RU2569998C2 - Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк - Google Patents
Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк Download PDFInfo
- Publication number
- RU2569998C2 RU2569998C2 RU2013135013/05A RU2013135013A RU2569998C2 RU 2569998 C2 RU2569998 C2 RU 2569998C2 RU 2013135013/05 A RU2013135013/05 A RU 2013135013/05A RU 2013135013 A RU2013135013 A RU 2013135013A RU 2569998 C2 RU2569998 C2 RU 2569998C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactors
- temperature
- nuclear fuel
- rbmk
- radioactive wastes
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 24
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 7
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 6
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 title abstract description 5
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims abstract description 14
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 14
- 239000010955 niobium Substances 0.000 claims abstract description 14
- 229910052758 niobium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N niobium atom Chemical compound [Nb] GUCVJGMIXFAOAE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims abstract description 6
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims abstract description 6
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 claims abstract description 5
- 239000002699 waste material Substances 0.000 claims abstract description 5
- KZBUYRJDOAKODT-UHFFFAOYSA-N Chlorine Chemical compound ClCl KZBUYRJDOAKODT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 4
- DUNKXUFBGCUVQW-UHFFFAOYSA-J zirconium tetrachloride Chemical compound Cl[Zr](Cl)(Cl)Cl DUNKXUFBGCUVQW-UHFFFAOYSA-J 0.000 claims abstract description 4
- 239000003818 cinder Substances 0.000 claims description 5
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 5
- 238000005275 alloying Methods 0.000 claims description 4
- 238000005660 chlorination reaction Methods 0.000 claims description 4
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 4
- 150000003755 zirconium compounds Chemical class 0.000 claims description 3
- 239000000428 dust Substances 0.000 claims 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 6
- 239000002900 solid radioactive waste Substances 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 10
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 10
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 10
- 150000001805 chlorine compounds Chemical class 0.000 description 9
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 9
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 8
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 7
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N Tin Chemical compound [Sn] ATJFFYVFTNAWJD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910052804 chromium Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 6
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000013260 porous coordination network Substances 0.000 description 6
- 229910052718 tin Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000011135 tin Substances 0.000 description 6
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 5
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 5
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 5
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 5
- YHBDIEWMOMLKOO-UHFFFAOYSA-I pentachloroniobium Chemical compound Cl[Nb](Cl)(Cl)(Cl)Cl YHBDIEWMOMLKOO-UHFFFAOYSA-I 0.000 description 5
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910052720 vanadium Inorganic materials 0.000 description 5
- GPPXJZIENCGNKB-UHFFFAOYSA-N vanadium Chemical compound [V]#[V] GPPXJZIENCGNKB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 4
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 4
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 4
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 4
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 4
- ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N Chlorine atom Chemical compound [Cl] ZAMOUSCENKQFHK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 3
- 239000000460 chlorine Substances 0.000 description 3
- 229910052801 chlorine Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 3
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 3
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 3
- 239000002904 solvent Substances 0.000 description 3
- 238000000859 sublimation Methods 0.000 description 3
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N Hydrochloric acid Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 2
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 2
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 2
- 229910018072 Al 2 O 3 Inorganic materials 0.000 description 1
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001242 acetic acid derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 239000008346 aqueous phase Substances 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 239000003990 capacitor Substances 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 description 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000001640 fractional crystallisation Methods 0.000 description 1
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 1
- 229910000041 hydrogen chloride Inorganic materials 0.000 description 1
- IXCSERBJSXMMFS-UHFFFAOYSA-N hydrogen chloride Substances Cl.Cl IXCSERBJSXMMFS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910010272 inorganic material Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- CPLXHLVBOLITMK-UHFFFAOYSA-N magnesium oxide Inorganic materials [Mg]=O CPLXHLVBOLITMK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000395 magnesium oxide Substances 0.000 description 1
- AXZKOIWUVFPNLO-UHFFFAOYSA-N magnesium;oxygen(2-) Chemical compound [O-2].[Mg+2] AXZKOIWUVFPNLO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003960 organic solvent Substances 0.000 description 1
- RPESBQCJGHJMTK-UHFFFAOYSA-I pentachlorovanadium Chemical class [Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[Cl-].[V+5] RPESBQCJGHJMTK-UHFFFAOYSA-I 0.000 description 1
- 230000001376 precipitating effect Effects 0.000 description 1
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 230000002269 spontaneous effect Effects 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 230000008022 sublimation Effects 0.000 description 1
- 238000003786 synthesis reaction Methods 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Processing Of Solid Wastes (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способу обработки твердых радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК. Способ заключается в хлорировании отходов молекулярным хлором при температуре 400-500°С и разделении полученных продуктов, при этом огарок и отфильтрованные пылевидные продукты направляют в пурекс-процесс, газовую смесь с целью очистки от ниобия и других легирующих элементов обрабатывают водородом при температуре 450-550°С и пропускают через керамический фильтр, нагретый до 500-550°С, очищенный тетрахлорид циркония кристаллизуют в конденсаторе при температуре не выше 150°С. Изобретение обеспечивает минимизацию объема и перевод большей радиоактивных отходов в более безопасные категории, а также снижение затрат, связанных с захоронением отходов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.
