RU2724117C1 - Method of processing nitride nuclear fuel - Google Patents
Method of processing nitride nuclear fuel Download PDFInfo
- Publication number
- RU2724117C1 RU2724117C1 RU2019116982A RU2019116982A RU2724117C1 RU 2724117 C1 RU2724117 C1 RU 2724117C1 RU 2019116982 A RU2019116982 A RU 2019116982A RU 2019116982 A RU2019116982 A RU 2019116982A RU 2724117 C1 RU2724117 C1 RU 2724117C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nitride
- fuel
- conversion
- nuclear fuel
- chlorides
- Prior art date
Links
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 title claims abstract description 71
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 34
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 26
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims abstract description 14
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims abstract description 29
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M Chloride anion Chemical compound [Cl-] VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 27
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 23
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 22
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims abstract description 21
- 239000012320 chlorinating reagent Substances 0.000 claims abstract description 20
- KWGKDLIKAYFUFQ-UHFFFAOYSA-M lithium chloride Chemical compound [Li+].[Cl-] KWGKDLIKAYFUFQ-UHFFFAOYSA-M 0.000 claims abstract description 20
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 19
- 150000001805 chlorine compounds Chemical class 0.000 claims abstract description 18
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims abstract description 11
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 11
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims abstract description 9
- 230000009467 reduction Effects 0.000 claims abstract description 4
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 claims description 11
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims description 6
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 abstract 1
- 239000000047 product Substances 0.000 description 21
- 239000000155 melt Substances 0.000 description 17
- -1 actinide nitrides Chemical class 0.000 description 8
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 6
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 5
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 5
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000010802 sludge Substances 0.000 description 4
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 3
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 3
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 3
- 229910013618 LiCl—KCl Inorganic materials 0.000 description 2
- 101100316117 Rattus norvegicus Unc50 gene Proteins 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 238000005660 chlorination reaction Methods 0.000 description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 2
- 238000005868 electrolysis reaction Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 2
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 2
- 230000008018 melting Effects 0.000 description 2
- 238000002844 melting Methods 0.000 description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910007926 ZrCl Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000654 additive Substances 0.000 description 1
- 239000003513 alkali Substances 0.000 description 1
- 229910001514 alkali metal chloride Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910001617 alkaline earth metal chloride Inorganic materials 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000006227 byproduct Substances 0.000 description 1
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 description 1
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 229910001873 dinitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 239000000374 eutectic mixture Substances 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 229910021397 glassy carbon Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- WABPQHHGFIMREM-UHFFFAOYSA-N lead(0) Chemical compound [Pb] WABPQHHGFIMREM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- HWSZZLVAJGOAAY-UHFFFAOYSA-L lead(II) chloride Chemical compound Cl[Pb]Cl HWSZZLVAJGOAAY-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 238000006386 neutralization reaction Methods 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 238000001953 recrystallisation Methods 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010183 spectrum analysis Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
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
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности, к технологии переработки отработавшего нитридного ядерного топлива и может быть использовано преимущественно в замкнутом ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ).The invention relates to nuclear energy, in particular, to a technology for processing spent nitride nuclear fuel and can be used primarily in a closed nuclear fuel cycle (NFCF).
Будущее ядерной энергетики связано с новыми безопасными, энергоэффективными и малоотходными технологиями получения энергии в условиях организованного замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Это подразумевает использование реакторов на быстрых нейтронах с использованием высокотемпературных плотных видов топлива, к которым относится нитридное топливо (Алексеев С.В., Зайцев В.А. Нитридное топливо для ядерной энергетики, М: Техносфера, 2013, с. 7-8) [1].The future of nuclear energy is associated with new safe, energy-efficient and low-waste technologies for energy production in an organized closed nuclear fuel cycle (NFCF). This implies the use of fast neutron reactors using high-temperature dense fuels, which include nitride fuel (Alekseev S.V., Zaitsev V.A. Nitride fuel for nuclear power, M: Technosphere, 2013, pp. 7-8) [ 1].
