RU2766563C2 - Method of processing nitride snf in molten salt with extraction of the target component using a precipitator - Google Patents
Method of processing nitride snf in molten salt with extraction of the target component using a precipitator Download PDFInfo
- Publication number
- RU2766563C2 RU2766563C2 RU2020127335A RU2020127335A RU2766563C2 RU 2766563 C2 RU2766563 C2 RU 2766563C2 RU 2020127335 A RU2020127335 A RU 2020127335A RU 2020127335 A RU2020127335 A RU 2020127335A RU 2766563 C2 RU2766563 C2 RU 2766563C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nitride
- molten salt
- salt
- actinides
- fuel
- Prior art date
Links
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 title claims abstract description 26
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 title claims abstract description 20
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims abstract description 9
- 238000000605 extraction Methods 0.000 title abstract 2
- 239000012716 precipitator Substances 0.000 title 1
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 14
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims abstract description 13
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims abstract description 11
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims abstract description 9
- IDBFBDSKYCUNPW-UHFFFAOYSA-N lithium nitride Chemical compound [Li]N([Li])[Li] IDBFBDSKYCUNPW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 claims abstract description 7
- 238000004821 distillation Methods 0.000 claims abstract description 3
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 abstract description 13
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 abstract 1
- 239000003792 electrolyte Substances 0.000 description 10
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 7
- MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N azanylidyneuranium Chemical compound [U]#N MVXWAZXVYXTENN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 4
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910001514 alkali metal chloride Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000011068 loading method Methods 0.000 description 3
- 238000003672 processing method Methods 0.000 description 3
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- YKYOUMDCQGMQQO-UHFFFAOYSA-L cadmium dichloride Chemical compound Cl[Cd]Cl YKYOUMDCQGMQQO-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 150000001805 chlorine compounds Chemical class 0.000 description 2
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 description 2
- -1 halide salts Chemical class 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 2
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 2
- 238000009377 nuclear transmutation Methods 0.000 description 2
- 238000005191 phase separation Methods 0.000 description 2
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 2
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 2
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 2
- 238000011160 research Methods 0.000 description 2
- 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 2
- 238000005292 vacuum distillation Methods 0.000 description 2
- FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 2-iodoquinoline Chemical compound C1=CC=CC2=NC(I)=CC=C21 FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XKJMBINCVNINCA-UHFFFAOYSA-N Alfalone Chemical compound CON(C)C(=O)NC1=CC=C(Cl)C(Cl)=C1 XKJMBINCVNINCA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000925 Cd alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- 229910013618 LiCl—KCl Inorganic materials 0.000 description 1
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- WCUXLLCKKVVCTQ-UHFFFAOYSA-M Potassium chloride Chemical class [Cl-].[K+] WCUXLLCKKVVCTQ-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 1
- YYUUMJDSMZORES-UHFFFAOYSA-N [Cd].[U] Chemical compound [Cd].[U] YYUUMJDSMZORES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052783 alkali metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000001340 alkali metals Chemical class 0.000 description 1
- 229910052788 barium Inorganic materials 0.000 description 1
- DSAJWYNOEDNPEQ-UHFFFAOYSA-N barium atom Chemical compound [Ba] DSAJWYNOEDNPEQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N beryllium oxide Inorganic materials O=[Be] LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- WLZRMCYVCSSEQC-UHFFFAOYSA-N cadmium(2+) Chemical compound [Cd+2] WLZRMCYVCSSEQC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 238000009833 condensation Methods 0.000 description 1
- 230000005494 condensation Effects 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 1
- 239000000374 eutectic mixture Substances 0.000 description 1
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 1
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 1
- 239000012634 fragment Substances 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 229910000765 intermetallic Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 1
- 229910052746 lanthanum Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 1
- FUJCRWPEOMXPAD-UHFFFAOYSA-N lithium oxide Chemical compound [Li+].[Li+].[O-2] FUJCRWPEOMXPAD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001947 lithium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 1
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 1
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 1
- 229910000510 noble metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 235000011164 potassium chloride Nutrition 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 238000003608 radiolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 description 1
- 229910052712 strontium Inorganic materials 0.000 description 1
- CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N strontium atom Chemical compound [Sr] CIOAGBVUUVVLOB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 description 1
- GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N technetium atom Chemical compound [Tc] GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- SAWLVFKYPSYVBL-UHFFFAOYSA-K uranium(iii) chloride Chemical compound Cl[U](Cl)Cl SAWLVFKYPSYVBL-UHFFFAOYSA-K 0.000 description 1
- 238000003809 water extraction Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/48—Non-aqueous processes
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Solid Fuels And Fuel-Associated Substances (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). The invention relates to methods for processing nitride spent nuclear fuel (SNF).
