Способ изотопного восстановления регенерированного урана Российский патент 2019 года по МПК G21C19/42 

Изобретение относится к области замыкания ядерного топливного цикла и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в топливный цикл как легководных реакторов, так и других типов реакторов, работающих на обогащенном уране.

На современном этапе развития ядерных технологий уран составляет более 95% делящихся компонентов отработавшего топлива. Использование так называемого регенерированного урана позволит снизить потребности в природном уране и заметно сократить объем захоронения радиоактивных отходов по сравнению с открытым топливным циклом. Данный материал может быть использован в качестве сырья для наработки низкообогащенного урана в каскадах газовых центрифуг. Под термином «каскад» здесь и далее подразумевают многоступенчатую разделительную установку, представляющую собой группу взаимосвязанных газовых центрифуг, в которую подают обрабатываемое сырье (питание каскада) и из которой выводят получаемые продукты (потоки отбора и отвала).

Применение регенерата урана для изготовления ядерного топлива затруднено в связи с присутствием в его составе искусственных изотопов ²³²U и ²³⁶U и более высоким по отношению к природной смеси содержанием ²³⁴U. Указанные изотопы не отделяются от ²³⁵U в процессе химической переработки. Данный фактор обуславливает трудности при обогащении регенерированного урана в штатном трехпоточном (питание, отбор, отвал) или ординарном каскаде газовых центрифуг, поскольку изотопы ²³²U, ²³⁴U, ²³⁶U обогащаются совместно с ²³⁵U. В результате их концентрации в продукте оказываются выше величин, допускаемых стандартами, техническими условиями и спецификациями на товарный низкообогащенный уран (НОУ). Здесь и далее под «концентрацией» понимаем массовые концентрации (содержания) компонентов в смеси изотопов урана без учета возможных примесей.

Исходное содержание четных изотопов в регенерированном уране зависит от глубины выгорания ядерного топлива, из которого он выделен. В последние десятилетия сохраняется устойчивая тенденция к увеличению глубины выгорания топлива реакторов на тепловых нейтронах. Начиная с некоторых значений глубин выгорания, обогащение выгоревшего ядерного топлива возможно провести двумя методами: 1) добавление к выгоревшей смеси изотопов урана изотопной смеси урана-восстановителя с более высокой концентрацией ²³⁵U и отсутствием в нем четных изотопов; 2) обогащение выгоревшей изотопной смеси до более высокой концентрации ²³⁵U с использованием модифицированных каскадов газовых центрифуг.

Большинство возможных решений указанной проблемы частично или полностью устраняет сложности, связанные с присутствием изотопов ²³²U, ²³⁴U и ²³⁶U, однако при этом расход регенерированного урана на единицу продукта, как правило, таков, что не позволяет полностью замкнуть цикл по урану, а именно добиться равенства масс регенерата, полученного из 1 кг ОЯТ и затраченного на производство 1 кг НОУ товарного качества.

Известен способ изотопного восстановления регенерированного урана (Патент RU №2242812, G21C 19/42, B01D 59/20, опубл. 20.12.2004), состоящий в повышении содержания изотопа ²³⁵U в регенерированном уране до (2,0÷7,0) мас. % при снижении абсолютной или относительной концентрации изотопов ²³²U, ²³⁴U и ²³⁶U, включающий прямое обогащение гексафторида сырьевого уранового регенерата в двойном изотопно-разделительном каскаде газовых центрифуг (аналог). В первом каскаде сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом ²³⁵U до содержания его в потоке отбора 3,5÷10,0 мас. % или 21,0÷36,0 мас. %, и потоком отбора первого каскада питают второй каскад, в котором обогащение изотопом ²³⁵U ведут до 21,0÷90,0 мас. % при отборе восстановленного топливного материала с содержанием изотопа ²³⁵U не более 50,0 мас. % через поток отвала второго ординарного каскада.

Недостатком способа является использование на одной из стадий высоких величин обогащения изотопа ²³⁵U (от 21 до 90%, при этом в соответствии с международными ограничениями в технологии должно применяться обогащение не более 20% по ²³⁵U), а также невозможность обеспечить заданную пропорцию между сырьевым регенератом и получаемым продуктом.

