RU2711214C1 - Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor - Google Patents
Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2711214C1 RU2711214C1 RU2019122018A RU2019122018A RU2711214C1 RU 2711214 C1 RU2711214 C1 RU 2711214C1 RU 2019122018 A RU2019122018 A RU 2019122018A RU 2019122018 A RU2019122018 A RU 2019122018A RU 2711214 C1 RU2711214 C1 RU 2711214C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- crucibles
- assemblies
- spent
- inert gas
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 56
- 230000000712 assembly Effects 0.000 title claims abstract description 45
- 238000000429 assembly Methods 0.000 title claims abstract description 45
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 45
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 15
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 title description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 claims abstract description 22
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 21
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 claims abstract description 18
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 18
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims abstract description 18
- 238000012545 processing Methods 0.000 claims abstract description 17
- 230000008018 melting Effects 0.000 claims abstract description 14
- 238000002844 melting Methods 0.000 claims abstract description 14
- 238000003860 storage Methods 0.000 claims abstract description 14
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 11
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 10
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 5
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 claims abstract description 4
- 238000007710 freezing Methods 0.000 claims abstract description 4
- 230000008014 freezing Effects 0.000 claims abstract description 4
- 238000011068 loading method Methods 0.000 claims abstract description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 4
- 238000011049 filling Methods 0.000 claims abstract description 3
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 239000000155 melt Substances 0.000 claims description 12
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims description 11
- 239000002893 slag Substances 0.000 claims description 9
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 6
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 claims description 5
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 5
- OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N Calcium Chemical compound [Ca] OYPRJOBELJOOCE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 229910052791 calcium Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 239000011575 calcium Substances 0.000 claims description 3
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 3
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910000756 V alloy Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910026551 ZrC Inorganic materials 0.000 claims description 2
- OTCHGXYCWNXDOA-UHFFFAOYSA-N [C].[Zr] Chemical compound [C].[Zr] OTCHGXYCWNXDOA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010439 graphite Substances 0.000 claims description 2
- 239000003779 heat-resistant material Substances 0.000 claims description 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 claims description 2
- 238000013517 stratification Methods 0.000 claims description 2
- 238000003672 processing method Methods 0.000 claims 4
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 16
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 abstract 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 abstract 1
- 238000000048 melt cooling Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 8
- 230000006698 induction Effects 0.000 description 6
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 description 5
- 230000008025 crystallization Effects 0.000 description 5
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 5
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 4
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 4
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 4
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 4
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 description 2
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 2
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 2
- 238000005204 segregation Methods 0.000 description 2
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052772 Samarium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001089 actinide alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 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
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 1
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 239000006023 eutectic alloy Substances 0.000 description 1
- 238000000227 grinding Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 239000010808 liquid waste Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 1
- 238000007670 refining Methods 0.000 description 1
- KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N samarium atom Chemical compound [Sm] KZUNJOHGWZRPMI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 150000003438 strontium compounds Chemical class 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
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
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
-
- 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)
Abstract
Description
Область техникиTechnical field
Изобретение относится к технологии переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива ядерных реакторов как керамического, так и металлического, например, реакторов типа ВВЭР с оксидным топливом, так и быстрых реакторов со составным нитридным топливом, или типа БН как с керамическим топливом, так и в варианте с металлическим топливом, с целью его дальнейшего использования.The invention relates to a technology for the processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel of nuclear reactors, both ceramic and metal, for example, VVER reactors with oxide fuel, and fast reactors with composite nitride fuel, or BN type, both with ceramic fuel and in version with metal fuel, with a view to its further use.
Уровень техникиState of the art
Известен способ переработки отработавшего (облученного) ядерного топлива, который заключается в том, что отработавшие тепловыделяющие сборки после выгрузки из активной зоны и многолетней выдержки в пристанционных хранилищах отработавшего (облученного) ядерного топлива в бассейне выдержки отработавшего топлива или в хранилище отработавшего ядерного топлива до безопасных пределов, отправляют на радиохимический завод с целью дальнейшего использования, после извлечения из него посредством жидкостной экстракции сырьевого не сгоревшего урана 238 и делящихся актиноидов (Л.В. Матвеев, А.П. Рудик, «Почти все об атомном реакторе», М., Энергоиздат, с. 195-197).There is a method of processing spent (irradiated) nuclear fuel, which consists in the fact that spent fuel assemblies after unloading from the core and years of exposure in the on-site storage facilities for spent (irradiated) nuclear fuel in the spent fuel storage pool or in the spent nuclear fuel storage facility to safe limits , sent to the radiochemical plant for the purpose of further use, after extraction from it by means of liquid extraction of the raw material which was not burned uranium 238 and fissile actinides (LV Matveev, AP Rudik, "Almost all of the nuclear reactor", M., Energoizdat, pp. 195-197).
