СПОСОБ МЕТАЛЛУРГИЧЕСКОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО (ОБЛУЧЕННОГО) ТВЕРДОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
METHOD FOR METALLURGICAL PROCESSING SPENT (EXPOSED) SOLID NUCLEAR FUEL

Предлагаемое изобретение относится к технологии металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива ядерных реакторов - диоксида урана металлургическим способом с целью его дальнейшего безопасного хранения.
Активность отработавшего ядерного топлива при длительном хранении определяется в основном содержанием долгоживущих изотопов ксенона, стронция и т.д.
Известен способ переработки отработанного ядерного топлива, включающий загрузку в тигель оксида отработанного ядерного топлива и материала-восстановителя, расплавление полученной смеси и восстановление до металлического урана (опубл. заявка РФ №2004127170, G21C 19/44, 2004 г.).
В известном способе используют электролитическое разделение ОЯТ.
Недостатки известного изобретения:
- нет возможности получать более чистый металлический уран, свободный от активных примесей;
- нельзя значительно снизить активность переработанного топлива, что не позволяет существенно удешевить и сделать экологически безопасным его хранение и транспортировку;
- процесс переработки (восстановления) изотермической ликвации путем электролитического разделения на элементы подразумевает необходимость изменять катодный ток под каждый извлекаемый элемент, что снижает производительность процесса.
Для получения электролита, не перенасыщенного ОЯТ, необходима высокая концентрация растворителя, который тоже надо утилизировать, что в свою очередь также затрудняет и удорожает процесс восстановления.
Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому решению является способ металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающий получение гомогенной шихты, состоящей из оксида отработанного ядерного топлива, материала-восстановителя и шлака-разжижителя, загрузку ее в тигель, расплавление полученной шихты в среде инертного газа, восстановление до металлического ядерного топлива путем экзотермической реакции, по крайней мере, с одним материалом-восстановителем и удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами (см. патент RU, по кл. 2340021, G21C 19/44, 2007).
В известном способе расплавление шихты ведут путем высокочастотного нагрева в среде инертного газа.
Однако известный способ обладает рядом недостатков:
- высокочастотный нагрев диоксида урана связан с созданием генератора, работающего на конкретной частоте и находящегося отдельно от реактора;
- мощность высокочастотного генератора в диапазоне 400-450 Мгерц реализовать очень трудно;
- при высокочастотном нагреве на частотах 400-450 Мгерц нагревается, в том числе и шлак, который удаляется намораживанием;
- процесс ликвации при высокочастотном нагреве затруднен в связи с эффектом интенсивного перемешивания расплава;
- реализация процесса восстановления до металлического ядерного топлива путем экзотермической реакции при высокочастотном нагреве затруднена из-за конвективных потоков расплава.
Задачей, решаемой предлагаемым изобретением, является создание способа металлургической переработки отработанного ядерного топлива, позволяющего обрабатывать ОЯТ непосредственно в ядерном реакторе.
Технический результат в предлагаемом изобретении достигают созданием способа металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающего получение гомогенной шихты, состоящей из оксида отработанного ядерного топлива, материала-восстановителя и шлака-разжижителя, загрузку ее в тигель, расплавление полученной шихты в среде инертного газа, восстановление до металлического ядерного топлива путем экзотермической реакции, по крайней мере, с одним материалом-восстановителем и удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами, в котором согласно изобретению предварительно тигель с шихтой устанавливают в дополнительный тигель с расплавом металла, имеющего высокую температуру кипения, затем дополнительный тигель размещают в канале активной зоны ядерного реактора в среде инертного газа и расплавление шихты ведут нагревом дополнительного тигля с использованием внутреннего энерговыделения ядерной реакции, при этом оба тигля выполняют из термостойкого материала.
Предлагаемый способ позволяет сократить время переработки отходов, т.к. отпала необходимость перенесения их в другое устройство для переработки.
Атомные станции, применяя предлагаемый способ, могут не перемещать по территории страны высокорадиационный материал для его переработки и самостоятельно их перерабатывать, сразу же используя восстановленный уран.
Предлагаемый способ позволяет повысить процент отделения активного материала ОЯТ, нуждающегося в захоронении, сократив его объем (до 2%).
Предлагаемый способ позволяет резко повысить радиационную безопасность в обращении с ОЯТ, т.к. все стадии проведения способа происходят в одном объеме реактора.
Проведение вторичной изотермической ликвации оставшегося расплава сплава на основе урана в тигле-отстойнике до расслоения сплава на платиноиды и оксикарбонитриды шлака позволяет:
- получить металлический уран с низким содержанием примесей с высоким сечением захвата тепловых нейтронов;
- отделить тяжелые трансурановые элементы для их дальнейшего использования;
- отделить легкие элементы, среди которых находятся палладий, молибден и т.д.
11
15
Использование в качестве термостойкого материала тиглей композиционного материала на основе нитрида бора (ВN), армированного ультрадисперсным карбидом кремния SiC, и углеродного волокна позволяет осуществлять резкий нагрев шихты, а также этот материал не реагирует с расплавом на основе урана.
Содержание в термостойком материале тиглей компонентов, предназначенных для шлакообразования с элементами ядерных превращений в объеме расплава, таких как или углерод, или магний, или кальций, или бор, позволяет производить дополнительное рафинирование расплава на основе урана.
Использование в качестве материала-восстановителя или металлического кальция, или натрия, или магния, или сплавов на их основе необходимо для раскисления ОЯТ.