Для регенерации отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах перспективными являются пирохимические методы переработки, реализуемые в расплавленных галогенидных солях. Солевые системы на основе хлоридов щелочных металлов имеют температуру плавления от 350°С, не являются горючими, устойчивы к воздействию ионизирующего излучения и, соответственно, лишены недостатков водно-экстракционных систем, таких как радиолиз, образование взрывопожароопасных систем и вероятность вскипания под воздействием тепловыделения перерабатываемого ОЯТ.For the regeneration of spent nuclear fuel from fast neutron reactors, pyrochemical processing methods implemented in molten halide salts are promising. Salt systems based on alkali metal chlorides have a melting point of 350°C, are non-flammable, resistant to ionizing radiation and, accordingly, do not have the disadvantages of water-extraction systems, such as radiolysis, the formation of explosive systems and the likelihood of boiling up under the influence of heat release from the processed SNF .
Экспериментально обоснована эффективность использования пирохимических методов переработки при разделении целевых компонентов (урана и плутония) и продуктов деления (Т. SATOH, Т. IWAI and Ya. ARAI Electrolysis of Burnup- Simulated Uranium Nitride Fuels in LiCl-KCl Eutectic Melts // Journal of Nuclear Science and Technology. 2009. Vol. 46, No. 6, p. 557-563; K.M. GOFF, R.W. BENEDICT, K.L. HOWDEN, G.M. TESKE, and T.A. JOHNSON. Pyrochemical Treatment of Spent Nuclear Fuel // Proceedings of GLOBAL 2005 (Tsukuba, Japan, Oct 9-13, 2005), Paper No. 364; H. HAYASHL T. SATO, H. SHIBATA, M. KURATA, T. IWAI. and Ya. ARAI. Pyrochemical treatment of spent nitride fuels for MA transmutation // Science China Chemistry, 2014 Vol. 57 No. 11: 1427-1431; B.B. Смоленский, A.В. Новоселова, А.Т. Осипенко, Я.М. Лукьянова. Коэффициенты разделения U/La и U/Nd в расплавленной системе Ga-In/3LiCl-2KCl // Расплавы, 2015. № 1. с. 49-54)).The efficiency of using pyrochemical processing methods in the separation of target components (uranium and plutonium) and fission products (T. SATOH, T. IWAI and Ya. ARAI Electrolysis of Burnup- Simulated Uranium Nitride Fuels in LiCl-KCl Eutectic Melts) was experimentally substantiated // Journal of Nuclear Science and Technology 2009 Vol 46 No 6 pp 557-563 KM GOFF, RW BENEDICT, KL HOWDEN GM TESKE, and TA JOHNSON Pyrochemical Treatment of Spent Nuclear Fuel // Proceedings of GLOBAL 2005 (Tsukuba , Japan, Oct 9-13, 2005), Paper No. 364; H. HAYASHL T. SATO, H. SHIBATA, M. KURATA, T. IWAI. and Ya. ARAI. Pyrochemical treatment of spent nitride fuels for MA transmutation / / Science China Chemistry, 2014 Vol. 57 No. 11: 1427-1431; BB Smolensky, A.V. Novoselova, A.T. Osipenko, Ya.M. Lukyanova U/La and U/Nd separation coefficients in a molten system Ga-In/3LiCl-2KCl // Melts, 2015. No. 1. pp. 49-54)).
