличием продуктов деления, не превышающей 100 Бк/г, что удовлетворяет требованиям ТУ 95780-88 от 01.04.88, предъявляемым к переработанному топливу, предназначенному для возврата в топливно-ядерный цикл.

Способ осуществляется следующим образом.

Пример №1

Отработавшее ядерное топливо в виде таблеток UO₂ или фрагментов твэлов на основе UO₂ другой формы с начальным уровнем активности, равным 700 Бк/г, в количестве 400 г помещают в тигель из окиси алюминия, установленный в камере предварительного отжига. С использованием системы автоматического регулирования повышают температуру в камере до 500°С, затем подают смесь аргона и кислорода при концентрации последнего 30% и поддерживают ее на этом уровне с использованием регулятора расхода газа типа РРГ-7 в течение 2 часов. Затем температуру поднимают до 1000°С при одновременном повышении концентрации кислорода до 80 об.%. Обрабатываемый материал выдерживают в течение 15 мин при температуре 1000°С, после чего температуру вновь опускают до 500°С. Цикл повторяют 4 раза. Далее осуществляют вакуумирование рабочего пространства камеры до 10^-3 Па и поднимают температуру до 1500°С. Обрабатываемый материал в данных условиях выдерживают в течение 3 часов, после чего охлаждают до комнатной температуры. Активность материала, содержащегося в тигле, не превышает 20 Бк/г. Удаленные соединения цезия улавливают на водоохлаждаемом конденсаторе, расположенном на вакуумном тракте камеры.

Как видно из приведенного примера, данный способ переработки позволяет снизить уровень γ-активности по отношению к исходному в 35 раз.

Пример №2

Отработавшее ядерное топливо в виде фрагментов уранмолибденовых твэлов с начальным уровнем активности 3000 Бк/г в количестве 700 г помещают в тигель из окиси алюминия, установленный в камере предварительного отжига. С использованием системы автоматического регулирования повышают температуру в камере до 400°С, затем подают смесь аргона и кислорода при концентрации последнего 50% и поддерживают ее на этом уровне с использованием регулятора расхода газа типа РРГ-7 в течение 4 часов. Затем температуру поднимают до 700°С при одновременном повышении концентрации кислорода до 90%. Обрабатываемый материал выдерживают в течение 1 часа при температуре 700°С, после чего температуру вновь опускают до 400°С. Цикл повторяют 2 раза. Далее осуществляют вакуумирование рабочего пространства камеры до 10^-2 Па и поднимают температуру до 1300°С. Обрабатываемый материал в данных условиях выдерживают в течение 1 часа, после чего вновь поднимают температуру до 1500°С, а затем охлаждают до комнатной температуры. Активность материала, содержащегося в тигле, не превышает 20 Бк/г. Удаленные соединения цезия-137 улавливают на водоохлаждаемом конденсаторе, расположенном на вакуумном тракте камеры.

Как видно из приведенного примера, данный способ переработки позволяет снизить уровень γ-активности по отношению к исходному в 150 раз.

Пример №3

Отработавшее ядерное топливо в виде стержневых твэлов на основе уранциркониевого карбонитрида с начальным уровнем активности 5000 Бк/г в количестве 500 г помещают в тигель из окиси алюминия, установленный в камере предварительного отжига. С использованием системы автоматического регулирования повышают температуру в камере до 400°С, затем подают смесь аргона и кислорода при концентрации последнего 40% и поддерживают ее на этом уровне с использованием регулятора расхода газа типа РРГ-7 в течение 2 часов. Затем температуру поднимают до 900°С с одновременным увеличением концентрации кислорода до 90%. Обрабатываемый материал выдерживают в течение 1 часа при температуре 900°С, после чего температуру вновь опускают до 400°С. Цикл повторяют 3 раза. Далее осуществляют вакуумирование рабочего пространства камеры до 10^-3 Па и поднимают температуру до 1500°С. Обрабатываемый материал в данных условиях выдерживают в течение 1 часа, а затем охлаждают до комнатной температуры. Активность материала, содержащегося в тигле, не превышает 20 Бк/г. Удаленные соединения цезия-137 улавливают на водоохлаждаемом конденсаторе, расположенном на вакуумном тракте камеры.

Как видно из приведенного примера, данный способ переработки позволяет снизить уровень γ-активности по отношению к исходному в 250 раз.

Описанные выше примеры предложенного способа переработки ОЯТ приведены в таблице с указанием граничных и промежуточных значений его параметров. Представленные примеры 1-3 свидетельствуют о том, что реализация данного способа переработки ОЯТ позволяет достичь требуемого уровня остаточной активности. Осуществление способа за заявленными пределами параметров (примеры 4, 5) не позволяет достичь требуемого технического результата.

Таким образом, данное техническое решение позволяет решить на начальном этапе задачу возврата в ядерно-топливный цикл отработавшего ядерного топлива в виде разнородных урансодержащих топливных композиций (металлических, карбидных, оксидных и др.) разнородного состава за счет снижения его γ-активности, уровень которой не превышает допустимых значений.

Таблица№№ примеровПараметры стадии термического окисленияПараметры стадии отжигаИсходная активность, Бк/гОстаточная активность, Бк/г В начале циклаВ конце циклаВремя, часДавление, ПаТемпература, С°  Температура, С°Время, часКонцентрация кислорода, %Температура, С°Время, часКонцентрация кислорода, %150023010000,2580310^-31500700202400450700190110^-213003000203400240900190110^-3150050002048004201100120110^-31200200010053002201000220210^-213003000150

Изобретение относится к технологии переработки твердого облученного ядерного топлива (ОЯТ) в виде разнородных урансодержащих топливных композиций (металлических, карбидных, оксидных и др.) с целью его дальнейшего возврата в ядерно-топливный цикл. Способ переработки облученного ОЯТ заключается в диспергировании урансодержащих топливных композиций методом термического окисления и последующем вакуумном отжиге с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности цезия. Диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде при термоциклировании в диапазоне температур 400-1000°С, а отжиг осуществляют не менее чем в течение 1 часа при остаточном давлении не более 10^-2 Па и температуре не менее 1300°С. Изобретение позволяет снизить основную часть γ-активности ОЯТ, главным образом цезия-137, до уровня, необходимого для возврата ОЯТ в топливно-ядерный цикл. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.

1. Способ переработки облученного ядерного топлива, заключающийся в диспергировании урансодержащих топливных композиций методом термического окисления и последующем вакуумном отжиге с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности цезия, отличающийся тем, что диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде при термоциклировании в диапазоне температур 400-1000°С, а отжиг осуществляют не менее чем в течение 1 ч при остаточном давлении не более 10^-2 Па и температуре не менее 1300°С.2. Способ переработки облученного ядерного топлива по п.1, отличающийся тем, что диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде с исходной концентрацией кислорода 20-30% и температурой 400-500°С с последующим повышением концентрации кислорода до 50-80% и температуры 900-1000°С для оксидного топлива.3. Способ переработки облученного ядерного топлива по п.1, отличающийся тем, что диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде с исходной концентрацией кислорода 40-60% и температурой 400-500°С с последующим повышением концентрации кислорода до 80-90% и температуры 700-800°С для уранметаллического топлива.4. Способ переработки облученного ядерного топлива по п.1, отличающийся тем, что диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде с исходной концентрацией кислорода 30-40% и температурой 400-600°С с последующим повышением концентрации кислорода до 70-90% и температуры 800-1000°С для карбидного топлива.5. Способ переработки облученного ядерного топлива по п.1, отличающийся тем, что отжиг осуществляют при температуре 1500°С.