В настоящее время нитридное топливо используется лишь в ядерных установках аэрокосмического назначения, а более широкое его применение ограничивается отсутствием эффективных способов его своевременной переработки. Основным препятствием переработки нитридного ядерного топлива существующими гидрохимическими способами является то, что нитридные делящиеся материалы и продукты деления плохо разделимы ввиду близости электрохимических характеристик. Помимо этого, существующие способы не могут быть использованы в рамках ЗЯТЦ, поскольку включают операцию хранения ядерного топлива в течение 3-7 лет, а также обладают рядом существенных недостатков, среди которых образование большого объема радиоактивной воды, высокие трудовые и энергетические затраты, повышенные риски утечки высокоактивного топлива при транспортировке и хранении (Olander D.R. Engineering Journal, 2009, Vol. 13, pp. 1-28) [2].Currently, nitride fuel is used only in aerospace nuclear installations, and its wider use is limited by the lack of effective methods for its timely processing. The main obstacle to the processing of nitride nuclear fuel by existing hydrochemical methods is that nitride fissile materials and fission products are poorly separable due to the proximity of electrochemical characteristics. In addition, existing methods cannot be used in the framework of the NFC, since they include the operation of storing nuclear fuel for 3-7 years, and also have a number of significant drawbacks, including the formation of a large volume of radioactive water, high labor and energy costs, and increased risks of leakage highly active fuel during transportation and storage (Olander DR Engineering Journal, 2009, Vol. 13, pp. 1-28) [2].
В рамках ЗЯТЦ могут быть использованы известные способы переработки нитридного ядерного топлива в хлоридных расплавах, устойчивых к радиационному и тепловому воздействию. Так, известен способ переработки нитридного ядерного топлива, включающий конверсию его активных компонентов из нитридов в хлориды путем анодного растворения при электролизе хлоридного расплава в электролизере (RU 2079909, публ. 20.05.1997) [3]. Известный способ осуществляется при температуре от 450 до 700°С, анодной плотности тока до 0.3 А/см2 и катодной плотности тока до 0.4 А/см2 с использованием кадмиевого катода. При анодном растворении нитридного топлива выделяется газообразный азот, а компоненты топлива в виде соответствующих хлоридов (UCl3, PuCl3 и др.) переводятся в расплав LiCl. Далее компоненты топлива (U, Pu и другие актиниды) электролитически извлекаются из расплава для изготовления нитридного топлива.In the framework of the nuclear fuel cycle, known methods of processing nitride nuclear fuel in chloride melts that are resistant to radiation and thermal effects can be used. So, there is a known method of processing nitride nuclear fuel, including the conversion of its active components from nitrides to chlorides by anodic dissolution during electrolysis of a chloride melt in an electrolyzer (RU 2079909, publ. 05.20.1997) [3]. The known method is carried out at a temperature from 450 to 700 ° C, anodic current density up to 0.3 A / cm 2 and cathodic current density up to 0.4 A / cm 2 using a cadmium cathode. During the anodic dissolution of nitride fuel, nitrogen gas is released, and the fuel components in the form of the corresponding chlorides (UCl 3 , PuCl 3 , etc.) are transferred to the LiCl melt. Further, the fuel components (U, Pu and other actinides) are electrolytically extracted from the melt to produce nitride fuel.