Вышеуказанные особенности предопределили развитие пирохимических процессов для создания технологии переработки высокофонового ОЯТ с малыми сроками выдержки.The above features predetermined the development of pyrochemical processes to create a technology for processing high-background spent nuclear fuel with short exposure times.
Имеется патент на изобретение «Способ переработки отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах (RU № 2603844C1 МПК G21C 19/42, опубл. 10.12.2016 бюл. № 34)», согласно которому переработка нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов в солевых расплавах включает подготовку электролита в аппарате для переработки нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов, которую проводили в атмосфере инертного газа непрерывным анодным растворением нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов с последующим электрохимическим восстановлением на жидком металлическом катоде в расплавленном хлоридном электролите при температуре до 500°С.There is a patent for the invention "Method of processing spent nuclear fuel in molten salts (RU No. 2603844C1 IPC G21C 19/42, publ. electrolyte in an apparatus for processing nitride spent nuclear fuel or its components, which was carried out in an inert gas atmosphere by continuous anodic dissolution of nitride spent nuclear fuel or its components, followed by electrochemical reduction on a liquid metal cathode in a molten chloride electrolyte at temperatures up to 500°C.
В данном способе определенное количество нитрида урана в виде спрессованных таблеток закрепляли на анодном токоподводе и опускали в электролит после его расплавления и достижения рабочей температуры. Жидкий кадмий, служащий катодом, находился под слоем расплавленного электролита, помещенного в тигель из спеченного оксида бериллия. Электролиз начинали сразу же после опускания нитрида урана в электролит. При этом протекали реакции образования растворяющегося в солевом расплаве трихлорида урана, анодного растворения нитрида урана, катодного восстановления находящихся в электролите ионов кадмия. После полного выделения кадмия на катоде по этой реакции на кадмиевом катоде происходило выделение урана в виде его раствора в жидком кадмии, уран -кадмиевых сплавов или интерметаллидов.In this method, a certain amount of uranium nitride in the form of compressed pellets was fixed on the anode current lead and lowered into the electrolyte after it melted and reached the operating temperature. Liquid cadmium serving as the cathode was placed under a layer of molten electrolyte placed in a crucible of sintered beryllium oxide. The electrolysis was started immediately after lowering the uranium nitride into the electrolyte. At the same time, the reactions of formation of uranium trichloride dissolving in the salt melt, anodic dissolution of uranium nitride, and cathodic reduction of cadmium ions in the electrolyte proceeded. After the complete release of cadmium at the cathode, this reaction on the cadmium cathode resulted in the release of uranium in the form of its solution in liquid cadmium, uranium-cadmium alloys or intermetallic compounds.
В качестве прототипа выбрано описание «LINEX» - концепта, предложенного для регенерации нитридного ОЯТ (Recent progress of research on nitride fuel cycle in JAERI, Yasufumi Suzuki, Toru Ogawa, Yasuo Arai and Takehiko Mukaiyama, Japan Atomic Energy Research Institute, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken, 319-1195, Japan, In: Actinide and fission product partitioning and transmutation; Mol (Belgium); 25-27 Nov 1998; 546 p.; 1999; p. 213-221; 16 refs). Данный способ переработки заключается в растворении нитридного топлива в солевом расплаве и последующем выделении актинидов из солевого расплава осаждением за счет добавления нитрида лития. При этом продукты деления распределяются в нерастворенном остатке на стадии растворения топлива и в солевом расплаве на стадии осаждения актинидов. Выделенная фракция нитридов актинидов может быть использована для рефабрикации нитридного топлива.The description of "LINEX" - a concept proposed for the regeneration of nitride spent fuel (Recent progress of research on nitride fuel cycle in JAERI, Yasufumi Suzuki, Toru Ogawa, Yasuo Arai and Takehiko Mukaiyama, Japan Atomic Energy Research Institute, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken, 319-1195, Japan, In: Actinide and fission product partitioning and transmutation; Mol (Belgium); 25-27 Nov 1998; 546 p.; 1999; p. 213-221; 16 refs) . This processing method consists in the dissolution of nitride fuel in a salt melt and the subsequent separation of actinides from the salt melt by precipitation due to the addition of lithium nitride. In this case, fission products are distributed in the undissolved residue at the stage of fuel dissolution and in the salt melt at the stage of actinide precipitation. The isolated fraction of actinide nitrides can be used for the remanufacturing of nitride fuel.
