Патент на изобретение №2152087

(54) СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТАБЛЕТИРОВАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ИЗ ОТХОДОВ ОКИСЛОВ УРАНА И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

(57) Реферат:

Использование: для получения регенерируемого ядерного топлива с требуемой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана из брака и отходов ядерного топлива с различной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана и повышения при этом производительности переработки. Сущность изобретения: отходы ядерного топлива, шлифованный порошок, окислы от зачистки, золу подвергают перед водным методом очистки термическому окислению на воздухе до оксида U₃O₈, брак таблеток после термического окисления на воздухе до оксида U₃O₈ и оксиды отходов ядерного топлива взвешивают, определяют общее содержание урана и массовую долю U₂₃₅ в смеси изотопов урана, выполняют расчет добавки оксида U₃O₈ с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана к оксиду U₃O₈ с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана для получения смеси номинальной массовой доли U₂₃₅ в смеси изотопов урана по формуле для двух содержаний массовых долей U₂₃₅. Устройство для осуществления способа снабжают двумя агрегатами термического окисления на воздухе до оксида U₃O₈ отходов ядерного топлива, двумя агрегатами взвешивания с дозатором оксида U₃O₈, один из которых с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, другой с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, агрегатом сухого смешения оксидов U₃O₈ с высокой и низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, агрегатом мокрой корректировки с дозаторами уранилнитрата с высокой и низкой массовой долей U₂₃₅ смеси изотопов урана, причем все агрегаты размещены в технологической последовательности и снабжены транспортными средствами проводки перерабатываемых отходов и полуфабрикатов с агрегата на агрегат. 2 с. и 5 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности и может найти применение на предприятиях изготовления таблетированного ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов, например водо-водяного энергетического реактора ВВЭР.

Известно, что в производстве порошка и таблетированного ядерного топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов неизбежно образование брака, отходов и оборотов производства.

Различают следующие виды брака и отходов, подлежащие переработке с целью регенерации обогащенного урана:
1) брак и отходы при получении спрессованных и спеченных таблеток (1^я группа отходов);
2) отходы от шлифовки таблеток;
3) загрязненные оксиды урана, получаемые при зачистке оборудования;
4) зола от сжигания горючих материалов;
5) различные загрязненные примесями урансодержащие растворы (2^я группа отходов).

При нормально функционирующем производстве объем таких отходов, включая брак производства порошков и таблеток, составляет 10-15% объема продукции.

Первая группа брака и отходов – бракованные прессовки и отходы, некондиционные спеченные таблетки (брак по плотности, таблетки, имеющие сколы, трещины, дефекты поверхности и формы, не соответствующие эталонам и др.) – по химическому составу практически не отличается от штатных таблеток. Поэтому этот вид брака перерабатывают неводным окислительным методом – проводят термообработку в окислительной среде до оксида урана U₃O₈. Вторую группу, включающую остальные виды брака и отходы: шлифовальный порошок, окислы от зачистки оборудования, золы, некондиционные сбросные растворы, в той или иной степени загрязненные примесями – перерабатывают водными методами, включающими операции экстракционной очистки, (см. книгу авторов А.А.Майорова, И. Б. Бравермана. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. – М. : Энергоатомиздат 1985 г. Глава 7. Переработка брака и отходов производства таблетированного топлива, стр. 115).

Сущность неводного метода заключается в термическом окислении брака и отходов ядерного топлива на воздухе до порошка оксида урана (см. там же, 7.2, стр. 116).

Указанный метод приемлем только для брака ядерного топлива, имеющего одну и ту же массовую долю урана 235 в смеси изотопов урана. Наиболее близким по технической сущности и достигаемому эффекту является способ изготовления таблетированного ядерного топлива из отходов окислов урана, включающий операции:
– выщелачивания урана из твердых отходов с применением HNO₃;
– фильтрации;
– экстракции уранилнитрата в 5-30% растворе трибутилфосфата в органическом разбавителе;
– реэкстракции урана из органической фазы в водную (см. там же, стр. 120-125, рис.7, 5);
– получение керамического диоксида урана UO₂ по АДУ-процессу (см. А.А. Майоров, И.Б.Браверман. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. – М.: Энергоатомиздат, 1985 г., 4.1, стр.37),
– производство таблетированного топлива из диоксида урана (см. Книгу N 1. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Ф. Г. Решетников, Ю.К.Бибилашвили, И.С.Головнин. – М.: Энергоатомиздат, 1995 г., глава 4-4.6, стр.85-106).