Основными недостатками этого способа являются:The main disadvantages of this method are:
- необходимость многолетней выдержки отработавшего (облученного) ядерного топлива в пристанционных хранилищах;- the need for many years of spent (irradiated) nuclear fuel in on-site storage facilities;
- большие энергозатраты при разделении компонентов;- high energy consumption in the separation of components;
- большой объем высокоактивных жидких отходов: 50÷100 -кратное по объему по отношению к топливу количество жидких радиоактивных отходов, загрязненных долгоживущими радиоактивными изотопами.- a large volume of highly active liquid waste: 50 ÷ 100 times the volume of liquid radioactive waste contaminated with fuel, contaminated with long-lived radioactive isotopes.
Кроме того, этот метод трудно применим для переработки отработавшего (облученного) ядерного топлива быстрых реакторов, содержащих большое количество изотопов плутония и минорных актиноидов, а также всех остальных химических соединений, содержащихся в отработавших тепловыделяющих сборках быстрых реакторов, (соединений молибдена, циркония, стронция, бария и др.), количество которых приближается к пределу растворимости в азотнокислых средах.In addition, this method is difficult to apply for the processing of spent (irradiated) nuclear fuel from fast reactors containing a large number of plutonium isotopes and minor actinides, as well as all other chemical compounds contained in spent fuel assemblies of fast reactors (molybdenum, zirconium, strontium compounds, barium, etc.), the amount of which approaches the solubility limit in nitric acid media.
Известен также способ пирохимической переработки ядерного топлива, (исключающий большой объем жидких радиоактивных отходов), когда отработавшие тепловыделяющие сборки после многолетней выдержки в пристанционных хранилищах, погружают в термостойкий тигель и растворяют в солевом расплаве, а затем с помощью электролиза осаждают и собирают изотопы урана или плутония в гранулированном состоянии. Тигель нагревают путем индукционного нагрева, осуществляют подвод хладагента к тиглю для охлаждения и проводят осаждение ядерного топлива. При этом, слой расплавленной соли поддерживают, сохраняя равновесие между нагревом и охлаждением, а на поверхности стенки внутри тигля формируют слой отвердевшей соли. Система индукционного нагрева, подлежащая использованию в способе пирохимической переработки отработанного ядерного топлива, содержит средство индукционного нагрева и средство охлаждения путем подвода хладагента к тиглю (патент на изобретение РФ №2227336).There is also known a method for the pyrochemical processing of nuclear fuel (eliminating a large volume of liquid radioactive waste), when spent fuel assemblies after many years of exposure in on-site storage facilities are immersed in a heat-resistant crucible and dissolved in molten salt, and then isotopes of uranium or plutonium are precipitated and collected by electrolysis in granular state. The crucible is heated by induction heating, the refrigerant is supplied to the crucible for cooling, and nuclear fuel is precipitated. At the same time, the layer of molten salt is maintained, maintaining a balance between heating and cooling, and a layer of hardened salt is formed on the wall surface inside the crucible. The induction heating system to be used in the method of pyrochemical processing of spent nuclear fuel contains an induction heating means and a cooling means by supplying refrigerant to the crucible (RF patent No. 2227336).
Недостаток этого технического решения заключается в дополнительных энергозатратах и в сложности процессов извлечения актиноидов из солевого расплава.The disadvantage of this technical solution is the additional energy costs and the complexity of the processes of extracting actinides from the molten salt.
Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому изобретению является способ переработки керамического отработавшего ядерного топлива, при котором отработавшие тепловыделяющие сборки после многолетней выдержки в станционном бассейне выдержки отработавшего ядерного топлива, практически до полного снижения остаточного тепловыделения (до 0,001% от первоначального), извлекают из него, размельчают топливо, смешивают его с материалом восстановителем и полученную смесь (шихту), загружают в термостойкие тигли вместе с материалом восстановителем, в которых осуществляют высокочастотный индукционном нагрев топлива в среде инертного газа, его расплавление и восстановление до металлического состояния его компонентов. Затем расплав выдерживают некоторое время в изотермических условиях в тигле-отстойнике до получения разделения расплава, на нижнюю «тяжелую» часть с актиноидами и верхнюю «легкую» с другими продуктами деления («шлаками»), в котором в период эвтектической кристаллизации происходит дополнительное расслоение (ликвация) в связи с различием в температуре кристаллизации металлических компонентов расплава. Затем проводят быстрое охлаждение и замораживание слитка. После охлаждения слиток разделяют на части, содержащие актиноиды и легкие элементы (патент РФ на изобретение №2340021).The closest in technical essence to the proposed invention is a method for processing ceramic spent nuclear fuel, in which the spent fuel assemblies after many years in the station pool for spent nuclear fuel, almost completely reduce the residual heat (up to 0.001% of the original), removed from it, grind the fuel, mix it with a reducing agent and the resulting mixture (charge), load it into heat-resistant crucibles together with the material tanovitelem, which carried a high-frequency induction heating fuel in an inert gas atmosphere, melting and its reduction to the metallic state of its components. Then the melt is kept for some time in isothermal conditions in a settling crucible until separation of the melt is obtained, into the lower “heavy” part with actinides and the upper “light” part with other fission products (“slags”), in which additional separation occurs during eutectic crystallization ( segregation) due to the difference in crystallization temperature of the metal components of the melt. Then carry out rapid cooling and freezing of the ingot. After cooling, the ingot is divided into parts containing actinides and light elements (RF patent for the invention No. 2340021).
Недостатками этого способа являются:The disadvantages of this method are:
- необходимость длительной многолетней выдержки отработавшего ядерного топлива после выгрузки из реактора до достижения уровня остаточного тепловыделения, допустимого для перевозки топлива к месту его переработки, что будет значительно портить экономику замкнутого ядерного топливного цикла в случае его реализации;- the need for long-term multi-year exposure of spent nuclear fuel after unloading from the reactor to achieve the level of residual heat emission acceptable for transporting fuel to the place of its processing, which will significantly spoil the economy of a closed nuclear fuel cycle if it is implemented;
- сложная технология получения смеси (шихты) путем размола высокоактивного отработавшего ядерного топлива совместно с металлом-восстановителем в шаровых мельницах и ее последующая сушка;- sophisticated technology for producing a mixture (mixture) by grinding highly active spent nuclear fuel together with a reducing metal in ball mills and its subsequent drying;
- большие энергозатраты при высокочастотном индукционном нагреве смеси для последующего раскисления и расплавления.- high energy consumption with high-frequency induction heating of the mixture for subsequent deoxidation and melting.
Кроме того, при высокочастотном индукционном нагреве смеси возникают трудности разогрева участков расплава шлаков, содержащих неметаллические соединения, после расслоения расплава, а также возникают существенные неравномерности в эвтектической части расплава топлива с образованием дендридов при неравномерной кристаллизации актиноидов в результате ликвации компонентов в эвтектических сплавах актиноидов из-за различной температуры их кристаллизации.In addition, with high-frequency induction heating of the mixture, difficulties arise in heating sections of the slag melt containing non-metallic compounds after separation of the melt, as well as significant irregularities in the eutectic part of the fuel melt with the formation of dendrides during uneven crystallization of actinides as a result of segregation of components in eutectic alloys of actinides from for different temperatures of their crystallization.
Технической проблемой, на решение которой направлено данное изобретение, является повышение эффективности переработки отработавшего (облученного) ядерного топлива тепловыделяющих сборок ядерного реактора.The technical problem to which this invention is directed is to increase the efficiency of processing spent (irradiated) nuclear fuel of fuel assemblies of a nuclear reactor.
Раскрытие сущности изобретенияDisclosure of the invention
Техническим результатом является снижение энергозатрат при переработке отработавшего ядерного топлива, находящегося в тепловыделяющих сборках ядерного реактора.The technical result is the reduction of energy consumption in the processing of spent nuclear fuel located in the fuel assemblies of a nuclear reactor.