Description
Изобретение относится к обработке твердых радиоактивных отходов и может быть использовано для снижения затрат, связанных с их хранением. В атомной энергетике России, Украины и европейских стран широко используются водо-водяные реакторы (с водой под давлением ВВЭР, PWR и кипящие BWR). Кроме того, в России широко представлены реакторы РБМК. В качестве конструкционных материалов тепловыделяющих сборок (ТВС) в указанных реакторах используются сплавы циркония с ниобием, состав которых приведен в таблице 1.
Технологическими процессами переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водо-водяных реакторов и реакторов РБМК предусмотрено отделение от тепловыделяющих сборок (ТВС) концевых деталей из нержавеющей стали.
После этого пучок тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) режут на куски.
Куски топлива и элементов ТВС из циркониевых сплавов подают в аппарат-растворитель. После растворения ОЯТ элементы ТВС, которые не растворяются в азотной кислоте при температуре процесса, удаляют из аппарата-растворителя. Радиоактивность образованных металлических радиоактивных отходов циркониевых сплавов (МРАО) обусловлена β-активностью изотопов 94Nb (Τ1/2=1,8·104 лет) и 93Zr (Т1/2=1,5·106 лет), накопленных в процессе облучения сплавов в реакторах, а также присутствием в МРАО частиц ОЯТ, содержащих уран, плутоний, осколки деления и младшие актиниды, захваченных кусками оболочек в процессе резки и не растворившихся вследствие отсутствия контакта с растворителем. Куски МРАО в присутствующих в них частицах ОЯТ содержат 35-400 г/т урана и до 0,1 г/т плутония, β-активность МРАО достигает 2,96·107 Бк/г, α-активность - 3,7·104 Бк/г. Поэтому, в соответствии с [2] такие МРАО относят к высокоактивным отходам (ВАО).
В России принят следующий порядок обращения с МРАО. Куски элементов ТВС из циркониевых сплавов размещают в металлических емкостях слоями, разделенными слоями оксида магния, для исключения самопроизвольного воспламенения на воздухе пирофорных циркониевых сплавов, имеющих развитую поверхность и повышенную температуру вследствие разогрева из-за самооблучения. Насыпная плотность циркониевых сплавов в емкостях не превышает 1,1 т/м3. На французских предприятиях по переработке ОЯТ МРАО прессуют на прессе в цилиндрические таблетки, которые затем помещают по четыре в стальную герметизируемую оболочку, направляемую на окончательное захоронение в могильники ВАО.
Известен способ обработки МРАО, заключающийся в растворении сплава, экстракции циркония в органический растворитель, реэкстракции очищенного циркония и осаждении его из водной фазы. Операцию растворения циркониевого сплава производят при температуре 100-130°C в составе, содержащем HNO3 300-800 кг/м3, K2Zr(Hf)F6 5-32 кг/м3, вода - остальное. Технический результат заключается в упрощении процесса очистки и дезактивации [3].
Недостатком данного способа обработки МРАО является необходимость использования значительных количеств растворов, содержащих высокоактивные радионуклиды, для снижения концентрации последних во избежание радиолиза органических экстрагентов, что влечет за собой образование больших количеств жидких РАО, нуждающихся в переработке и захоронении, а также длительность процесса растворения - более 30 часов.
В результате использования указанного способа из МРАО удаляются уран, плутоний, осколки деления и младшие актиниды. Количество ВАО при этом сокращается не менее чем в 30 раз вследствие отделения высокоактивного 94Nb (в виде шлама), содержание которого в МРАО достигает 2,5%. Цирконий, освобожденный от радиоактивного ниобия, или не менее 97,5% исходных МРАО переходит в категорию среднеактивных отходов (САО), так как его удельная активность не превышает 1,8·104 Бк/г [2].