Способ приемлем только для брака ядерного топлива отходов и прочего, имеющего одну и ту же массовую долю урана 235 в смеси изотопов урана, например до 5% урана 235 для водо-водяного энергетического реактора ВВЭР.

Кроме того, переход с одного вида, имеющего одну массовую долю изотопов урана, на другой на предприятиях изготовления ядерного топлива не исключает смешения ядерного топлива с одной массовой долей урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана с остатками ядерного топлива другой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, находящегося в работающем оборудовании, что ведет к изменению массовой доли урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана и браку по массовой доле урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана, который также накапливается и не перерабатывается.

Однако предприятия зачастую изготавливают таблеточное ядерное топливо для различных видов ядерных реакторов с различной массовой долей урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана как больше, так и меньше 5%. Все эти виды таблеток в силу разных массовых долей урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана, могут быть использованы в ядерных реакторах только по своему прямому назначению и брак, полученный при изготовлении таблеток после его переработки, не смешивают с переработанным браком ядерного топлива с другой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, так как в противном случае будет получен новый вид брака по массовой доле U₂₃₅ в смеси изотопов.

В ходе эксплуатации отдельные виды ядерных реакторов закрываются, а наработанный брак и отходы с соответствующей долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана остаются без их использования.

Известно устройство для осуществления перевода брака диоксида урана (брак таблеток по плотности, по сколам, трещины, дефектам поверхности и формы, не соответствующих эталонам и др.) термическим окислением в оксид урана U₃O₈ в виде вращающейся печи (см. Книгу А.А.Майоров, И.Б.Браверман. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. – М.: Энергоатомиздат, 1985 г., 7.2, стр. 118).

Печь согласно описанию предназначена для термического окисления вышеперечисленного брака до оксида U₃O₃ и не предусмотрена для окисления других видов брака (шлифовальный порошок, окислы от зачистки оборудования, золы и др. ), которые перерабатывают водным методом в оборудовании экстракционной очистки (см. Книгу А.А.Майоров, И.Б.Браверман. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. – М.: 1985 г., 7.1, стр. 115).

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому эффекту является устройство для осуществления извлечения урана из отходов и оборотов (см. Книгу Переработка ядерного горючего, под ред. С.Столера и Р.Ричардса, перевод с английского. – М.: Атомиздат, 1964 г. и Книгу А.А.Майоров, И.Б.Браверман. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. – М.: Энергоатомиздат, 1985 г., 7.32, стр. 120, рис.7.5), включающее агрегат растворения отходов в HNO₃, агрегат фильтрации, агрегат экстракции и агрегат реэкстракции. Устройство предусматривает переработку отходов урана без предварительного перевода урана из диоксида урана UO₂ в оксид урана U₃O₈ и предназначенного для переработки отходов, имеющих одну и ту же массовую долю урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана. При смешении же отходов разного содержания массовой доли урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана возможен новый вид брака по содержанию массовой доли урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана.

Известны также агрегаты получения керамической UO₂ через АДУ-процесс из раствора уранилнитрата, полученного после экстракции. Своим названием АДУ-процесс обязан аммоний-диуранату, являющимся исходным продуктом для получения керамической UO₂. Агрегаты АДУ-процесса включают агрегат осаждения полиураната аммония, агрегат прокалки полиураната аммония с последующим восстановлением и получением UO₂ (см. Книгу А.А.Майоров, И.Б.Браверман, стр.37, 4.1).

Известны агрегаты производства таблетированного топлива из диоксида урана (см. Книгу 1. Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Ф.Г.Решетников, Ю.К.Бибилашвилли, И.С. Головнин. – М.: Энергоатомиздат, 1995 г., глава 4-4.6, стр. 85-106).

Недостатком перечисленных агрегатов является невозможность одновременной переработки в них отходов с различной массовой долей урана 235 в смеси изотопов урана и их разобщенность, не позволяющая проводить операции в них поточным методом, что снижает производительность.

Технической задачей изобретения является использование брака и отходов ядерного топлива с различной массовой долей урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана для получения регенерированного ядерного топлива с требуемой массовой долей урана U₂₃₅ в смеси изотопов урана и повышения при этом производительности переработки.