Для достижения этого результата предложен способ переработки отработавшего топлива тепловыделяющих сборок ядерного реактора, включающий загрузку отработавшего ядерного топлива и материала-восстановителя в тигли после выдержки в станционном бассейне выдержки вместе с металлом-восстановителем, например, гранулированным кальцием или его порошком, заполнение тиглей инертным газом и закрытие их герметичными крышками, разогрев топлива путем высокочастотного нагрева в среде инертного газа, его восстановление до металлического состояния и его расплавление, выдержку в расплавленном состоянии в тиглях в среде инертного газа, расслоение расплава на несколько частей, охлаждение расплава и его заморозку, извлечение из тиглей слитков и их разделку, по крайней мере, на три части: содержащие уран, трансурановые и легкие элементы, при этом, выгрузку отработавших тепловыделяющих сборок из станционного бассейна выдержки производят после снижении мощности остаточного тепловыделения в тепловыделяющих сборках до 0,03-0,02% от номинальной мощности этих сборок во время их работы в реакторе, затем отделяют от тепловыделяющих сборок металлические концевые детали, тигли с загруженными в них тепловыделяющими сборками помещают в емкости, установленные в контейнере сухого хранения отработавшего ядерного топлива, подключенного к системе охлаждения инертным газом, закрывают крышки емкостей и контейнера, разогревают отработавшие тепловыделяющие сборки в тиглях за счет остаточного тепловыделения ядерного топлива в сборках, проводят последующее расплавление тепловыделяющих сборок и дальнейшую их выдержку в расплавленном состоянии в тиглях при температуре выше температуры плавления металлического урана, путем регулирования теплоотвода от тиглей за счет регулирования температуры и расхода охлаждающего инертного газа через рубашки тиглей, внутренние полости и рубашки охлаждения емкостей и внутреннюю полость контейнера, проводят охлаждение расплава и его заморозку, извлечение из тиглей слитков и их разделку на две части: содержащую «тяжелую» часть с актиноидами и верхнюю «легкую» с другими продуктами деления («шлаками»).To achieve this result, a method is proposed for processing spent fuel from fuel assemblies of a nuclear reactor, including loading spent nuclear fuel and reducing material into crucibles after being held in a holding station pool together with a reducing metal, for example, granular calcium or its powder, filling the crucible with inert gas and closing them with airtight covers, heating the fuel by high-frequency heating in an inert gas medium, its restoration to a metallic state and its melting, holding in a molten state in crucibles in an inert gas medium, stratification of the melt into several parts, cooling of the melt and its freezing, extraction of ingots from crucibles and their cutting into at least three parts: containing uranium, transuranic and light elements at the same time, the discharge of spent fuel assemblies from the holding pool is carried out after the residual heat in the fuel assemblies is reduced to 0.03-0.02% of the rated power of these assemblies during their operation in the reactor e, then metal end parts are separated from the fuel assemblies, crucibles with the fuel assemblies loaded into them are placed in containers installed in the spent nuclear fuel dry storage container connected to the inert gas cooling system, the lids of the containers and the container are closed, the spent fuel assemblies in the crucibles are heated due to the residual heat of nuclear fuel in the assemblies, conduct subsequent melting of the fuel assemblies and their further exposure to the molten melting in crucibles at a temperature above the melting point of uranium metal, by controlling the heat removal from the crucibles by adjusting the temperature and flow rate of the inert gas cooling through the crucible shirts, the internal cavities and container cooling jackets, and the inner cavity of the container, melt is cooled and frozen, removed from the crucibles ingots and their cutting into two parts: containing the “heavy” part with actinides and the upper “light” part with other fission products (“slags”).
Кроме того, температуру в тиглях в случае использования в тепловыделяющих сборках керамического (оксидного) топлива с циркониевой оболочкой твэлов устанавливают в начальном периоде его выдержки в тиглях в пределах 1850-1900°С на несколько часов, и, тем самым, обеспечивают расплавление этих оболочек, а затем снижают до 1450-1500°С и выдерживают это значение в течение нескольких суток.In addition, the temperature in the crucibles in the case of using ceramic (oxide) fuel with a zirconium cladding of fuel rods in the fuel assemblies is set in the initial period of its exposure in the crucibles within 1850-1900 ° C for several hours, and, thereby, these shells are melted, and then reduced to 1450-1500 ° C and maintain this value for several days.