Наиболее близким к предложенному изобретению, выбранным в качестве прототипа, является способ пирохимической переработки МРАО, заключающийся в переводе сплава в газовую фазу путем обработки безводным хлористым водородом при 380-800°C с дальнейшим разделением полученных продуктов [4].
Недостатком прототипа является использование хлористого водорода, который при выбранных температурах процесса взаимодействует с диоксидом урана, плутония, оксидами осколков деления и младших актинидов, переводя их в газовую фазу. Для разделения компонентов газовой смеси, содержащей тетрахлорид циркония (ТХЦ), пентахлорид ниобия (ПХН) и хлориды компонентов ОЯТ, необходимо использовать батарею конденсаторов для дробной кристаллизации хлоридов. В конденсируемом ТХЦ содержатся значительные количества примесей высокоактивного ниобия вследствие близости температур конденсации ТХЦ и ПХН (разница менее 80°C) и компонентов ОЯТ. Такой ТХЦ необходимо подвергать повторным сублимациям для очистки от примесей, что усложняет и удорожает процесс.
В результате использования прототипа количество ВАО сокращается не менее чем в 35 раз - в основном отделяется и переводится в диоксид высокоактивный 94Nb, содержание которого в МРАО достигает 2,5%. Цирконий, освобожденный от радиоактивного ниобия, или не менее 97,5% исходных МРАО, переходит в категорию САО.
Технической задачей изобретения является минимизация объема и перевод большей части радиоактивных отходов, полученных при обработке металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК, в другие, более безопасные, категории.
Техническое решение задачи заключается в:
- хлорировании МРАО молекулярным хлором при температуре 400-500°C для исключения перевода компонент ядерного топлива в газовую фазу;
- направлении огарка и отфильтрованных частиц уноса в пурекс-процесс;
- обработке газовой смеси хлоридов циркония, ниобия, железа, олова, хрома, ванадия водородом при температуре 450-550°C и пропускании ее через керамический фильтр, нагретый до 500-550°C для отделения газообразного ТХЦ от твердых частиц - нелетучих низших хлоридов ниобия, железа, олова, хрома, ванадия;
- конденсации очищенного ТХЦ при температуре не выше 150°C;
- использовании полученного ТХЦ для синтеза летучих при нормальной температуре соединений циркония с целью разделения его изотопов и получения 90Zr в качестве целевого продукта.
Способ обработки МРАО, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК, осуществляют следующим образом.
МРАО подвергают хлорированию молекулярным хлором, например, в шахтных электропечах (1, 2) см. фиг. 1) при температуре 400-500°C. При этих температурах образуются летучие ТХЦ и ПХН, а частицы ОЯТ, в основном состоящие из UO2, с хлором не взаимодействуют и остаются в огарке либо уносятся из печи потоком газовой смеси. Такие легирующие компоненты, как олово, железо, хром, ванадий при этом образуют летучие хлориды и переходят в газовую фазу совместно с ТХЦ и ПХН. Огарок собирают в сборники шахтных печей (3, 4). Частицы уноса задерживают патронным керамическим фильтром (5). Огарок и пылевидные продукты, задержанные на фильтре и снятые с него при очистке, направляют в голову пурекс-процесса (на растворение) для извлечения урана, плутония и удаления продуктов деления и младших актинидов в стеклянную матрицу.
Газообразные хлориды конденсируют в батарее аппаратов конденсации-сублимации (6, 7) при температуре не выше 150°C. В процессе конденсации избыточный хлор удаляют по линиям откачки (8, 9). Конденсацию хлоридов ведут в одних аппаратах батареи, в то время как температуру в других повышают до 450-550°C. Ранее сконденсированные в нагреваемых аппаратах хлориды сублимируют. Их подают в аппарат типа «труба в трубе» (10). В аппарате (10) при температуре 450-550°C газовую смесь обрабатывают водородом для перевода ПХН и хлоридов олова, железа, хрома, ванадия в нелетучие низшие хлориды, оседающие на дно и стенки аппарата. В процессе обработки водородом из газовой смеси выделяется не менее 99,9% ниобия в виде его нелетучего трихлорида. Из аппарата (10) газовую смесь пропускают через спеченный керамический фильтр, например, из Al2O3, нагретый до 500-550°C для окончательной очистки паров ТХЦ от низших хлоридов ниобия и других легирующих компонентов, в аппарате (11). Частицы нелетучих хлоридов ниобия и легирующих компонентов задерживаются фильтром (11), а остаточные газообразные высшие хлориды ниобия, олова, железа, хрома, ванадия восстанавливаются на нем до нелетучих низших хлоридов.