Эта техническая задача решается тем, что в способе изготовления таблетированного топлива из отходов окислов урана, включающем термическое окисление на воздухе до оксида урана U₃O₈ первой группы отходов ядерного топлива в виде бракованных прессовок, некондиционных спеченных таблеток, брака таблеток по плотности, таблеток со сколами и трещинами, с дефектами поверхности и формы, не соответствующих эталону и по химическому составу,
выщелачивание урана из отходов второй группы в виде шлифовального порошка, окислов от зачистки оборудования, золы с применением HNO₃,
фильтрацию,
экстракцию уранилнитрата в 25-30% растворе трибутилфосфата в органическом разбавителе,
реэкстракцию в подкисленной HNO₃ воде,
получение керамического диоксида урана UO₂ по АДУ-процессу, включающему осаждение полиураната аммония, фильтрацию, прокалку с восстановлением до UO₂ и производством таблетированного топлива из диоксида урана;
согласно изобретению используют отходы ядерного топлива с различной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
вторую группу отходов ядерного топлива подвергают предварительному перед водным методом очистки термическому окислению на воздухе до оксида урана U₃O₈, оксиды урана U₃O₈ первой и второй групп отходов ядерного топлива взвешивают, определяют общее содержание урана и массовую долю U₂₃₅ в смеси изотопов урана, выполняют расчет добавки оксида U₃O₈ с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана к оксиду урана U₃O₈ с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана для получения смеси номинальной массовой доли U₂₃₅ в смеси изотопов урана по формуле для двух содержаний массовых долей U₂₃₅:

где m <sup>– масса окислов урана с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
m_н – масса окислов урана с номинальной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
O_н – содержание урана в окислах с номинальной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
C_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
m – масса окислов урана с низкой массовой долей U₂₃₅ смеси изотопов урана,
O – содержание урана в окислах с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
C₅ – низкая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
O – содержание урана в окислах с высокой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов,
массу окислов урана с высокой массовой долей U₂₃₅ для n массовых долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана определяют по формуле:

где m масса окислов урана с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
m_н – масса окислов урана с номинальной массовой долей U₂₃₅ смеси изотопов урана,
O_н – содержание урана в окислах с номинальной массовой долей U₂₃₅,
C_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
m₁ – масса окислов первой массовой доли U₂₃₅,
O₁ – содержание урана в окислах первой массовой доли U₂₃₅,
C₅₁ – массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана первого окисла урана,
m_n – масса окислов n массовой доли U₂₃₅,
O_n – содержание урана в окислах n массовой доли U₂₃₅,
C_5н – массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана n-ного окисла урана,
O – содержание урана в окислах с высокой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
согласно полученному расчету по формулам 1, 2 осуществляют весовое дозирование оксидов U₃O₈ разных массовых долей U₂₃₅, смешивание до номинальной массовой доли U₂₃₅ в изотопном составе урана, растворение в азотной кислоте полученной смеси оксидов U₂₃₅, а после фильтрации проводят корректировку массовой доли U₂₃₅ в растворе уранилнитрата предварительно подготовленными растворами уранилнитрата с высокой или низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, для чего определяют содержание урана и урана 235 в растворе и производят доливку расчитанного по формулам (3) или (4) раствора:

где V – объем раствора с высокой массовой долей U₂₃₅,
V_н – объем раствора с номинальной массовой долей U₂₃₅,
О_н – содержание урана в растворе с номинальной массовой долей U₂₃₅,
C_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси
V – объем раствора с низким содержанием массовой доли U₂₃₅,
O – содержание урана в растворе с низким содержанием массовой доли U₂₃₅,
C₅ – низкая массовая доля U₂₃₅ смеси изотопов урана,
O – содержание урана в растворе с высокой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана

где V – объем раствора с высокой массовой долей U₂₃₅,
V_н – объем раствора с номинальной массовой долей U₂₃₅,
О_н – содержание урана в растворе с номинальной массовой долей U₂₃₅,
C_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
V – объем раствора с низкой массовой долей U₂₃₅,
O – содержание урана в растворе с высокой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
O – содержание урана в растворе с низкой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – низкая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
и полученный раствор уранилнитрата с заданной массовой долей U₂₃₅ перемешивают в замкнутом контуре.</sup>

Другими отличиями способа является то, что:
1) первую группу отходов ядерного топлива окисляют на воздухе при температуре 480-520^oC;
2) вторую группу отходов ядерного топлива окисляют на воздухе при температуре 600-800^oC;
3) выщелачивание 1^ой и 2^ой групп отходов ядерного топлива осуществляют при кислотности HNO₃ в растворе 100-120 г/л и температуре 60-80^oC;
4) осадок после выщелачивания и фильтрации промывают слабокислым раствором HNO₃ и водой, сбрасывают в отвал, а промывные воды используют для приготовления очередного раствора HNO₃ для выщелачивания в качестве воды;
5) фильтрат после фильтрации полиураната аммония возвращают на выщелачивание, где используют в качестве воды при приготовлении раствора HNO₃ для выщелачивания.