Кроме того, температуру 1450-1500°С в тиглях в случае использования в тепловыделяющих сборках металлического топлива создают в начале разогрева и выдерживают в течении нескольких суток.In addition, the temperature of 1450-1500 ° C in crucibles, if metal fuel is used in fuel assemblies, is created at the beginning of heating and kept for several days.
Кроме того, после выдержки топлива несколько суток при температуре 1450-1500°С осуществляют нескольких циклов охлаждения - разогрева топлива в тиглях от температуры 1450°С до температуры 600°С с последующей выдержкой несколько суток при температуре 1300-1400°С.In addition, after holding the fuel for several days at a temperature of 1450-1500 ° C, several cooling cycles are carried out - heating the fuel in crucibles from a temperature of 1450 ° C to a temperature of 600 ° C with subsequent exposure for several days at a temperature of 1300-1400 ° C.
Кроме того, тигли выполнены из термостойкого материала, сохраняющего стойкость при температуре свыше 3000°С, например, из сплавов ванадия или из графита, плакированного карбидом циркония.In addition, the crucibles are made of heat-resistant material that remains stable at temperatures above 3000 ° C, for example, from vanadium alloys or from graphite plated with zirconium carbide.
Осуществление изобретенияThe implementation of the invention
Пример возможной реализации предлагаемого способа переработки отработавшего ядерного топлива тепловыделяющих сборок показан для варианта переработки тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1200 или проекта ВВЭР ТОИ (Типовой Оптимизированный и Информатизированный проект).An example of a possible implementation of the proposed method for processing spent nuclear fuel of fuel assemblies is shown for a variant of processing fuel assemblies of a VVER-1200 reactor or a VVER TOI project (Typical Optimized and Informatized project).
Топливо в активной зоне реактора ВВЭР до проектного выгорания находится 4-5 лет. Кампания горения топлива в реакторе организована с перегрузкой раз в 1,5 года после выхода в стационарный режим перегрузок. При этом, перегружается треть активной зоны и раз в год пятая часть активной зоны.The fuel in the core of the VVER reactor is 4-5 years old before design burnup. The fuel combustion campaign in the reactor is organized with an overload every 1.5 years after entering the stationary mode of overloads. At the same time, a third of the core is overloaded and once a year a fifth of the core.
Отработавшие тепловыделяющие сборки выгружают из активной зоны ядерного реактора и перегружают в станционный бассейн выдержки отработанного ядерного топлива из которого извлекают их примерно через год.Spent fuel assemblies are discharged from the core of a nuclear reactor and loaded into a station pool for spent nuclear fuel exposure from which they are recovered after about a year.
Для уменьшения длины топливной части отработавших тепловыделяющих сборок от них отрезают концевые металлические детали и разрезают ее на две части (длиной 225 мм), после чего загружают их вместе с порошком металла-восстановителя (кальция) в тигли высотой 2,5 метра и заполняют его инертным газом (аргоном) после чего закрывают его крышкой. Затем тигли помещают в емкости, установленные в контейнере сухого хранения ядерного топлива подключенного к системе газового охлаждения инертным газом.To reduce the length of the fuel part of the spent fuel assemblies, end metal parts are cut from them and cut into two parts (225 mm long), then they are loaded with the metal of the reducing agent (calcium) into crucibles 2.5 meters high and filled with an inert one gas (argon) and then close it with a lid. Then the crucibles are placed in containers installed in a container for dry storage of nuclear fuel connected to an inert gas gas cooling system.
Поскольку средняя мощность тепловыделяющих сборок реактора составляет 20000 кВт (163 тепловыделяющие сборки в активной зоне при общей тепловой мощности установки 3250 мегават), то мощность отработавшего топлива через, примерно, 10-30 секунд после выгрузки из активной зоны реактора, составит для одной отработавшей тепловыделяющей сборки около 0,5% от номинальной мощности. Т.е в момент загрузки в бассейн выдержки мощность составит около 100 кВт, а после одного года выдержки в бассейне выдержки средняя мощность ядерного топлива отработавшей тепловыделяющей сборки становится равной 0,023% от номинальной мощности тепловыделяющей сборки (20000 кВт), или, примерно, 5 кВт (оценка величины мощности отработавшего топлива проведена по формуле Вэя-Вигнера), в момент перегрузки в термостойкий тигель.Since the average power of the reactor fuel assemblies is 20,000 kW (163 fuel assemblies in the core with a total thermal capacity of 3,250 megawatts), the spent fuel power, approximately 10-30 seconds after unloading from the reactor core, will be for one spent fuel assembly about 0.5% of rated power. That is, at the time of loading into the holding pool, the power will be about 100 kW, and after one year of holding in the holding pool the average power of the nuclear fuel of the spent fuel assembly becomes equal to 0.023% of the rated power of the fuel assembly (20,000 kW), or about 5 kW (estimation of the value of the spent fuel power was carried out according to the Wei-Wigner formula), at the time of overload into a heat-resistant crucible.