Известен способ изотопного восстановления регенерированного урана (Патент RU №2497210, G21C 19/42, B01D 59/20, опубл. 11.05.2012), включает повышение в гексафториде регенерированного урана содержания изотопа ²³⁵U до заданной в интервале 2,0÷5,0 мас. % величины, понижение относительной концентрации изотопа ²³²U в смеси изотопов урана и прямое обогащение гексафторида регенерированного урана изотопом ²³⁵U на двухкаскадной установке из разделительных ступеней газовых центрифуг (аналог). При этом в первом каскаде регенерированный уран обогащают изотопом ²³⁵U до 5,0÷10,0 мас. % при поддержании соотношения массовых расходов потока отвала и потока отбора каскада в интервале (6,9÷18,4):1. Потоки отвала и отбора первого каскада направляют на питание второго каскада. Регенерированный уран отбирают из разделительной ступени центральной части второго каскада. Изобретение обеспечивает полную очистку выгоревшей смеси изотопов урана от наиболее радиационно-опасного нуклида ²³²U и получение товарного низкообогащенного гексафторида урана при минимальной перестройке промышленных каскадов центрифуг.

Недостатком способа является невозможность соблюсти заданную пропорцию между сырьевым регенератом и получаемым продуктом, а также потери работы разделения при смешивании «отхода» в виде обогащенной по ²³²U и ²³⁴U фракции, представляющей собой одновременно и радиоактивный отход и продукт, имеющий относительно высокую концентрацию ²³⁵U (до 20 мас. %).

Известен способ изотопного восстановления регенерированного урана (Патент RU №2282904, G21C 19/42, B01D 59/20, опубл. 27.08.2006), состоящий в том, что при разделении изотопной смеси исходного регенерированного урана в каскаде газовых центрифуг и последующем смешивании выделенной изотопной смеси с ураном-разбавителем, концентрацию изотопа ²³⁵U в регенерированном уране повышают до (2,0÷5,0) мас. % при понижении абсолютной и (или) относительной концентрации четных изотопов урана в получаемом продукте (прототип). Разделение урановой изотопной смеси ведут в двойном каскаде газовых центрифуг, в первом из которых обогащают сырьевой урановый регенерат по изотопу ²³⁵U до содержания 90,0 и более мас. %, во втором каскаде отделяют изотопы ²³²U и ²³⁴U в легкую фракцию, а в качестве изотопной смеси на смешение с ураном-разбавителем направляют поток отвала (тяжелую фракцию) второго каскада, обогащенную по изотопу ²³⁵U.

Недостатками способа являются получение на отдельных стадиях разделения высоких, более 90 мас. %, концентраций ²³⁵U, потери работы разделения на получение разбавителя при смешивании, а также невозможность соблюсти заданную пропорцию между сырьевым регенератом и получаемым продуктом.

Настоящее изобретение направлено на решение следующих задач и достижения технических результатов:

достижение требуемого обогащения регенерированного урана изотопом ²³⁵U с одновременным снижением концентраций четных изотопов до заранее заданных пределов;

исключение опасных высоких концентраций делящегося изотопа ²³⁵U (не более 20% по изотопу ²³⁵U) на любых стадиях процесса;

обеспечение условия полного возврата регенерированного урана в воспроизводство топлива (отсутствие неиспользованного регенерата, направляемого на длительное складское хранение);

минимизации массы высокоактивного отхода, в котором сконцентрированы нежелательные четные изотопы урана ²³²U, ²³⁴U, ²³⁶U;

минимизация массы урана-разбавителя природного происхождения.

Для решения указанных задач предложен способ изотопного восстановления регенерированного урана, заключающийся в повышении содержания изотопа ²³⁵U до 3-5 мас. % в регенерированном уране при понижении абсолютной и/или относительной концентрации четных изотопов урана, включающий разделение изотопов сырьевого уранового регенерата на установке из двух последовательных газоцентрифужных каскадов, смешении выделенной товарной изотопной смеси с ураном-разбавителем, при этом обогащают сырьевой урановый регенерат по делящемуся изотопу ²³⁵U в первом газоцентрифужном ординарном каскаде до содержания 5-15 мас. %. ²³⁵U, для получения товарной изотопной смеси отвал второго каскада содержащего 5-14 мас. %. ²³⁵U смешивают с низкообогащенным ураном-разбавителем природного происхождения и концентрацией ²³⁵U 3-5 мас. %, а поток отбора второго каскада обогащенный по ²³⁵U до 20 мас. % направляют в емкость для хранения, и после выдержки смешивают с регенерированным ураном следующей партии на входе в первый каскад газовых центрифуг.

Кроме того, после выдержки проводят радиохимическую очистку изотопной смеси.

Под «двойным газоцентрифужным каскадом» понимаем схему, представляющую собой последовательное соединение двух ординарных каскадов, в котором отбор первого каскада служит внешним питанием второго каскада.

