Патент на изобретение №2253916

(54) СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

(57) Реферат:

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. Сущность изобретения: способ переработки облученного ядерного топлива заключается в термическом окислении диоксида урана на воздухе и восстановлении полученной закиси урана в водородосодержащей среде. При этом стадии окисления-восстановления проводят многократно. Окисление ведут при температуре 700-800°С, а восстановление – при температуре 600-700°С. После чего проводят отжиг диоксида урана при температуре 1000-1300°С с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности цезия. Преимущества изобретения заключаются в эффективном удалении продуктов деления и снижении активности топлива. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к технологии переработки облученного (отработавшего) твердого ядерного топлива ядерных реакторов – диоксида урана с целью его дальнейшего безопасного хранения.

Активность отработавшего ядерного топлива при длительном хранении (t10 лет) определяется в основном содержанием долгоживущих изотопов, из которых выделяется Cs, имеющий высокую концентрацию в топливе (0,074 вес.% при выгорании 1 Fima), длительный период полураспада (Cs¹³⁷ – 30 лет, Cs¹³⁵ – 3·10⁶ лет) и высокое значение энергии -излучения (0,6-0,8 Мэв). В связи с этим стараются снизить содержание цезия в топливе, подлежащем длительному хранению.

Известны способы переработки ядерного топлива – окиси урана UO₂ в виде таблеток, одной из стадий которых является термическое окисление ее на воздухе и перевод в U₃O₈ (патенты РФ №1340444, G 21 C 19/44, №2154313, G 21 C 3/62). При этом происходит измельчение таблеток в порошок. Но эти способы не направлены на снижение радиоактивности топлива, в частности на удаление из него изотопов цезия.

Известен способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива (патент №2068202, G 21 C 3/62), заключающийся в многократном (2-3) раза оксислении-восстановлении UO₂ в U₃O₈ при температуре 730-770°С, восстановление проводят в среде аргон-водород. Изобретение направлено на повышение прочности гранул топлива и не направлено на снижение радиоактивности топлива.

Известен способ переработки облученного ядерного топлива, выбранный в качестве прототипа (L.F.Grantham, 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 UO₂ на воздухе при температуре ~400°С в U₃О₈ и восстановлении ее в среде водорода до UO₂ при температуре ~600°С. Этот способ не позволяет полностью удалить цезий при переработке, что приводит к высокой радиоактивности топлива, подлежащего хранению.

Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является удаление не менее 97% цезия, содержащегося в облученном отработавшем топливе UO₂ и снижение -активности топлива в ~30 раз, что позволит существенно удешевить и сделать экологически безопасным хранение и транспортировку отработавшего топлива.

Для достижения указанного результата предложен способ переработки облученного ядерного топлива, заключающийся в термическом окислении диоксида урана на воздухе, восстановлении полученной закиси урана в водородосодержащей среде, причем стадии окисления-восстановления проводят многократно, окисление ведут при температуре 700-800°С, восстановление – при температуре 600-700°С, после чего проводят отжиг диоксида урана при температуре 1000-1300°С с одновременной вакуумной отгонкой легколетучих продуктов деления, в частности цезия.

При этом стадии окисления-восстановления проводят 3-8 раз.

Восстановление можно проводить в среде водород-аргон.

При этом содержание водорода в смеси составляет не более 4 об.%.

Сущность способа заключается в следующем.

В облученном топливе Cs находится в следующем состоянии: частично растворен в UO₂, большая часть (60-80%) его находится в составе пировскитной фазы СsМеО₃, где Me – металл, например Zr (продукт деления). При низком значении кислородного потенциала в топливе Cs может образовывать соединения CeS, CsTe. При многократном окислении-восстановлении происходит измельчение топлива и пировскитные включения цезия оказываются на поверхности частиц UO₂, при измельчении топлива за счет многократного проведения окисления-восстановления увеличивается суммарная поверхность этих частиц, затем при отжиге цезий выделяется с поверхности и удаляется вакуумной отгонкой вместе с легколетучими продуктами деления. Температурные режимы окисления-восстановления выбирались из условия обеспечения оптимальной длительности процесса и недопущения спекания измельченного топлива. Температурный режим отжига обусловлен температурой плавления пировскитной фазы.