Однако в ходе электролиза наряду с нитридными делящимися материалами анодному растворению подвергаются и побочные продукты деления, трудно отделимые при последующем электролитическом извлечении делящихся материалов. Помимо этого, в ходе анодного растворения в хлоридном расплаве на нитридном ядерном топливе образуются труднорастворимые и плохо проводящие соединения типа UOxCly и UNCl, ограничивающие полноту конверсии нитридного топлива в хлориды (Journal of Nuclear Materials 344 (2005) 128-135) [4]. Таким образом, способ представляется неэффективным и не позволяет отделить делящиеся материалы от продуктов деления на стадии конверсии компонентов нитридного топлива в хлориды для последующего извлечения.However, during electrolysis, along with nitride fissile materials, anodic dissolution also undergoes fission by-products, which are difficult to separate during the subsequent electrolytic extraction of fissile materials. In addition, during anodic dissolution in a chloride melt using nitride nuclear fuel, sparingly soluble and poorly conductive compounds such as UO x Cl y and UNCl are formed, which limit the degree of conversion of nitride fuel to chlorides (Journal of Nuclear Materials 344 (2005) 128-135) [4 ]. Thus, the method seems to be ineffective and does not allow to separate fissile materials from fission products at the stage of conversion of nitride fuel components to chlorides for subsequent extraction.
Известен способ переработки нитридного ядерного топлива в хлоридном расплаве, включающий конверсию его активных компонентов из нитридов в хлориды путем анодного и химического растворения в хлоридном расплаве (RU 2603844, публ. 10.12.2016) [5]. Способ осуществляется в хлоридном расплаве LiCl-KCl-CdCl2 при температуре не выше 500°С в атмосфере инертного газа в электролизере. Присутствие в расплаве до 5 мас. % CdCl2 в качестве хлорирующего реагента инициирует химическое хлорирование нитридного ядерного топлива, а анодное растворение дополнительно повышает скорость его растворения.A known method of processing nitride nuclear fuel in a chloride melt, including the conversion of its active components from nitrides to chlorides by anodic and chemical dissolution in a chloride melt (RU 2603844, publ. 10.12.2016) [5]. The method is carried out in a chloride melt LiCl-KCl-CdCl 2 at a temperature not exceeding 500 ° C in an inert gas atmosphere in the cell. The presence in the melt of up to 5 wt. % CdCl 2 as a chlorinating reagent initiates chemical chlorination of nitride nuclear fuel, and anodic dissolution additionally increases its dissolution rate.
Недостатками этого способа являются формирование труднорастворимого соединения UNCl на поверхности перерабатываемого нитридного ядерного топлива в условиях его анодного растворения при низкой температуре, неполная конверсия нитридов в хлориды и необходимость дополнительной операции удаления хлорирующего реагента CdCl2 из образующегося расплава LiCl-KCl-UCl3-CdCl2 перед дальнейшим использованием расплава для извлечения актинидов. При этом способ экспериментально не апробирован на предмет возможности отделения нитридных делящихся материалов (UN, PuN и другие нитриды актинидов) от продуктов деления (преимущественно нитрид ZrN). По термодинамическим оценкам вероятность взаимодействия нитрида ZrN с хлоридом CdCl2 достаточно высока, особенно при повышении температуры выше 600-700°С.The disadvantages of this method are the formation of a sparingly soluble compound UNCl on the surface of the reprocessable nitride nuclear fuel under conditions of its anodic dissolution at low temperature, incomplete conversion of nitrides to chlorides and the need for an additional operation to remove the chlorinating reagent CdCl 2 from the resulting LiCl-KCl-UCl 3 -CdCl 2 melt before further use of the melt to extract actinides. Moreover, the method has not been experimentally tested for the possibility of separating nitride fissile materials (UN, PuN and other actinide nitrides) from fission products (mainly ZrN nitride). According to thermodynamic estimates, the probability of the interaction of ZrN nitride with CdCl 2 chloride is quite high, especially when the temperature rises above 600-700 ° C.
Наиболее близким к заявляемому изобретению является способ, описанный в Сборнике докладов отраслевой конференции по теме «Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторв на быстрых нейтронах», 11-12 октября 2028, с. 275-285 [6]. Способ включает выделение нитридных делящихся материалов и отделение их от продуктов деления конверсией компонентов нитридного топлива в хлориды путем химического растворения в хлоридном расплаве LiCl, содержащем хлорирующий реагент PbCl2 при температуре не выше 750°С.Closest to the claimed invention is the method described in the Collection of reports of the industry conference on the topic "Closing the fuel cycle of nuclear energy based on fast neutron reactors", October 11-12, 2028, p. 275-285 [6]. The method includes the separation of nitride fissile materials and their separation from the fission products by the conversion of the components of nitride fuel into chlorides by chemical dissolution in a chloride melt LiCl containing a chlorinating reagent PbCl 2 at a temperature not exceeding 750 ° C.