Эта техническая задача решается тем, что в устройстве для осуществления способа изготовления таблетированного ядерного топлива из отходов окислов урана, содержащем:
– агрегат термического окисления на воздухе до оксида U₃O₈ первой группы отходов ядерного топлива в виде бракованных прессовок, некондиционных спеченных таблеток, брака таблеток по плотности, таблеток со сколами и трещинами, с дефектами поверхности и формы, не соответствующих эталону по химическому составу;
– агрегат выщелачивания в HNO₃ урана из отходов второй группы в виде шлифовального порошка, окислов от зачистки оборудования, золы;
– агрегат фильтрации;
– агрегат экстракции,
– агрегат реэкстракции;
– агрегат получения керамического диоксида UO₂ по АДУ-процессу, включающему аппарат осаждения полиураната аммония, аппарат фильтрации и аппарат прокалки и восстановления до UO₂;
– агрегат производства таблетированного ядерного топлива;
согласно изобретению устройство снабжено вторым агрегатом термического окисления на воздухе до оксида U₃O₈ второй группы отходов, агрегатом взвешивания с дозатором оксида U₃O₃ с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, вторым агрегатом взвешивания с дозатором оксида U₃O₈ с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, агрегатом сухого смешивания оксидов U₃O₈ с высокой и низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, агрегатом мокрой корректировки с дозатором уранилнитратов с высокой и низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, причем все агрегаты размещены в технологической последовательности и снабжены транспортными средствами проводки перерабатываемых отходов и полуфабрикатов с агрегата на агрегат.

Использование отходов ядерного топлива с различной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана позволит получить регенерированное ядерное топливо с требуемой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана.

Термическое окисление до U₃O₈ на воздухе второй группы отходов ядерного топлива перед водным методом очистки позволит перевести все отходы в оксид U₃O₈, что облегчит расчет добавки при смешении и получения требуемой массовой доли U₂₃₅ в смеси изотопов урана.

Использование формул (1), (2) при расчете и смешении порошков оксидов U₃O₈ с различной массовой долей U₂₃₅ позволит получить заданную массовую долю U₂₃₅, требуемую для таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов, например для энергетического ядерного реактора ВВЭР.

Растворение в азотной кислоте полученной смеси с фильтрацией позволит отделить нерастворимые примеси из раствора и повысить качество раствора, а возврат пром. вод на растворение позволит уменьшить расход HNO₃.

Корректировка массовой доли U₂₃₅ до заданной в жидкой фазе уранилнитрата с применением формул (3), (4) позволит весьма точно достичь требуемой заданной массовой доли U₂₃₅ в смеси изотопов урана.

Проведение экстракции-реэкстракции уранилнитрата после растворения 1 и 2 групп отходов позволит осуществить очистку от примесей, повысить качество раствора.

Возврат фильтрата после фильтрации полиураната аммония на растворение 1, 2 групп отходов позволит снизить потери урана.

Температурные параметры окисления 1 и 2 групп отходов до U₃O₈ и параметры выщелачивания являются оптимальными, прошедшими испытания, и изменения в большую или меньшую стороны приведут к нарушению технологического режима и к браку.

Размещение агрегатов в технологической последовательности с транспортными средствами проводки перерабатываемых отходов и полуфабрикатов с агрегата на агрегат позволит повысить производительность переработки, а дополнительный ввод в аппаратную схему второго агрегата термического окисления второй группы отходов, двух агрегатов взвешивания с дозаторами, агрегата смешения и агрегата мокрой корректировки массовой доли U₂₃₅ смеси изотопов наряду с повышением производительности достичь осуществления способа и получить из брака регенерированный уран с заданной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана.

На чертеже схематически изображена аппаратурная схема процесса получения керамической UO₂ из отходов производства ядерного топлива.