Внутренний диаметр тигля - 0,75 метра. В него помещается 7 «половинок» отработавших тепловыделяющих сборок. Необходимый теплоотвод от каждого термостойкого тигля составляет 17,5 кВт.The inner diameter of the crucible is 0.75 meters. It contains 7 "halves" of spent fuel assemblies. The required heat sink from each heat-resistant crucible is 17.5 kW.
Поскольку кампания горения топлива в реакторе ВВЭР организована с перегрузкой раз в 1,5 года трети активной зоны и раз в год пятой части активной зоны, то при таком цикле перегрузок достаточно иметь с запасом 24 термостойких тигля, размещаемых в 4-х емкостях в помещении «перерабатывающего» хранилища отработавшего ядерного топлива, а мощность всей системы регулируемого теплоотвода в помещении хранилища отработавшего ядерного топлива составит, порядка, 400 кВт.Since the fuel combustion campaign in the VVER reactor is organized with overloading every third year of the third of the active zone and once a year of the fifth part of the active zone, then with such a cycle of overloads it is enough to have 24 heat-resistant crucibles stored in 4 containers in the room with a margin of " the reprocessing "storage facility for spent nuclear fuel, and the capacity of the entire system of controlled heat removal in the storage room for spent nuclear fuel will be about 400 kW.
Разогрев отработавших тепловыделяющих сборок в тиглях происходит за счет остаточного тепловыделения топлива, находящегося в тепловыделяющей сборке в среде инертного газа, при этом регулирование температуры внутри тиглей осуществляется путем изменения температуры и расхода охлаждающего инертного газа, проходящего через рубашки тиглей, внутренние полости и рубашки охлаждения емкостей и внутреннюю полость контейнера.The heating of the spent fuel assemblies in the crucibles occurs due to the residual heat release of the fuel in the fuel assembly in the inert gas medium, while the temperature inside the crucibles is controlled by changing the temperature and flow rate of the cooling inert gas passing through the crucible shirts, internal cavities and containers cooling shirts and the inner cavity of the container.
Температуру в тиглях выдерживают в пределах 1850-1900°С в течении суток. На этой стадии происходит расплавление циркониевых оболочек твэлов и стальных дистанционирующих решеток тепловыделяющих сборок.The temperature in the crucibles is maintained within 1850-1900 ° C during the day. At this stage, the zirconium cladding of the fuel rods and the steel spacer grids of the fuel assemblies melt.
Далее снижают температуру в тиглях до 1450-1500°С, при этом происходит восстановление оксидного топлива до металлического состояния, его последующее расплавление и гравитационное расслоение. В нижней части тиглей располагаются все «тяжелые» компоненты- актиноиды (изотопы урана и «наработанные» изотопы плутония и других трансурановых элементов). В верхней части тигля - смесь остальных более легких продуктов деления (шлаков), наработанных в отработавшей тепловыделяющей сборке в период кампании в активной зоне.Next, the temperature in the crucibles is reduced to 1450-1500 ° C, while the oxide fuel is restored to the metallic state, its subsequent melting and gravitational separation. In the lower part of the crucibles are located all the “heavy” components - actinides (uranium isotopes and “accumulated” isotopes of plutonium and other transuranic elements). In the upper part of the crucible is a mixture of the remaining lighter fission products (slags), accumulated in the spent fuel assembly during the campaign in the core.