Однако в источнике [6] в качестве продуктов деления (ПД) указаны так называемые «благородные» ПД, которые в процессе хлорирования не взаимодействуют с хлоридом свинца и остаются в металлической фазе (то есть концентрируются в металлическом свинце на дне реактора), а образующийся металлический свинец, являющийся коллектором для «благородных» ПД, выводится из технологического потока и направляется на захоронение. Что касается применения способа, описанного в источнике [6] в отношении других ПД, то в разделе «Заключение» говорится, что изучение поведения других имитаторов ПД, таких, как например, Zr, будут предметом дальнейших исследований.However, in the source [6], the so-called “noble” PDs are indicated as fission products (PD), which during chlorination do not interact with lead chloride and remain in the metal phase (that is, they are concentrated in metal lead at the bottom of the reactor), and the metal lead, which is a collector for "noble" PD, is removed from the process stream and sent for disposal. As for the application of the method described in the source [6] in relation to other PDs, the section “Conclusion” states that studying the behavior of other PD simulators, such as, for example, Zr, will be the subject of further research.
Задачей настоящего изобретения является создание эффективного способа переработки нитридного ядерного топлива, позволяющего при максимальной конверсии компонентов нитридного топлива исключить дополнительные трудоемкие и небезопасные операции удаления остаточного хлорирующего реагента из хлоридного расплава в отдельном реакторе.The objective of the present invention is to provide an effective method for processing nitride nuclear fuel, which allows for maximum conversion of the components of nitride fuel to eliminate additional time-consuming and unsafe operations of removing residual chlorinating reagent from chloride melt in a separate reactor.
Для этого предложен способ переработки нитридного ядерного топлива, который, как и прототип, включает выделение нитридных делящихся материалов и отделение их от продуктов деления конверсией компонентов нитридного топлива в хлориды путем химического растворения в хлоридном расплаве LiCl, содержащем хлорирующий реагент PbCl2 при температуре не выше 750°С. Новый способ отличается тем, что нитридные делящиеся материалы отделяют от продуктов деления, включающих нитрид ZrN при соотношении молей PbCl2 к сумме молей компонентов нитридного топлива 1,2-3, при этом после завершения конверсии остаточный хлорирующий реагент удаляют путем его восстановления металлическим литием или актинидом.For this purpose, a method for processing nitride nuclear fuel is proposed, which, like the prototype, involves the separation of nitride fissile materials and their separation from the fission products by the conversion of nitride fuel components to chlorides by chemical dissolution in a LiCl chloride melt containing a chlorinating reagent PbCl 2 at a temperature not exceeding 750 ° C. The new method is characterized in that nitride fissile materials are separated from fission products, including ZrN nitride, with a mole ratio of PbCl 2 to the sum of moles of nitride fuel components of 1.2-3, while after the conversion is completed, the residual chlorinating reagent is removed by reduction with lithium metal or actinide .