Однако в описании прототипа не определены физические параметры процесса (температурные режимы, давление).However, the description of the prototype does not define the physical parameters of the process (temperature conditions, pressure).
Задача настоящего изобретения заключается в предоставлении условий выделения актинидов из солевого расплава после растворения отработавшего нитридного топлива.The objective of the present invention is to provide conditions for the separation of actinides from the salt melt after the dissolution of the spent nitride fuel.
Задача решается тем, что в способе переработки нитридного топлива, включающем его растворение в солевом расплаве и последующее выделение актинидов осаждением за счет добавления нитрида лития в солевой расплав, выделение актинидов из солевого расплава осуществляют добавлением осадителя при 500-750°С и последующей отгонкой солевой фазы при температуре 900-1100°С и давлении 1×10-3-1×10-2 мм рт.ст.The problem is solved by the fact that in the method of processing nitride fuel, including its dissolution in a salt melt and subsequent separation of actinides by precipitation by adding lithium nitride to the salt melt, the separation of actinides from the salt melt is carried out by adding a precipitant at 500-750 ° C and subsequent distillation of the salt phase at a temperature of 900-1100°C and a pressure of 1×10 -3 -1×10 -2 mm Hg.
В качестве осадителя используют нитрид лития, оксид лития.Lithium nitride, lithium oxide are used as a precipitant.
Способ осуществляют в герметичном вакуумируемом реакторе, имеющем двухзональную конструкцию. Первая зона - разогреваемая часть с загрузочным тиглем, предназначена для протекания процессов растворения топлива, осаждения, либо разделения фаз. Вторая зона - зона конденсации и сбора в приемном тигле паров солевого расплава. Реактор имеет подключения к линиям подачи вакуума и инертной атмосферы. The method is carried out in a sealed evacuated reactor having a two-zone design. The first zone is a heated part with a loading crucible, designed for the processes of fuel dissolution, precipitation, or phase separation. The second zone is the zone of condensation and collection of salt melt vapors in the receiving crucible. The reactor has connections to vacuum and inert atmosphere supply lines.
Пример 1Example 1
Способ переработки отработавшего нитридного ядерного топлива осуществляют в следующей последовательности.The method of processing spent nitride nuclear fuel is carried out in the following sequence.
Для подготовки электролита в загрузочный тигель реактора загружают партию фрагментов отработавшего нитридного ядерного топлива, солевой слиток эвтектической смеси хлоридов лития и калия, а также хлорид кадмия в количестве достаточном для растворения топлива. Реактор герметизируют, разогревают и выдерживают при условиях протекания процесса. To prepare the electrolyte, a batch of fragments of spent nitride nuclear fuel, a salt ingot of a eutectic mixture of lithium and potassium chlorides, and cadmium chloride in an amount sufficient to dissolve the fuel are loaded into the loading crucible of the reactor. The reactor is sealed, heated and kept under process conditions.
Разделение солевой фазы, содержащей целевые компоненты, и нерастворенной фазы осуществляют в этом же реакторе методом вакуумной отгонки при температуре 900-1100°С, давлении 1×10-3-1×10-2 мм рт.ст. При данных условиях хлориды актинидов, щелочных металлов, части редкоземельных элементов возгоняются, конденсируются в холодной зоне оснастки и стекают в приемный тигель. Нерастворенная фаза, содержащая материалы оболочек топливовыделяющих элементов и не растворившиеся продукты деления (благородные металлы, молибден, технеций и др.), а также не возгоняющиеся хлориды (стронция, бария, часть редкоземельных элементов) остаются в приемном тигле. The separation of the salt phase containing the target components and the undissolved phase is carried out in the same reactor by vacuum distillation at a temperature of 900-1100°C, a pressure of 1×10 -3 -1×10 -2 mm Hg. Under these conditions, chlorides of actinides, alkali metals, parts of rare earth elements sublime, condense in the cold zone of the tooling and flow into the receiving crucible. The undissolved phase containing fuel cladding materials and undissolved fission products (noble metals, molybdenum, technetium, etc.), as well as non-sublimable chlorides (strontium, barium, some rare earth elements) remain in the receiving crucible.