Затем осуществляют нескольких циклов охлаждения - разогрева от температуры 1400°С до температуры 600°С с последующей выдержкой несколько суток при температуре 1300-1400°С и, тем самым, добиваются гомогонизации в слитках эвтектических дендридов, возникающих в образующейся эвтектике из разных изотопов актиноидов, в связи различной температурой их кристаллизации в период охлаждения расплава ниже температуры плавления изотопов урана (1300°С).Then, several cooling cycles are carried out - heating from a temperature of 1400 ° С to a temperature of 600 ° С followed by exposure for several days at a temperature of 1300-1400 ° С and, thereby, achieve homogonization in ingots of eutectic dendrides arising in the resulting eutectic from different actinide isotopes, due to the different temperatures of their crystallization during cooling of the melt below the melting temperature of uranium isotopes (1300 ° C).
Далее производят охлаждение и замораживание расплава и разделение слитка, по крайней мере на две части - металлическую «тяжелую» часть с актиноидами (изотопы урана и «наработанные» изотопы плутония и других трансурановых элементов в нижней части слитка),- смесь остальных более легких продуктов деления, содержащую шлаки в его верхней части.Next, the melt is cooled and frozen and the ingot is divided into at least two parts - a metal “heavy” part with actinides (uranium isotopes and “accumulated” isotopes of plutonium and other transuranic elements in the lower part of the ingot), - a mixture of the remaining lighter fission products containing slag in its upper part.
Очищенную от шлаков, содержащую актиноиды часть, отправляют в цех по фабрикации ядерного топлива, другую часть с остальными продуктами деления (шлаками) на дальнейшее хранение в дополнительное пристанционное хранилище шлаков на время, необходимое для снижения отработавшего топлива до уровня, позволяющего перевести эти радиоактивные отходы на окончательное захоронение или на дальнейшую переработку с целю извлечения оставшихся в них ценных для промышленности изотопов, таких как, цирконий, молибден, технеций, самарий и т.п.Part cleaned from slag, containing actinides, is sent to the nuclear fuel fabrication workshop, another part with the rest of the fission products (slags) for further storage in an additional on-site slag storage for the time necessary to reduce spent fuel to a level that allows these radioactive wastes to be transferred to final burial or for further processing in order to extract the isotopes remaining in them that are valuable to industry, such as zirconium, molybdenum, technetium, samarium, etc.
Таким образом, заявляемый способ позволяет осуществить саморафинирование отработавшего ядерного топлива, сократить время выдержки отработавших тепловыделяющих сборок ядерного реактора после их выгрузки из активной зоны ядерного реактора, снизить энергозатраты при переработке отработавшего топлива.Thus, the inventive method allows for self-refining of spent nuclear fuel, to reduce the exposure time of spent fuel assemblies of a nuclear reactor after they are unloaded from the core of a nuclear reactor, to reduce energy consumption in the processing of spent fuel.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019122018A RU2711214C1 (en) | 2019-07-12 | 2019-07-12 | Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019122018A RU2711214C1 (en) | 2019-07-12 | 2019-07-12 | Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2711214C1 true RU2711214C1 (en) | 2020-01-15 |
Family
ID=69171573
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019122018A RU2711214C1 (en) | 2019-07-12 | 2019-07-12 | Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2711214C1 (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113628773A (en) * | 2021-04-20 | 2021-11-09 | 中国核工业华兴建设有限公司 | Adjustable device for assembling spent fuel dry-type storage equipment support of nuclear power station |
| RU2776895C1 (en) * | 2021-11-29 | 2022-07-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method for electrolytic refining of metallic nuclear fuel |
| CN115862916A (en) * | 2022-12-07 | 2023-03-28 | 中国原子能科学研究院 | Method for extracting krypton-85 from fast reactor spent fuel rods |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5745861A (en) * | 1996-03-11 | 1998-04-28 | Molten Metal Technology, Inc. | Method for treating mixed radioactive waste |
| US6800262B1 (en) * | 2001-06-07 | 2004-10-05 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for making a uranium chloride salt product |