В заявленном способе экспериментально подтверждена возможность отделения нитридных делящихся материалов (UN, PuN и другие нитриды актинидов) от продуктов деления, включающих такой продукт, как нитрид ZrN, при этом экспериментально подобрано наиболее оптимальное содержание хлорирующего реагента PbCl2, а также впервые предложена и экспериментально подтверждена возможность удаления остатков хлорирующего реагента PbCl2 из расплавов LiCl-UCl3-PuCl2 металлическим литием или актинидом. При этом оптимальное соотношение молей PbCl2 к сумме молей компонентов нитридного топлива составляет 1,2-3, что обусловлено следующим. Согласно экспериментальным данным, соотношение выше 1,2 при температуре не выше 750°С обеспечивает 100% конверсию нитридов актинидов в хлориды, однако при соотношении выше 3 повышается вероятность побочной конверсии нитридов продуктов деления, в частности, ZrN.In the claimed method, the possibility of separating nitride fissile materials (UN, PuN and other actinide nitrides) from fission products, including a product such as ZrN nitride, was experimentally confirmed, while the most optimal content of the chlorinating reagent PbCl 2 was experimentally selected, and it was first proposed and experimentally confirmed the possibility of removing residues of the chlorinating reagent PbCl 2 from LiCl-UCl 3 -PuCl 2 melts with lithium metal or actinide. The optimal ratio of moles of PbCl 2 to the sum of moles of components of nitride fuel is 1.2-3, which is due to the following. According to experimental data, a ratio above 1.2 at a temperature of no higher than 750 ° C provides 100% conversion of actinide nitrides to chlorides, however, with a ratio above 3, the likelihood of a side conversion of nitrides of fission products, in particular ZrN, increases.
Необходимость и возможность удаления остатков хлорирующего реагента PbCl2 из расплавов LiCl-UCl3-PuCl2 металлическим литием или актинидом обусловлена следующим. По окончании конверсии в хлоридном расплаве LiCl-KCl помимо появившихся хлоридов актинидов (UCl3, PuCl3 и др) остается значительное количество хлорирующего реагента PbCl2 или CdCl2. Однако перед использованием полученного хлоридного расплава с целевыми компонентами (хлоридами актинидов) в последующих операциях пирохимической переработки (в частности, по известным схемам в источнике [6] остатки хлорирующего реагента необходимо и целесообразно удалить без внесения дополнительных примесей в расплав. В заявленном способе эта операция аппаратурно совмещена с переработкой нитридного ядерного топлива, что исключает дополнительную небезопасную материало- и энергоемкую операцию, проводимую в отдельном реакторе. Для этого по окончании полной конверсии нитридов актинидов в хлориды в реактор с расплавом (в полученный расплав) добавляют металлический литий, который при удалении (нейтрализации) переходит в хлорид лития, являющийся базовым компонентом расплава или металлический актинид (уран и др.), который при удалении (нейтрализации) переходит в хлорид актинида, содержащийся в расплаве в виде целевого компонента.The necessity and possibility of removing residues of the chlorinating reagent PbCl 2 from LiCl-UCl 3 -PuCl 2 melts with lithium metal or actinide is due to the following. After the conversion in the LiCl-KCl chloride melt, in addition to the actinide chlorides (UCl 3 , PuCl 3 , etc.), a significant amount of the chlorinating reagent PbCl 2 or CdCl 2 remains. However, before using the obtained chloride melt with target components (actinide chlorides) in subsequent pyrochemical processing operations (in particular, according to known schemes in the source [6], it is necessary and expedient to remove the remaining chlorinating reagent without introducing additional impurities into the melt. In the claimed method, this operation is hardware-based combined with the reprocessing of nitride nuclear fuel, which eliminates the additional unsafe material and energy-intensive operation carried out in a separate reactor.To do this, at the end of the complete conversion of actinide nitrides to chlorides, a lithium metal is added to the reactor with the melt (which is removed during neutralization) ) passes into lithium chloride, which is the basic component of the melt or metal actinide (uranium, etc.), which, when removed (neutralized), passes into actinide chloride contained in the melt as the target component.