После завершения операции разделения фаз приемный тигель с солевой фазой помещают в зону загрузочного тигля реактора для осаждения целевых компонентов из электролита. Для этого в тигель с электролитом добавляют расчетное количество нитрида лития (либо оксида), аппарат разогревают и выдерживают при 500-750°С в инертной атмосфере. After completion of the phase separation operation, the receiving crucible with the salt phase is placed in the zone of the loading crucible of the reactor for deposition of the target components from the electrolyte. To do this, the calculated amount of lithium nitride (or oxide) is added to the crucible with electrolyte, the apparatus is heated and kept at 500-750°C in an inert atmosphere.
Отделение нитридов (оксидов) целевых компонентов от электролита, содержащего хлориды щелочных металлов, осуществляют в этом же реакторе методом вакуумной отгонки при условиях: температура 900-1100°С, давлении 1×10-3-1×10-2 мм рт.ст. При данных условиях хлориды щелочных металлов возгоняются, конденсируются в холодной зоне оснастки и стекают в приемный тигель. Нитриды целевых компонентов остаются в приемном тигле.The separation of nitrides (oxides) of the target components from the electrolyte containing alkali metal chlorides is carried out in the same reactor by vacuum distillation under the conditions: temperature 900-1100°C, pressure 1×10 -3 -1×10 -2 mm Hg. Under these conditions, alkali metal chlorides sublime, condense in the cold zone of the tooling, and flow into the receiving crucible. The nitrides of the target components remain in the receiving crucible.
Получаемые нитриды (оксиды) актинидов, в целом, достаточно очищены от продуктов деления. Коэффициенты очистки по разным продуктам деления в пределах 10-1000, остаточное содержание солевой фазы менее 0,1 % (масс.).The resulting nitrides (oxides) of actinides, in general, are sufficiently purified from fission products. Purification coefficients for different fission products are in the range of 10-1000, the residual content of the salt phase is less than 0.1% (wt.).
В результате осуществления способа образуется продукт в форме нитридного (оксидного) порошка, который впоследствии может быть использован для изготовления топлива, либо более глубокой очистки от продуктов деления. As a result of the implementation of the method, a product is formed in the form of a nitride (oxide) powder, which can subsequently be used for the manufacture of fuel, or for deeper purification from fission products.