Устройство для осуществления способа изготовления таблетированного ядерного топлива из отходов окислов урана содержит:
– агрегат 1 термического окисления на воздухе первой группы отходов ядерного топлива в виде бракованных прессовок, некондиционных спеченных таблеток, брака таблеток по плотности, таблеток со сколами и трещинами, с дефектами поверхности и формы, не соответствующих эталону по химическому составу,
– агрегат 2 выщелачивания в HNO₃ урана из отходов второй группы в виде шлифовального порошка, окислов от зачистки оборудования, золы,
– агрегат 3 фильтрации,
– агрегат 4 экстракции,
– агрегат 5 реэкстракции,
– агрегат 6 получения керамического диоксида UO₂ по АДУ-процессу, включающий аппарат 7 осаждения полиураната аммония, аппарат 8 фильтрации и аппарат 9 прокалки и восстановления до UO₂,
– агрегат 10 производства таблетированного топлива из диоксида UO₂.

Устройство снабжено вторым агрегатом 11 термического окисления на воздухе до оксида U₃O₈ второй группы отходов, агрегатом 12 взвешивания с дозатором 13 оксида U₃O₈ с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, вторым агрегатом 14 взвешивания с дозатором 15 оксида U₃O₈ с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, агрегатом 16 сухого смешения оксидов U₃O₈ с высокой и низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, агрегатом 17 мокрой корректировки с дозаторами 18, 19, 20 с высокой и низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, причем все агрегаты размещены в технологической последовательности и снабжены транспортными средствами проводки перерабатываемых отходов и полуфабрикатов с агрегата на агрегат. В качестве транспортной межоперационной тары использован биконический контейнер 21 с герметично закрывающейся крышкой, снабженный петлями для строповки и перемещения грузоподъемной машиной 22 и предназначен для перемещения сухих отходов и порошков. Для транспортировки жидких отходов и полуфабрикатов использованы насосы или монтежю 23 и монтежю 24.

Для сбора пром. вод после промывки осадка использована емкость 25.

Для приготовления раствора HNO₃ использована емкость 26, а для промывки осадка емкость 27.

Устройство для осуществления способа изготовления таблетированного ядерного топлива из отходов окислов урана работает следующим образом, а способ осуществляют в следующем порядке.

Отходы ядерного топлива первой группы в виде бракованных прессовок, некондиционных спеченных таблеток, брака таблеток по плотности, таблеток со сколами и трещинами, с дефектами поверхности и формы, не соответствующих эталону и по химическому составу, а также брак ядерного топлива по массовой доле U₂₃₅ в смеси изотопов урана с высоким его содержанием, т.е. выше 5,0% U₂₃₅ в биконических контейнерах 21 с помощью транспортного средства 22 загружают в агрегат 1 термического окисления на воздухе, где окисляют до оксида U₃O₈ при температуре 480-520^oC. Режим окисления оптимальный и снижение или повышение температурного режима приведет либо к некачественному окислению либо к перерасходу электроэнергии. Оксид U₃O₈ из агрегата 1 собирается в другой биконический контейнер 21 и транспортируется средством 22 на агрегат 12 взвешивания.

Отходы ядерного топлива второй группы в виде шлифовального порошка после шлифовки таблеток, окислов от зачистки оборудования, золы, а также брак ядерного топлива по массовой доле U₂₃₅ смеси изотопов урана с низким содержанием U₂₃₅, т.е. ниже 5,0% в аналогичных биконических контейнерах 21 с помощью транспортного средства загружается в агрегат 11 термического окисления на воздухе до оксида U₃O₈, где окисляют до оксида U₃O₈ при температуре 600- 800^oC. Режим окисления оптимальный и выбран с учетом более полного окисления урана в смеси с большим количеством примесей. Оксид урана U₃O₈ из агрегата 11 собирается в аналогичный биконический контейнер 21 и транспортируется транспортным средством 22 на второй агрегат 14 взвешивания.

На агрегате 12 взвешивают оксид U₃O₈ с высокой массовой долей U₂₃₅ смеси изотопов урана, определяют содержание урана и массовой доли U₂₃₅ смеси изотопов урана, аналогично взвешивают оксид U₃O₈ на агрегате 14 с низкой массовой долей U₂₃₅ и определяют содержание урана и массовой доли U₂₃₅.