Основными отличительными особенностями способа является то, что обогащение в первом каскаде ведут до концентраций не более 15% мас.,

- гексафторид восстановленного по изотопному составу урана получают путем смешивания отвала второго каскада, содержащего 5-14 мас. %. ²³⁵U, с низкообогащенным ураном-разбавителем природного происхождения с подобранной концентрацией в диапазоне 3-5 мас. %, с целью обеспечения заданной пропорции между потоком сырьевого уранового регенерата и товарного НОУ.

Кроме того, изотопную урановую смесь в отборе второго каскада, обогащенную по ²³⁵U до 20 мас. % и загрязненную изотопами ²³²U, ²³⁴U и ²³⁶U, перемешивают с гексафторидом регенерированного урана от следующей партии обогащения и снова направляют в цикл восстановления регенерированного урана в предложенной схеме двойного каскада.

Смешивание всех потоков проводят в химической форме гексафторида урана.

Реализация способа поясняется чертежом, где приведена блок-схема двойного газоцентрифужного разделительного каскада для очистки сырьевого уранового регенерата от четных изотопов урана, схема смешивания отбора тяжелой фракции второго каскада (очищенной от ²³²U, ²³⁴U ²³⁶U изотопной смеси) с ураном разбавителем для получения товарного НОУ и схема смешивания отбора легкой фракции второго каскада (загрязненной ²³²U, ²³⁴U ²³⁶U изотопной смеси) с регенератом следующей партии обогащения.

Двойной каскад состоит из ординарных каскадов 1 и 2. Поток гексафторида сырьевого регенерированного урана 3 поступает в каскад 1, где он обогащается до промежуточных обогащений (выбор соотношения обогащений первого и второго каскадов может делаться с учетом изотопного состава сырьевого регенерата урана).

Отвал первого каскада 4 направляют на складское хранение обедненного гексафторида урана с возможностью дальнейшей конверсии в закись-окись и хранения или утилизации в таком виде. Поток 5 обогащенной по ²³⁵U смеси (5-15 мас. %) поступает на вход второго ординарного каскада, где разделяется на две части. В отвале второго каскада 6 собирают гексафторид урана с пониженным содержанием изотопов ²³²U, ²³⁴U и ²³⁶U по сравнению с потоком 5. В потоке отбора второго каскада 7 накапливают гексафторид урана с повышенным содержанием ²³²U, ²³⁴U ²³⁶U и обогащенным по изотопу ²³⁵U до 20 мас. %.

Параллельно на заводе по обогащения природного урана по штатной схеме готовят гексафторид урана-разбавителя, поставляемый для участка смешивания с гексафторидом урана потока 6. Получение гексафторида товарного НОУ (поток 8 на блок-схеме) ведут путем смешивания потоков 6 и 9 в заданной пропорции в газовой фазе после десублимации поступившего на участок смешивания урана-разбавителя. При этом концентрация ²³⁵U в потоке 8 должна быть подобрана таким образом, чтобы обеспечить заданную пропорцию между сырьевым регенератом урана и товарным НОУ.

Поток отбора 7 второго каскада, представляющий собой загрязненную ²³²U, ²³⁴U, ²³⁶U фракцию, содержащую при этом ²³⁵U обогащением до 20%, направляют в буферную емкость 10, где хранят до ~полутора лет, а далее, после радиохимической очистки в виде потока 11 направляют на вход первого газоцентрифужного каскада, где смешивают с пришедшим на обогащение сырьевым урановым регенератом следующей партии 3.

Далее процесс может быть повторен неоднократно в процессе реализации предложенного способа.

Конкретные примеры реализации способа приведены в таблице.

Рассмотрен топливный цикл легководного реактора с полным использованием регенерированного урана на примере реактора типа ВВЭР-1200, работающего в установившемся режиме перегрузок. В качестве примера рассмотрим обогащение регенерированного урана, который проходит второй цикл облучения. То есть на «нулевом» этапе топливо на основе НОУ из природного сырья выдержало облучение в рамках штатной кампании реактора, далее, после стадий переработки и отделения урановой фракции полученный регенерат был обогащен с использованием простейшей модификации ординарного каскада ввиду малых содержаний ²³²U и ²³⁴U. После этого полученный НОУ был подвергнут следующему циклу облучения. Однако выделенный из него регенерат ввиду более высокого содержания четных изотопов уже не может быть обогащен в простейших модификациях ординарного каскада с одновременным выполнением всех необходимых условий. Именно на восстановление смеси сырьевого регенерата при таких условиях и направлен предлагаемый способ.