Claims (1)
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020127335A RU2766563C2 (en) | 2020-08-16 | 2020-08-16 | Method of processing nitride snf in molten salt with extraction of the target component using a precipitator |
| PCT/RU2021/000433 WO2022039631A1 (en) | 2020-08-16 | 2021-10-12 | Method for processing nitride fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020127335A RU2766563C2 (en) | 2020-08-16 | 2020-08-16 | Method of processing nitride snf in molten salt with extraction of the target component using a precipitator |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2020127335A RU2020127335A (en) | 2022-02-16 |
| RU2020127335A3 RU2020127335A3 (en) | 2022-02-16 |
| RU2766563C2 true RU2766563C2 (en) | 2022-03-15 |
Family
ID=80350539
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2020127335A RU2766563C2 (en) | 2020-08-16 | 2020-08-16 | Method of processing nitride snf in molten salt with extraction of the target component using a precipitator |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2766563C2 (en) |
| WO (1) | WO2022039631A1 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5454914A (en) * | 1993-12-23 | 1995-10-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method of removal of heavy metal from molten salt in IFR fuel pyroprocessing |
| RU2079909C1 (en) * | 1994-09-27 | 1997-05-20 | Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники | Method of nuclear fuel pyrochemical regeneration |
| FR2750242A1 (en) * | 1996-06-25 | 1997-12-26 | Japan Atomic Energy Res Inst | PROCESS FOR THE PROCESSING OF NUCLEAR FUELS |
| RU2603844C1 (en) * | 2015-10-01 | 2016-12-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской Академии наук | Method of nitride spent nuclear fuel recycling in salt melts |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2700934C1 (en) * | 2018-08-22 | 2019-09-24 | Акционерное общество "Прорыв" | Method of processing oxide nuclear fuel |
-
2020
- 2020-08-16 RU RU2020127335A patent/RU2766563C2/en active
-
2021
- 2021-10-12 WO PCT/RU2021/000433 patent/WO2022039631A1/en not_active Ceased
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5454914A (en) * | 1993-12-23 | 1995-10-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method of removal of heavy metal from molten salt in IFR fuel pyroprocessing |
| RU2079909C1 (en) * | 1994-09-27 | 1997-05-20 | Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники | Method of nuclear fuel pyrochemical regeneration |
| FR2750242A1 (en) * | 1996-06-25 | 1997-12-26 | Japan Atomic Energy Res Inst | PROCESS FOR THE PROCESSING OF NUCLEAR FUELS |
| RU2603844C1 (en) * | 2015-10-01 | 2016-12-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской Академии наук | Method of nitride spent nuclear fuel recycling in salt melts |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2020127335A (en) | 2022-02-16 |
| RU2020127335A3 (en) | 2022-02-16 |
| WO2022039631A1 (en) | 2022-02-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Yoo et al. | A conceptual study of pyroprocessing for recovering actinides from spent oxide fuels | |
| Lee et al. | Pyroprocessing technology development at KAERI | |
| Souček et al. | Pyrochemical reprocessing of spent fuel by electrochemical techniques using solid aluminium cathodes | |
| RU2603844C1 (en) | Method of nitride spent nuclear fuel recycling in salt melts | |
| Galashev | Recovery of actinides and fission products from spent nuclear fuel via electrolytic reduction: Thematic overview | |
| Lewin et al. | International developments in electrorefining technologies for pyrochemical processing of spent nuclear fuels | |
| Zaikov et al. | Research and development of the pyrochemical processing for the mixed nitride uranium-plutonium fuel | |
| WO2014124428A1 (en) | Room temperature electrodeposition of actinides from ionic solutions | |
| Jang et al. | Synthetic diversity in the preparation of metallic uranium | |
| JP3120002B2 (en) | Reprocessing of spent fuel | |
| Sohn et al. | Electrolytic recovery of high purity Zr from radioactively contaminated Zr alloys in chloride salts | |
| US9631290B2 (en) | Room temperature electrodeposition of actinides from ionic solutions | |
| Souček et al. | Pyrochemical processes for recovery of actinides from spent nuclear fuels | |
| RU2766563C2 (en) | Method of processing nitride snf in molten salt with extraction of the target component using a precipitator | |
| JP7036928B2 (en) | How to reprocess spent nitride nuclear fuel in molten chloride | |
| Zhang et al. | Molten salt technologies for recycling spent nuclear oxide fuel | |
| KR102694352B1 (en) | Method for reducing high-level radioactive waste from spent nuclear fuel | |
| 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 | |
| US20130087464A1 (en) | Room temperature electrodeposition of actinides from ionic solutions | |
| JP2003521583A (en) | Americium electrolytic refining | |
| Lee | Oxide electroreduction and other processes for pyrochemical processing of spent nuclear fuels: Developments in Korea | |
| Iizuka et al. | Development of treatment process for anode residue from molten salt electrorefining of spent metallic fast reactor fuel | |
| Butterworth | Can we recycle fusion materials? | |
| RU2783506C1 (en) | Method for extracting actinides from the anode residue of the operation of electrolytic refining of spent nuclear fuel | |
| JP2004028808A (en) | Reprocessing of spent fuel |