Выполняют расчет для двух содержаний массовых долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана по формуле (1):

где m ^{– масса окислов урана с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
m_н – масса окислов урана с номинальной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
O_н – содержание урана в окислах с номинальной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
C_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
– масса окислов урана с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
O – содержание урана в окислах с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
C₅ – низкая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана.}

O ^{– содержание урана в окислах с высокой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов.}

Массу окислов урана с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана для “n” массовых долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана определяют по формуле:

где m ^{– масса окислов урана с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
m_н – масса окислов урана с номинальной массовой долей U₂₃₅ смеси изотопов урана,
O_н – содержание урана в окислах с номинальной массовой долей U₂₃₅,
C_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
m₁ – масса окислов первой массовой доли U₂₃₅,
O₁ – содержание урана в окислах первой массовой доли U₂₃₅,
C₅₁ – массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана первого окисла урана,
m_n – масса окислов n массовой доли U₂₃₅,
O_n – содержание урана в окислах n массовой доли U₂₃₅,
C_5n – массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана n-ного окисла урана,
O – содержание урана в окислах с высокой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
Пример 1. По формуле 2 для n массовых долей урана U₂₃₅ производим расчет необходимого количества оксида U₃O₈ с высокой массовой долей U₂₃₅ для получения массовой доли 4,4% U₂₃₅, требуемой для изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов энергетического ядерного реактора ВВЭР.}

Получен первый оксид урана U₃O₈: m₁ – 2000 кг, O₁ – 84%, C₅₁ – 1,6%.

Получен второй оксид U₃O₈: m₂ – 1000 кг, O₂ – 80%, C₅₂ – 3,8%.

Требуется определить, сколько нужно оксида U₃O₈ с содержанием: O <sup>– 82%, C₅ – 20% для получения оксида U₃O₈ с массовой долей U₂₃₅ – 4,4%





С помощью дозатора 13 требуемое количество оксида U₃O₈ с высокой массовой долей U₂₃₅ ссыпается в биконический контейнер 21 и транспортным средством 22 транспортируется на агрегат 16 сухого смешения оксидов урана U₃O₈, где уже имелся оксид с низкой массовой долей U₂₃₅ или же с помощью дозатора 15 оксид U₃O₈ с низкой массовой долей U₂₃₅ в необходимом количестве согласно расчетным данным формул (1) или (2) засыпался в биконический контейнер 21 и направлялся на агрегат смешения для получения требуемой массовой доли U₂₃₅ в смеси изотопов урана. После агрегата 16 сухого смешения оксидов смесь в биоконическом контейнере 21 транспортным средством транспортируется на агрегат 2 выщелачивания, где в азотокислом растворе с кислотностью 100-120 г/л при температуре 60-80oC осуществляют выщелачивание урана в уранилнитрат. Подачу азотно-кислого раствора в агрегат 2 осуществляют из емкости 26. Оксиды с высокой массовой долей U₂₃₅ подвергают выщелачиванию в оборудовании в ядерно безопасном исполнении во избежание возникновения самопроизвольной ядерной реакции, т.е. либо в плоских емкостях, трубных или петлевых реакторах. Агрегат 2 выполнен в петлевом исполнении. По окончании выщелачивания пульпа поступает на агрегат 3 фильтрации, где происходит отделение твердых взвесей от раствора уранилнитрата. Твердые взвеси промывают раствором HNO₃ из емкости 27 в емкость 25, откуда подаются в емкость 26 для использования в качестве воды.</sup>

Фильтрованный уранилнитрат поступает в дозаторы 18, либо 19, либо 20, где определяют содержание урана и урана 235 в растворе уранилнитрата и производят расчет по формуле:

где, V ^{– объем раствора с высокой массовой долей U₂₃₅,
V_н – объем раствора с номинальной массовой долей U₂₃₅,
О_н – содержание урана в растворе с номинальной массовой долей U₂₃₅,
C_5Н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
V объем раствора с низким содержанием массовой доли U₂₃₅,
O содержание урана в растворе с низким содержанием массовой доли U₂₃₅,
C₅ – низкая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
O – содержание урана в растворе с высокой массовой долей U₂₃₅,
C₅ высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана.}

По этой формуле (3), определяют какой объем раствора с высокой массовой долей U₂₃₅ требуется добавить к объему раствора с низкой массовой долей U₂₃₅, чтобы получить раствор с заданной массовой долей U₂₃₅.

Для определения объема раствора уранилнитрата с низкой массовой долей U₂₃₅, который требуется добавить в раствор уранилнитрата с высокой массовой долей U₂₃₅, чтобы получить раствор уранилнитрата с заданной массовой долей U₂₃₅, используют формулу (4):
где – объем раствора с низкой массовой долей U₂₃₅,
V_н – объем раствора с номинальной массовой долей U₂₃₅,
О_н – содержание урана в растворе с номинальной массовой долей U₂₃₅,
C_5H – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
V ^{– объем раствора с высокой массовой долей U₂₃₅,
O – содержание урана в растворе с высокой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
O – содержание урана в растворе с низкой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – низкая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана.}

перемешивают в замкнутом контуре.