В качестве величин номинального обогащения, т.е. обогащения в случае использования природного урана в качестве сырья выбраны величины 4,4 и 4,95 мас. %. Полученную после восстановления первой партии регенерата фракцию, обогащенную по изотопу ²³²U и имеющую 20% содержание изотопа ²³⁵U направляют на временное хранение в буферную емкость 10, где указанная смесь хранится до поступления новой партии регенерата (в рассмотренном примере это полтора года). После чего, проводят ее радиохимической очистке от продуктов распада ²³²U. ²³⁴U, ²³⁶U, а затем смешивают с регенератом, полученным после переработки второй партии ОТВС и направляют на дообогащение. Результаты расчета параметров двойных каскадов для этого случая приведены в таблице. При расчете изотопного состава смешанного гексафторида урана, направляемого на вход каскада при изготовлении топлива второй (или третьей) перегрузки из таблицы, учитывалось изменение изотопного состава возвращаемой фракции за время хранения в буферной емкости. В случае, когда возврата потока отбора не происходит, параметры топлива для всех перегрузок второго рецикла совпадают с параметрами первой перегрузки из таблицы, а изотопный состав урана, попадающего в отходы на каждой перегрузке, и его количество, совпадает с составом возвращаемой фракции первой перегрузки из таблицы.

Как видно из данных таблицы организация подобной схемы рециклирования действительно позволяет полностью израсходовать и исходный регенерированный уран и образующуюся во втором каскаде фракцию с 20% содержанием изотопа ²³⁵U и наиболее высоким по отношению ко всем остальным потокам схемы содержание четных изотопов.

При этом получаемый продукт отвечает условию компенсации ²³⁶U, величина концентрации ²³²U не превышает ограничения 5⋅10^-7%, а относительная концентрация ²³⁴U и ²³⁵U не превышает величины 0,02.

В Таблице даны изотопные составы и расходы природного урана для изготовления топлива для перегрузок реактора типа ВВЭР-1200 (без учета твэгов): топливо второго рецикла

Изобретение относится замыканию ядерного топливного цикла и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в топливный цикл как легководных реакторов, так и других типов реакторов, работающих на обогащенном уране. Способ изотопного восстановления регенерированного урана предусматривает повышение содержания изотопа ²³⁵U до 3-5 мас. % в регенерированном уране при понижении абсолютной и/или относительной концентрации четных изотопов урана, с разделением изотопов сырьевого уранового регенерата на установке из двух последовательных газоцентрифужных каскадов. Причем обогащают сырьевой урановый регенерат по делящемуся изотопу уран-235 в первом газоцентрифужном ординарном каскаде до содержания 5-15 мас. %. ²³⁵U, для получения товарной изотопной смеси отвал второго каскада содержащего 5-14 мас. %. ²³⁵U смешивают с низкообогащенным ураном-разбавителем природного происхождения и концентрацией ²³⁵U 3-5 мас. %, а отборный поток второго каскада обогащенный по ²³⁵U до 20 мас. % направляют в емкость для хранения. После выдержки и радиохимической очистки смешивают с регенерированным ураном следующей партии на входе первого газоцентрифужного каскада. Техническим результатом является исключение опасных высоких концентраций делящегося изотопа ²³⁵U не более 20% по изотопу ²³⁵U на любых стадиях процесса, обеспечение полного возврата регенерированного урана в воспроизводство топлива за счет отсутствия неиспользованного регенерата, направляемого на длительное складское хранение. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 ил.

1. Способ изотопного восстановления регенерированного урана, заключающийся в повышении содержания изотопа ²³⁵U до 3-5 мас. % в регенерированном уране при понижении абсолютной и/или относительной концентрации четных изотопов урана, включающий разделение изотопов сырьевого уранового регенерата на установке из двух последовательных газоцентрифужных каскадов, смешении выделенной товарной изотопной смеси с ураном-разбавителем, отличающийся тем, что обогащают сырьевой урановый регенерат по делящемуся изотопу ²³⁵U в первом газоцентрифужном ординарном каскаде до содержания 5-15 мас. %. ²³⁵U, для получения товарной изотопной смеси отвал второго каскада, содержащего 5-14 мас. %. ²³⁵U, смешивают с низкообогащенным ураном-разбавителем природного происхождения и концентрацией ²³⁵U 3-5 мас. %, а поток отбора второго каскада, обогащенный по ²³⁵U до 20 мас. %, направляют в емкость для хранения, и после выдержки смешивают с регенерированным ураном следующей партии на входе в первый каскад газовых центрифуг.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что после выдержки проводят радиохимическую очистку изотопной смеси.