Спеченный фильтр (11) используют в том числе для регулирования времени взаимодействия газовой смеси с водородом в аппарате (10).
Выделенные низшие хлориды ниобия в аппарате (12) обрабатывают хлором до образования ПХН, который гидрируют водой в аппарате (13) для получения Nb2O5, имеющего удельную β-активность на уровне 5·108 Бк/г. Последний направляют на окончательное захоронение в могильники ВАО.
После проведения операций очистки в аппаратах (10, 11) ТХЦ содержит не более 1·10-3% по массе ниобия, олова, железа, хрома, ванадия.
Очищенный ТХЦ конденсируют в батарее аппаратов конденсации-сублимации (14, 15) при температуре не выше 150°C. Конденсацию ТХЦ ведут в одних аппаратах батареи, в то время как температуру в других повышают до 450-550°C. Ранее сконденсированный в нагреваемых аппаратах батареи ТХЦ сублимирует. Использование батарей аппаратов (6, 7) и (14, 15) позволяет вести процесс в непрерывном режиме.
Сублимированный из аппаратов (14, 15) ТХЦ используют для получения летучего при нормальной температуре соединения циркония, например, какого-либо из фторированных ацетатцирконилов ZrO(CHnF(3n)COO)2, где n=1, 2, 3. Полученные соединения направляют на газовые центрифуги для разделения изотопов циркония с целью выделения из смеси 99% изотопа 90Zr. Содержание 90Zr в природной смеси изотопов, облучавшейся в водо-водяных реакторах или реакторах РБМК в течение 3-х лет, не менее 50%. Этот изотоп используют для получения сплавов циркония с ниобием для изготовления конструкционных элементов ТВС водо-водяных реакторов и реакторов РБМК. 90Zr обладает минимальным сечением захвата тепловых нейтронов в сравнении с другими природными изотопами циркония. В процессе его облучения в реакторе ВВЭР (при 99% обогащении) образуется более чем в сто раз меньше долгоживущего 93Zr в сравнении с образованием этого изотопа при облучении природной смеси изотопов циркония [5].
Использование предлагаемого способа обработки МВАО, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК, позволяет не менее чем в 40 раз сократить объем ВАО, 50% исходного количества МВАО перевести в категорию САО, сделав остальной материал нерадиоактивным.
Литература
1. Н.Н. Пилипенко. Получение циркония ядерной чистоты. ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2008. №2. Серия: Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение (92), с.66-72.
2. ОСПОРБ 99/2010 «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности".
3. Патент RU №2152651, МКИ G21F 9/06 от 10.07.2000.
4. Л.В. Арсенков. Регенерация циркония из облученных твэлов ВВЭР и РБМК. - ВНИИ неорганических материалов, № ЭН-15596, М., 1974 г.
5. В.А. Апсэ, А.Н. Шмелев, Г.Г. Куликов. Известия вузов. Ядерная энергетика. №5. 1997 г., с.30-35.