Необходимо использовать в качестве шлака-разжижителя криолит CaAlF6, или хлорид кальция СаCl, или хлорид магния MgCl, т.к. они обладают низкой температурой плавления и высокой смачивающей способностью оксидного ОЯТ.
Проведение последующей экзотермической реакции при температуре 1500-1650°С в течение 15-30 минут необходимо для образования на поверхности ОЯТ оксида кальция, являющегося чрезвычайно тугоплавким, и его можно отделить.
Использование в качестве расплава металла, имеющего высокую температуру кипения, металлический расплав на основе или лития, или свинца, или натрия позволяет избежать перегрева шихты.
При проведении патентных исследований не обнаружены решения, идентичные заявленному металлургическому способу переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, а следовательно, предложенное решение соответствует критерию «новизна».
Считаем, что сущность изобретения не следует явным образом из известных решений, а следовательно, предлагаемое изобретение соответствует критерию «изобретательский уровень».
Считаем, что сведений, изложенных в материалах заявки, достаточно для практического осуществления изобретения.
Было проведено несколько испытаний предлагаемого способа с разными материалами восстановителя и шлака-разжижителя и режимами его проведения.
В результате проведенных экспериментов установлено, что предлагаемый способ переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива с заданными свойствами может быть получен только при указанном содержании компонентов и приведенных режимах.
В случае, если параметры хотя бы одного из режимов способа, указанных в примере выполнения предлагаемого изобретения, выходят за указанные пределы, то технический результат в изобретении не будет достигнут.
Это позволяет сделать вывод о том, что указанные параметры режимов способа металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива относятся к существенным признакам данного изобретения.
Рассмотрим пример выполнения способа металлургической переработки отработанного ядерного топлива:
Предварительно получают гомогенную шихту путем совместного помола (мокрый помол) оксида отработанного ядерного топлива материала-восстановителя и шлака-разжижителя в соотношении:
70 вес.% ОЯТ
25 вес.% материал-восстановитель
5 вес.% шлак-разжижитель
до дисперсности менее 1 мм. Мокрый помол позволяет получать гомогенную шихту с большей активной поверхностью.
В данном примере измельчают диоксид урана и порошковую лигатуру CaMg с добавлением шлака-разжижителя, например хлорида кальция СаCl.
6
Также в качестве шлака-разжижителя могут быть использованы или криолит СаАlF, или хлорид магния MgCl, действие которых в предлагаемом способе одинаково и не влияет на заданный технический результат.
11
15
Затем в тигель из композиционного материала на основе нитрида бора (ВN), армированного ультрадисперсными волокнами карбида кремния и углеродным волокном, загружают гомогенную шихту.
Материал, используемый для изготовления тиглей, известен и заявители на его новизну не претендуют (см. пол. решение по з-ке 2006129186 С04В 35/00, 2006 г.).
Размеры тигля составляют: диаметр 30 мм, длина 100 см, толщина стенки 0,5-1,0 мм, конусность 0,5-1°, дно - полусферическое.
Тигель с шихтой помещают в дополнительный тигель из того же композиционного материала, заполненного расплавом металла, имеющего высокую температуру кипения, например литием, верхний уровень которого не доходит до края тигля с шихтой, например, на 10 мм. В этом случае не происходит перегрева шихты, находящейся в тигле.
В зависимости от технологических возможностей в качестве расплава металла, имеющего высокую температуру кипения, также могут быть использованы металлические расплавы на основе или свинца, или натрия.
Сборку из двух тиглей помещают в канал активной зоны атомного реактора и заполняют его аргоном путем вытеснения из него остатков воздуха.
12
13
В результате ядерных реакций (интенсивность потока тепловых нейтронов 10-10 п/смсек) сборку нагревают до температуры 1500-1650°С, что приводит к реакции восстановления диоксида урана до металлического состояния с образованием шлака на основе СаО, разжиженного хлоридом кальция СаCl.
Разогретые тигли выдерживают в течение 15-30 минут при указанной температуре.
Восстановление до металлического ядерного топлива происходит следующим образом: в результате ядерных реакций.
2
В результате ядерной реакции нагретый металл-восстановитель, например металлический кальций, отбирает кислород у диоксида урана UO и продуктов распада, кроме платинидов, а шлак-разжижитель, например хлорид кальция СаCl, резко снижает температуру плавления вновь образованных оксидов металла-восстановителя СаО и, всплывая, накрывает реагирующую шихты.
При нагреве и появлении расплава на основе урана из него начинают вскипать легко летучие элементы (ксенон, цезий, стронций, иод и др.), которые насыщают поверхностный слой шлака.
После прекращения кипения расплава металла образуется граница шлак-металл.
Затем после окончания выдержки сборку из двух тиглей медленно извлекают из канала реактора, а потом тигель с расплавом вынимают из дополнительного тигля.
Из тигля с расплавом после кристаллизации извлекают слиток на основе металлического урана и слой шлака, насыщенного продуктами деления.
Шлак, насыщенный продуктами деления, обладающий высокой активностью, отделяют от слитка и утилизируют.
Находящиеся в шлаке металлы платиновой группы извлекают методом гальванической экстракции из расплавленного шлака, оставшийся активный шлак отправляют на капсулирование сиалоновыми стеклами, после чего капсулы помещают в контейнеры захоронения.
Слиток металлического урана, содержащего трансурановые элементы и примеси, подвергают зонной плавке и рафинируют до требуемой чистоты от примесей по стандартной технологии.