Для измельчения топлива использовались следующие физические явления. Известно, что при превращении UO₂ в U₃O₈ идет изменение кристаллической решетки и ее плотности на 24%.

Установлено, что при циклическом изменении кислородного потенциала в UO₂ происходит превращение таблеток в порошок и существенное измельчение на каждом цикле, так после 4-5 циклов размер частиц равен I_mах=0,76 мкм, а средний размер существенно меньше 0,28 мкм. Увеличение числа циклов окисления-восстановления приводит к дальнейшему измельчению порошка UO₂ с продуктами деления. В результате этого цезий оказывается на поверхности частиц UO₂ и пировскитных включений СsМеО₃, имеющих малый размер и низкую температуру плавления, что открывает возможность их легкого удаления. Небольшая часть Cs, растворенная в UO₂, может выделяться из топлива уже при первых циклах измельчения из-за увеличения поверхности частиц UO₂. Удаленный Cs можно сорбировать на угольных фильтрах или связывать его в твердый карбонат в атмосфере СO₂.

На чертеже приведена зависимость максимального размера частиц UO₂ от числа циклов окисления-восстановления, в результате которых происходит фрагментация облученного топлива.

Способ осуществляется следующим образом.

Окисление отработавшего топлива – таблетки UO₂ (масса 20 г) проводилось на воздухе при температуре 700-800°С примерно в течение двух часов (время зависит от массы топлива), далее проводилось восстановление U₃О₈ в водородосодержащей среде (водород, смесь водорода и аргона или гелия и пр.) до UO₂ при температуре 600-700°С также в течение примерно двух часов. В результате проведения нескольких стадий окисления-восстановления происходит разрушение топлива, превращение его в порошок. При числе циклов 8 из топлива уже удаляется ~97% цезия. Цезий удаляется из топлива в результате отжига при плавлении пировскитных включений и за счет выхода на поверхность в результате увеличения поверхности за счет измельчения топлива.

Пример осуществления способа.

В тигель из нержавеющей стали помещалась таблетка отработавшего UO₂-топлива массой 20 г. Через трубку подвода газа, которая доходила до дна тигля, проводилась смена среды в тигле и периодическое изменение кислородного потенциала в порошке диоксида урана. Порошок – UO₂ и источник водорода нагревались в электропечах. Температура измерялась Х-А термопарами. Для регулировки смены среды в рабочем участке (скорость изменения, давление газа) использовались манометры, краны, форвакуумный насос.

Первые четыре цикла окисления проводились при скорости прокачки воздуха 20 л/мин при температуре 800°С, время – 2 часа, циклы с 4 по 8 проводились при температуре 700°С.

Первые четыре цикла восстановления проводились в среде водород-аргон при содержании водорода 4 об.% при температуре 700°С, время – 2 часа, циклы с 4 по 8 проводились при температуре 600°С.

Далее проводился отжиг при температуре 1300°С с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления. В результате анализ отработавшего топлива показал, что из него было удалено 99% цезия.

Таким образом, данный способ переработки отработавшего ядерного топлива позволяет удалять 97% изотопов цезия, содержащегося в UO₂, и снизить -активность топлива в ~30 раз, при этом топливо переводится в порошок, который возможно компактно хранить. Это позволит существенно удешевить и сделать экологически безопасней хранение и транспортировку отработавшего топлива.

Формула изобретения

1. Способ переработки облученного ядерного топлива, заключающийся в термическом окислении диоксида урана на воздухе и восстановлении полученной закиси урана в водородосодержащей среде, отличающийся тем, что стадии окисления-восстановления проводят многократно, окисление ведут при температуре 700-800°С, восстановление – при температуре 600-700°С, после чего проводят отжиг диоксида урана при температуре 1000-1300°С с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности, цезия.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что стадии окисления-восстановления проводят 3-8 раз.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что восстановление проводят в смеси водорода и аргона.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что восстановление проводят в смеси водорода и аргона при содержании водорода не более 4 об.%.

РИСУНКИ