Сущность заявленного способа заключается в том, что нитридное ядерное топливо, содержащее нитридные делящиеся материалы и продукты деления, помещается в реактор с хлоридным расплавом LiCl-PbCl2 при температуре не выше 750°С. При контакте с расплавом нитридные делящиеся материалы вступают в реакцию:The essence of the claimed method lies in the fact that the nitride nuclear fuel containing nitride fissile materials and fission products is placed in a reactor with a chloride melt LiCl-PbCl 2 at a temperature not exceeding 750 ° C. Upon contact with the melt, nitride fissile materials react:
где AnN - нитридный делящийся материал;where AnN is nitride fissile material;
AnClx(расплав) - хлорид соответствующего компонента;AnCl x (melt) - chloride of the corresponding component;
х - стехиометрический коэффициент,x is a stoichiometric coefficient,
в то время как продукты деления, в частности ZrN, в реакции (1) практически не участвуют и после ее завершения остаются в твердом нерастворенном шламе, например, на дне реактора.while fission products, in particular ZrN, practically do not participate in reaction (1) and after its completion remain in solid undissolved sludge, for example, at the bottom of the reactor.
Верхний температурный предел осуществления способа (750°С) обусловлен как значительным испарением хлоридных компонентов расплава, так и резким повышением вероятности участия в реакции (1) продуктов деления нитридного ядерного топлива. Нижний температурный предел для расплава LiCl-PbCl2 составляет в диапазоне от 600 до 650°С и может быть снижен при добавлении в расплав модифицирующих добавок хлоридов щелочных и щелочноземельных металлов.The upper temperature limit of the method (750 ° C) is due to both a significant evaporation of the chloride components of the melt and a sharp increase in the probability of participation in the reaction (1) of fission products of nitride nuclear fuel. The lower temperature limit for the LiCl-PbCl 2 melt is in the range from 600 to 650 ° C and can be reduced by adding alkali and alkaline earth metal chlorides to the melt modifying additives.
Для полной конверсии нитридных делящихся материалов в хлориды мольное содержание хлорида PbCl2 в расплаве LiCl-PbCl2 подбирается экспериментальным путем, при этом оно должно быть больше, чем требуется по стехиометрии реакции (1) в связи с частичным испарением PbCl2. Другими словами соотношение молей PbCl2 к сумме молей нитридных делящихся материалов должно быть более 1 мол/мол., а именно 1,2-3.For the complete conversion of nitride fissile materials into chlorides, the molar content of PbCl 2 chloride in the LiCl-PbCl 2 melt is selected experimentally, while it should be higher than that required by stoichiometry of reaction (1) due to partial evaporation of PbCl 2 . In other words, the ratio of moles of PbCl 2 to the sum of moles of nitride fissile materials should be more than 1 mol / mol., Namely 1.2-3.
Стоит отметить, что повышение мольного соотношения ускоряет реакцию (1), однако после конверсии нитридов в хлориды из полученного хлоридного расплава необходимо удалять остатки хлорирующего реагента. Следовательно, на практике должно быть подобрано оптимальное соотношение молей хлорирующего реагента к сумме молей компонентов нитридного ядерного топлива.It should be noted that an increase in the molar ratio accelerates reaction (1), however, after the conversion of nitrides to chlorides, the residues of the chlorinating reagent must be removed from the resulting chloride melt. Therefore, in practice, the optimal ratio of moles of chlorinating reagent to the sum of moles of components of nitride nuclear fuel should be selected.
После завершения процесса (конверсии) в реакторе образуется расплав LiCl-AnClx с остатками PbCl2 и нерастворимый шлам, которые хорошо разделяются путем фильтрации. Остатки хлорида PbCl2 из расплава LiCl-AnClx удаляются путем его восстановления литием или металлическим актинидом An (например, ураном) по реакциям:After completion of the process (conversion), a LiCl-AnCl x melt with PbCl 2 residues and insoluble sludge are formed in the reactor, which are well separated by filtration. Residues of PbCl 2 chloride from the LiCl-AnCl x melt are removed by reduction with lithium or metallic actinide An (for example, uranium) by the reactions:
Металлический свинец, также, как и нерастворенный твердый шлам, хорошо отделяется от целевого продукта - расплава LiCl-AnClx, пригодного для дальнейшего извлечения актинидов.Lead metal, as well as undissolved solid sludge, is well separated from the target product, LiCl-AnCl x melt, suitable for the further extraction of actinides.