Claims (2)
1. Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов РБМК, заключающийся в хлорировании отходов и разделении полученных продуктов, отличающийся тем, что с целью минимизации объема и перевода большей их части в другие, более безопасные, категории, хлорирование ведут молекулярным хлором при температуре 400-500°С, огарок и отфильтрованные пылевидные продукты направляют в пурекс-процесс, газовую смесь с целью очистки от ниобия и других легирующих элементов обрабатывают водородом при температуре 450-550°С и пропускают затем через керамический фильтр, нагретый до 500-550°С, очищенный тетрахлорид циркония кристаллизуют в конденсаторе при температуре не выше 150°С.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что очищенный тетрахлорид циркония используют для получения летучего при нормальной температуре соединения циркония с целью разделения его изотопов и получения 90Zr в качестве целевого продукта.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013135013/05A RU2569998C2 (ru) | 2013-07-26 | 2013-07-26 | Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2013135013/05A RU2569998C2 (ru) | 2013-07-26 | 2013-07-26 | Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2013135013A RU2013135013A (ru) | 2015-02-10 |
| RU2569998C2 true RU2569998C2 (ru) | 2015-12-10 |
Family
ID=53281422
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2013135013/05A RU2569998C2 (ru) | 2013-07-26 | 2013-07-26 | Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2569998C2 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2660850C2 (ru) * | 2016-10-19 | 2018-07-10 | Оксана Алексеевна Аржаткина | Способ получения высокообогащенных изотопов циркония |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2152651C1 (ru) * | 1981-07-20 | 2000-07-10 | Петербургский институт ядерной физики им.Б.П.Константинова РАН | Способ дезактивации и очистки реакторного циркония |
| RU2417467C1 (ru) * | 2009-11-24 | 2011-04-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Способ дезактивации радиоактивных металлических отходов |
-
2013
- 2013-07-26 RU RU2013135013/05A patent/RU2569998C2/ru active IP Right Revival
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2152651C1 (ru) * | 1981-07-20 | 2000-07-10 | Петербургский институт ядерной физики им.Б.П.Константинова РАН | Способ дезактивации и очистки реакторного циркония |
| RU2417467C1 (ru) * | 2009-11-24 | 2011-04-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Способ дезактивации радиоактивных металлических отходов |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2660850C2 (ru) * | 2016-10-19 | 2018-07-10 | Оксана Алексеевна Аржаткина | Способ получения высокообогащенных изотопов циркония |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2013135013A (ru) | 2015-02-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Shadrin et al. | РH process as a technology for reprocessing mixed uranium–plutonium fuel from BREST-OD-300 reactor | |
| JP4196173B2 (ja) | 使用済核燃料の再処理方法 | |
| Jonke | Reprocessing of nuclear reactor fuels by processes based on volatilization, fractional distillation, and selective adsorption | |
| Sameh | Production Cycle for Large Scale Fission Mo‐99 Separation by the Processing of Irradiated LEU Uranium Silicide Fuel Element Targets | |
| US11062813B2 (en) | Systems and methods for fast molten salt reactor fuel-salt preparation | |
| EP2701158B1 (en) | Method for reprocessing irradiated nuclear fuel | |
| Schmets | Reprocessing of spent nuclear fuels by fluoride volatility processes | |
| RU2569998C2 (ru) | Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк | |
| JP3823593B2 (ja) | 使用済核燃料の再処理方法および使用済核燃料からの燃料再加工方法 | |
| Uribe | Protactinium presents a challenge for safeguarding thorium reactors. | |
| Collins et al. | Completion of a Chlorination Test Using 250 grams of High-Burnup Used Fuel Cladding from a North Anna Pressurized Water Reactor | |
| JP2013101066A (ja) | ジルコニウムを含む使用済燃料の処理装置および方法 | |
| JP2020204518A (ja) | 放射性溶液からのランタノイドの分離方法 | |
| US20230245794A1 (en) | Modular, integrated, automated, compact, and proliferation-hardened method to chemically recycle used nuclear fuel (unf) originating from nuclear reactors to recover a mixture of transuranic (tru) elements for advanced reactor fuel to recycle uranium and zirconium | |
| Hoogen et al. | Evaluation of potential head-end procedures for graphite-containing fuel elements | |
| RU2363060C2 (ru) | Способ переработки облученного бериллия | |
| Momotov et al. | Dissolution of spent nuclear fuel samples for analytical purposes | |
| Watanabe et al. | Adsorption of molybdenum hexafluoride on magnesium difluoride for uranium purification in FLUOREX reprocessing | |
| JP7692857B2 (ja) | 高レベル放射性廃棄物の処分負荷低減方法 | |
| Collins et al. | R&D progress on recovery/recycle of zirconium from used fuel cladding | |
| US20240120120A1 (en) | Modular, integrated, automated, compact, and proliferation-hardened method to chemically recycle used nuclear fuel (unf) originating from nuclear reactors to recover a mixture of transuranic (tru) elements for advanced reactor fuel, and to recycle uranium and zirconium | |
| KR20250051555A (ko) | 개량형 원자로 연료용 초우라늄(tru) 원소의 혼합물을 회수하기 위한 원자로로부터 유래된 사용후 핵연료(unf)를 화학적으로 재활용하고 우라늄 및 지르코늄을 재활용하기 위한 모듈식, 통합, 자동화, 콤팩트 및 확산-경화 방법 | |
| US20210031122A1 (en) | Method for Separating Cesium and Technetium | |
| Lin | Characteristics of radioactive waste streams generated in HTGR fuel reprocessing | |
| Konings et al. | Evaluation of thorium based nuclear fuel. Chemical aspects |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20151027 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20171214 |