СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Российский патент 2012 года по МПК G21C19/44 

Предлагаемое техническое решение относится к области переработки твердых оксидных материалов, в том числе к переработке отработанного ядерного топлива - диоксида урана с целью его дальнейшей безопасной переработки.

Известен способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива (патент №2068202, G21C 3/62), заключающийся в многократном (2-3 раза) окислении-восстановлении UО₂ в U₃О₈ при температуре 730-770°C, восстановление проводят в среде аргон-водород. Изобретение направлено на повышение прочности гранул топлива и не направлено на диспергирование оксидов.

Известен способ переработки облученного ядерного топлива (L.F.Grantharri, R.G.Clark, R.C.Hoyt, J.R.Miller, AIROX Dry Pyrochemical Processing Method, 1980, American Chemical Society, 0-8412-0527-2/80/47-117-219$05.00/0), заключающийся в однократном окислении UО₂ на воздухе при температуре 400°C в U₃O₈ и восстановлении ее в среде водорода до UO₂ при температуре 600°C. Этот способ также не направлен на диспергирование оксидов.

Известен способ переработки облученного ядерного топлива, заключающийся в термическом окислении диоксида урана на воздухе и восстановлении полученной закиси урана в водородосодержащей среде, причем стадии окисления-восстановления проводят многократно, окисление ведут при температуре 700-800°C, восстановление - при температуре 600-700°C, после чего проводят отжиг диоксида урана при температуре 1000-1300°C с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности цезия, принятый за прототип (патент РФ №2253916, oпубл. 10.06.2005 г.). Измельчение топлива происходит за счет многократного проведения стадий окисления-восстановления.

Недостатками прототипа являются использование водорода в качестве восстановителя, что может приводить к взаимодействию его остатков с кислородом при смене атмосферы и, соответственно, обводнению системы, сложности технологического процесса, требующего многократных промежуточных откачек системы и жестких корпусов установки, а при возможных нарушениях технологического процесса - возникновения аварийности за счет смеси водорода и кислорода, а также невозможность управления процессами окисления-восстановления.

Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является возможность проводить управляемое окисление и восстановление диоксида урана, упрощение технологического процесса, не требующего промежуточных откачек рабочего объема установки и использования водорода, повышение безопасности за счет исключения из технологического процесса водорода.

Для этого предложен способ переработки облученного ядерного топлива, заключающийся в измельчении оксидов урана путем их многократного окисления и восстановления при температуре 700-900°С, при этом окисление и восстановление проводят путем подачи напряжения постоянного тока к электродам, один из которых нанесен на твердый электролит с кислородоионной проводимостью, отделяющий этот электрод от оксидов урана и прижатый к оксиду, а второй частично нанесен на твердый электролит со стороны оксида, а частично погружен в оксид, выдержке этого напряжения в течение периода времени, необходимого для протекания тока из расчета 480-500 кулонов на один грамм оксида урана, снятия напряжения с электродов, подачи напряжения противоположной полярности, выдержке в течение такого же периода времени, снятия напряжения и повторения циклической подачи и снятия напряжения до измельчения оксида до наноразмерных частиц.

Предлагаемое техническое решение позволяет проводить управляемое окисление и восстановление оксидов урана, обладающих смешанной электронно-ионной проводимостью за счет направленного переноса кислорода через твердый электролит с кислородоионной проводимостью, например стабилизированный диоксидциркониевый, при подаче напряжения на электроды, нанесенные на поверхность электролита.

При этом за счет использования двух частей электрода, контактирующего с оксидом, процессы окисления-восстановления оксида проводятся по двум параллельным механизмам:

- за счет изменения парциального давления кислорода в газовой фазе, окружающей смесь оксидов, при помощи части электрода, нанесенного на твердый электролит со стороны, примыкающей к оксиду;

- прямым переносом ионов кислорода в оксиды при окислении и от оксидов при восстановлении за счет ионной составляющей проводимости оксидов при помощи части электрода, погруженного в оксид.

При изменении валентности оксидов происходит перестроение кристаллической решетки, что приводит к постепенному разрушению зерен оксида вплоть до наноразмерных частиц. Для уран-кислородной системы изменение валентности для оксидов урана приводит к изменению плотности следующим образом:

Таблица Оксид UO₂ UO_2,1 UO_2,2 UO_2,3 UO_2,7(U₃O₈) Плотность, г/см³ 10,97 11,18 11,27 11,36 8,39

Пример осуществления способа.

Для полного преобразования оксидов урана от UO₂ до U₃O₈ и обратно необходимо протекание тока из расчета 480-500 кулонов на один грамм оксида урана в одном цикле. При протекании менее 480 кулонов/г UO₂ остается некоторое количество непреобразованного оксида, для которого не достигается цели данного технического решения. При протекание более 500 кулонов/г UO₂ происходит значительное возрастание давления кислорода в объеме установки, что может привести к аварии. При повторении циклов окисления-восстановления 7-8 раз уран-кислородная система разрушалась, цезий отделялся от матрицы и откачивался. Удалялось 97,5% цезия при 1200°C и 99,9% цезия при 1600°C с вакуумной откачкой. Средний размер частиц UO₂ и U₃O₈ после 5 циклов менее 0,27 мкм. Увеличение числа циклов приводит к дальнейшему уменьшению размера частиц оксида урана и получению нанопорошка.

Таким образом, данный способ переработки отработавшего ядерного топлива позволяет удалять 97% и более изотопов цезия, содержащегося в UO₂, и снизить γ-активность топлива в ~30 раз, что существенно удешевляет и делает экологически безопасным хранение, транспортировку и дальнейшую переработку отработавшего топлива.

Изобретение относится к области переработки твердых оксидных материалов, в том числе к переработке отработанного ядерного топлива - диоксида урана с целью его дальнейшей безопасной переработки. Способ переработки облученного ядерного топлива заключается в измельчении оксидов урана путем их многократного окисления и восстановления при температуре 700-900°С. При этом окисление и восстановление проводят путем подачи напряжения постоянного тока к электродам (один из электродов нанесен на твердый электролит с кислородоионной проводимостью, отделяющий этот электрод от оксидов урана и прижатый к оксиду, а второй - частично нанесен на твердый электролит со стороны оксида, а частично погружен в оксид), выдержке этого напряжения в течение периода времени, необходимого для протекания тока из расчета 480-500 кулонов на один грамм оксида урана, снятия напряжения с электродов, подачи напряжения противоположной полярности, выдержке в течение такого же периода времени, снятия напряжения и повторения циклической подачи и снятия напряжения до измельчения оксида до наноразмерных частиц. Изобретение позволяет проводить управляемое окисление и восстановление окислов урана, упростить технологический процесс. 1 табл.

Способ переработки облученного ядерного топлива, заключающийся в измельчении оксидов урана путем их многократного окисления и восстановления при температуре 700-900°С, отличающийся тем, что окисление и восстановление проводят путем подачи напряжения постоянного тока к электродам, один из которых нанесен на твердый электролит с кислородоионной проводимостью, отделяющий этот электрод от оксидов урана и прижатый к оксиду, а второй частично нанесен на твердый электролит со стороны оксида, а частично погружен в оксид, выдержке напряжения в течение периода времени, необходимого для протекания тока из расчета 480-500 Кл на один грамм оксида урана, снятия напряжения с электродов, подачи напряжения противоположной полярности, выдержке в течение такого же периода времени, снятия напряжения и повторения циклической подачи и снятия напряжения до измельчения оксида до наноразмерных частиц.