Пример 2. Требуется довести раствор до массовой доли U₂₃₅ 4,4%, если имеется раствор 1: V ^{– 2000 л, O – 100 г/л, C₅ – 4,46%, раствором 2: O 100 г/л, C₅ – 3,6%.}

По формуле 4 определяем объем раствора 2, который требуется добавить в раствор 1, чтобы получить раствор с заданной массовой долей 4,4%

89,20+0,036V= 88,00+0,044V
89,20-88 = (0,044-0,036)V
V= 1,2/0,008 = 150 литров
С помощью дозаторов 18, 19, 20 расчетное количество растворов уранилнитрата сливается в агрегат 17 мокрой корректировки, где раствор уранилнитрата перемешивается в замкнутом контуре.

Из агрегата 17 раствор уранилнитрата транспортируется насосом или монтежю 23 в агрегат 4 экстракции, где в качестве экстрагента используют 25-30%-ный раствор трибутилфосфата в органическом разбавителе. Движение уранилнитрата по экстрактору показано сплошной стрелкой, а движение трибутилфосфата по противотоку пунктирной стрелкой.

Обедненный по урану рафинат с отвальным содержанием урана менее 5мг/л со всеми примесями сбрасывается в отвал, а трибутилфосфат в органическом разбавителе поступает в агрегат 5 реэкстракции раствором HNO₃, где уран переходит в реэкстракт, а трибутилфосфат в разбавителе возвращается на экстракцию.

Реэкстракт поступает в агрегат получения керамического диоксида UO₂ по АДУ-процессу, где в аппарате 7 осаждают раствором NH₄OH полиуранат аммония, в аппарате 8 пульпу полиураната аммония фильтруют, фильтрат с помощью монтежю 24 возвращают в емкость 26 для использования фильтрата в качестве воды при изготовлении азотно-кислого раствора, а осадок полиураната аммония в агрегате 9 прокаливают и восстанавливают до UO₂. Порошок диоксида урана UO₂ ссыпается в биконический контейнер 21 и транспортируется в агрегат 10 производства таблетированного топлива из диоксида UO₂.

Формула изобретения

1. Способ изготовления таблетированного ядерного топлива из отходов окислов урана, включающий термическое окисление на воздухе до оксида U₃O₈ первой группы отходов ядерного топлива в виде бракованных прессовок, не кондиционных спеченных таблеток, брака таблеток по плотности, таблеток со сколами и трещинами, с дефектами поверхности и формы, не соответствующих эталону и по химическому составу, выщелачивание урана из отходов второй группы в виде шлифовального порошка, окислов от зачистки оборудования, золы с применением HNO₃, фильтрацию, экстракцию уранилнитрата в 25 – 30% растворе трибутилфосфата в органическом разбавителе, реэкстракцию в подкисленной HNO₃ воде, получение керамического диоксида UO₂ по АДУ – процессу, включающему осаждение полиураната аммония, фильтрацию, прокалку с восстановлением до UO₂ и производство таблетированного топлива, отличающийся тем, что используют отходы ядерного топлива с различной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, вторую группу отходов ядерного топлива подвергают предварительному перед водным методом очистки термическому окислению на воздухе до оксида U₃O₈, оксиды урана U₃O₈ первой и второй групп отходов ядерного топлива взвешивают, определяют общее содержание урана и массовой доли U₂₃₅ в смеси изотопов урана, выполняют расчет добавки оксида U₃O₈ с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана к оксиду U₃O₈ с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана для получения смеси номинальной массовой доли U₂₃₅ в смеси изотопов урана по формуле для двух содержаний массовых долей U₂₃₅

где m <sup>– масса окислов урана с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
m_н – масса окислов урана с номинальной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
О_н – содержание урана в окислах с номинальной массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
С_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
m – масса окислов урана с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
O – содержание урана в окислах с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
C₅ – низкая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
O – содержание урана в окислах с высокой массовой долей U₂₃₅;
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
массу окислов урана с высокой массовой долей U₂₃₅ для “n” массовых долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана определяют по формуле