| RU2340021C1 (en) * | 2007-06-05 | 2008-11-27 | Николай Викторович СТЕПАНОВ | Method of spent nuclear fuel recycling |
| US20100284506A1 (en) * | 2009-05-06 | 2010-11-11 | Singh Krishna P | Apparatus for storing and/or transporting high level radioactive waste, and method for manufacturing the same |
-
2019
- 2019-07-12 RU RU2019122018A patent/RU2711214C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5745861A (en) * | 1996-03-11 | 1998-04-28 | Molten Metal Technology, Inc. | Method for treating mixed radioactive waste |
| US6800262B1 (en) * | 2001-06-07 | 2004-10-05 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for making a uranium chloride salt product |
| RU2340021C1 (en) * | 2007-06-05 | 2008-11-27 | Николай Викторович СТЕПАНОВ | Method of spent nuclear fuel recycling |
| US20100284506A1 (en) * | 2009-05-06 | 2010-11-11 | Singh Krishna P | Apparatus for storing and/or transporting high level radioactive waste, and method for manufacturing the same |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN113628773A (en) * | 2021-04-20 | 2021-11-09 | 中国核工业华兴建设有限公司 | Adjustable device for assembling spent fuel dry-type storage equipment support of nuclear power station |
| CN113628773B (en) * | 2021-04-20 | 2023-11-10 | 中国核工业华兴建设有限公司 | Nuclear power station spent fuel dry-type storage equipment support equipment is assembled with adjustable device |
| RU2776895C1 (en) * | 2021-11-29 | 2022-07-28 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method for electrolytic refining of metallic nuclear fuel |
| CN115862916A (en) * | 2022-12-07 | 2023-03-28 | 中国原子能科学研究院 | Method for extracting krypton-85 from fast reactor spent fuel rods |
| CN115862916B (en) * | 2022-12-07 | 2023-10-24 | 中国原子能科学研究院 | Method for extracting krypton-85 from fast reactor spent fuel rod |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Ignatiev et al. | Molten-salt reactors: new possibilities, problems and solutions | |
| RU2644393C2 (en) | Molten-salt reactor | |
| Lee et al. | Current status of pyroprocessing development at KAERI | |
| Westphal et al. | On the development of a distillation process for the electrometallurgical treatment of irradiated spent nuclear fuel | |
| RU2711214C1 (en) | Spent fuel reprocessing method of fuel assemblies of nuclear reactor | |
| KR101016223B1 (en) | Molten salt treatment system of radioactively contaminated scrap metal | |
| KR101189169B1 (en) | A method for preparing metallic fuel slugs of low loss and high yield, and metallic fuel slugs prepared by the method | |
| CN111712886B (en) | Method for long-term storage of spent fuel and cooled storage tank for implementation thereof | |
| National Research Council et al. | Electrometallurgical techniques for DOE spent fuel treatment | |
| Moir et al. | Molten salt fuel version of laser inertial fusion fission energy (LIFE) | |
| Orlov et al. | The closed on-site fuel cycle of the BREST reactors | |
| KR101369123B1 (en) | Method for separation of group Ⅱ nuclides and recovery of pure LiCl by using Li2O | |
| RU194792U1 (en) | CONTAINER FOR STORAGE AND PROCESSING OF WASTE NUCLEAR FUEL | |
| Remizov et al. | EVACUABLE SMALL-SIZED DIRECT JOULE-HEATED MELTER DESIGNED BY MAYAK PA TO IMMOBILIZE LRW FROM SNF REPROCESSING INTO BOROSILICATE GLASS DEVELOPED AND TESTED AS PART OF A NEW HLW VITRIFICATION COMPLEX | |
| LUKARSKI et al. | Comparison of Technologies for Metal Radioactive Waste Decontamination | |
| RU2804570C1 (en) | Method for extracting zirconium from irradiated zirconium materials to reduce volume of high-level radioactive waste | |
| Kim | Current status on development of P&T in Korea | |
| KR20150080256A (en) | Method for manufacturing of metallic fuel slugs preventing the evaporation of volatile element and the metallic fuel slugs thereby | |
| RU2145126C1 (en) | Ingot of radioactive metal wastes and its production process | |
| Westphal et al. | Initial cathode processing experiences and results for the treatment of spent fuel | |
| Inoue et al. | An Overview of CRIEPI Pyroprocessing Activities | |
| JPH0749182A (en) | Melt solidification method and cooling crucible used for the method | |
| Podrezova et al. | Technological Approaches to Non-Standard Spent Nuclear Fuels Reprocessing | |
| CN118147708A (en) | A dry separation and purification process suitable for spent metal fuel | |
| Lukarski et al. | Possibilities of Optimizing the Processing of Metallic Radioaktive Waste |