где m – масса окислов урана с высокой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
m_н – масса окислов урана с номинальной массовой долей U₂₃₅ смеси изотопов урана;
О_н – содержание урана в окислах с номинальной массовой долей U₂₃₅;
С_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
m₁ – масса окислов первой массовой доли U₂₃₅;
О₁ – содержание урана в окислах первой массовой доли U₂₃₅;
С₅₁ – массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана первого окисла урана;
m_n – масса окислов “n” массовой доли U₂₃₅;
О_n – содержание урана в окислах “n” массовой доли U₂₃₅;
С_5n – массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана n-ного окисла урана;
O – содержание урана в окислах с высокой массовой долей U₂₃₅;
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
согласно полученному расчету по формуле (1),(2) осуществляют весовое дозирование оксидов U₃O₈ разных массовых долей U₂₃₅, смешивание до номинальной массовой доли U₂₃₅ в смеси изотопов урана, растворение в азотной кислоте полученной смеси оксидов U₃O₈, а после фильтрации проводят корректировку массовой доли U₂₃₅ в смеси изотопов урана в растворе уранилнитрата предварительно подготовленными растворами уранилнитрата с высокой или низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, для чего определяют содержание урана и урана 235 в растворе и производят доливку рассчитанного по формулам (3) и (4) раствора

где V – объем раствора с высокой массовой долей U₂₃₅,
V_н – объем раствора с номинальной массовой долей U₂₃₅;
О_н – содержание урана в растворе с номинальной массовой долей U₂₃₅;
С_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
V – объем раствора с низким содержанием массовой доли U₂₃₅;
O – содержание урана в растворе с низким содержанием массовой доли U₂₃₅;
C₅ – низкая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана;
O – содержание урана в растворе с высокой массовой долей U₂₃₅;
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана и

где V – объем раствора с низкой массовой долей U₂₃₅;
V_н – объем раствора с номинальной массовой долей U₂₃₅;
О_н – содержание урана в растворе с номинальной массовой долей U₂₃₅;
С_5н – номинальная массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
V – объем раствора с высокой массовой долей U₂₃₅,
O – содержание урана в растворе с высокой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – высокая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана,
O – содержание урана в растворе с низкой массовой долей U₂₃₅,
C₅ – низкая массовая доля U₂₃₅ в смеси изотопов урана
и полученный раствор уранилнитрата с заданной массовой долей U₂₃₅ перемешивают в замкнутом контуре.</sup>

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что первую группу отходов ядерного топлива окисляют на воздухе при температуре 480 – 520^oC.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что вторую группу отходов ядерного топлива окисляют на воздухе при температуре 600 – 800^oC.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что выщелачивание первой и второй групп отходов ядерного топлива осуществляют при кислотности HNO₃ в растворе 100 – 120 г/л и температуре 60 – 80^oC.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что осадок после выщелачивания и фильтрации промывают слабо кислым раствором HNO₃ и водой, сбрасывают в отвал, а промывочные воды используют для приготовления раствора HNO₃ для выщелачивания в качестве воды.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что фильтрат после фильтрации полиураната аммония возвращают на выщелачивание, где используют в качестве воды при приготовлении раствора HNO₃ для выщелачивания.

7. Устройство для осуществления способа изготовления таблетированного ядерного топлива из отходов окислов урана, содержащее агрегат термического окисления на воздухе до оксида U₃O₈ первой группы отходов ядерного топлива в виде бракованных прессовок, не кондиционных спеченных таблеток, брака таблеток по плотности, таблеток со сколами и трещинами, с дефектами поверхности и формы, не соответствующих эталону и по химическому составу, агрегат выщелачивания в HNO₃ урана из отходов второй группы в виде шлифовального порошка, окислов от зачистки оборудования, золы, агрегат фильтрации, агрегат экстракции, агрегат реэкстракции, агрегат получения керамического диоксида UO₂ по АДУ – процессу, включающий аппарат осаждения полиураната аммония, аппарат фильтрации и аппарат прокалки и восстановления до UO₂, агрегат производства таблетированного ядерного топлива, отличающееся тем, что устройство снабжено вторым агрегатом термического окисления на воздухе до оксида U₂O₈ второй группы отходов, агрегатом взвешивания с дозатором оксида U₃O₈ с низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, агрегатом сухого смешения оксидов U₃O₈ с высокой и низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, агрегатом мокрой корректировки с дозаторами уранилнитрата с высокой и низкой массовой долей U₂₃₅ в смеси изотопов урана, причем все агрегаты размещены в технологической последовательности и снабжены транспортными средствами проводки перерабатываемых отходов и полуфабрикатов с агрегата на агрегат.

РИСУНКИ

MM4A Досрочное прекращение действия патента из-за неуплаты в установленный срок пошлины за
поддержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 26.11.2008

Дата публикации: 10.05.2011