Помимо удаления остаточного хлорирующего реагента из хлоридного расплава с хлоридами актинидов при его контакте с литием или актинидом параллельно происходит конверсия всех электроположительных примесей в металлы, которые вместе со свинцом и непрореагировавшими нитридными продуктами деления концентрируются в шламе на дне реактора.In addition to removing the residual chlorinating reagent from the chloride melt with actinide chlorides, when it is in contact with lithium or actinide, all electropositive impurities are simultaneously converted to metals, which, together with lead and unreacted nitride fission products, are concentrated in the sludge at the bottom of the reactor.
Технический результат, достигаемый заявленным способом, заключается в полном отделении нитридных делящихся материалов от продуктов деления на первичной стадии их конверсии в хлориды, исключении дополнительных операций по удалению остаточного хлорирующего реагента из расплава LiCl, получении хлоридного расплава, максимально очищенного от прочих электроположительных примесей.The technical result achieved by the claimed method consists in the complete separation of nitride fissile materials from fission products at the initial stage of their conversion to chlorides, elimination of additional operations to remove the residual chlorinating reagent from LiCl melt, and to obtain a chloride melt that is maximally purified from other electropositive impurities.
Изобретение иллюстрируется таблицей, в которой приведены параметры и результаты экспериментальной апробации заявленного способа, а также рисунком, где показано уменьшение концентрации хлорирующего реагента PbCl2 в хлоридном расплаве LiCl-UCl3-PbCl2 после его контакта с ураном и литием.The invention is illustrated in the table, which shows the parameters and results of experimental testing of the claimed method, as well as the figure, which shows the decrease in the concentration of the chlorinating reagent PbCl 2 in the chloride melt LiCl-UCl 3 -PbCl 2 after its contact with uranium and lithium.
Экспериментальную апробацию способа переработки нитридного ядерного топлива осуществляли с использованием основных индивидуальных компонентов нитридного ядерного топлива и их смесей:The experimental testing of the method of processing nitride nuclear fuel was carried out using the main individual components of nitride nuclear fuel and their mixtures:
- делящийся материал - нитрида урана UN;- fissile material - uranium nitride UN;
- продукт деления - нитрид циркония ZrN;- fission product - zirconium nitride ZrN;
- смесь нитридов UN и ZrN.- a mixture of nitrides UN and ZrN.
Эксперименты проводили в кварцевой ячейке с инертной атмосферой. На дне ячейки размещали реактор из стеклоуглерода либо оксида MgO с предварительно приготовленной смесью хлоридов KCl, LiCl, PbCl2. Эвтектическую смесь LiCl-KCl готовили методом зонной перекристаллизации с целью максимального удаления кислородных примесей и смешивали с очищенным хлоридом PbCl2 в «сухом боксе». Образцы, подвергаемые переработке, погружали в расплав, либо добавляли непосредственно в смесь хлоридов перед плавлением. После плавления смеси и контакта перерабатываемой смеси нитридов с хлоридным расплавом отбирали пробы расплава для анализа содержания в нем LiCl, PbCl2, UCl3 и ZrCl4 химическим методом. На основании полученных данных оценивали кинетику и полноту конверсии нитридов ZrN и UN в хлориды. Основные условия и результаты экспериментальной апробации сведены в Таблицу, из которой видно, что заявленный способ позволяет на 100% отделить UN от ZrN путем конверсии первого в хлорид, что не присуще способу-прототипу. Данные химического метода подтверждаются тем, что масса ZrN после всех экспериментов практически не менялась.The experiments were carried out in a quartz cell with an inert atmosphere. At the bottom of the cell, a reactor of glassy carbon or MgO oxide was placed with a pre-prepared mixture of chlorides KCl, LiCl, PbCl 2 . A LiCl-KCl eutectic mixture was prepared by zone recrystallization in order to remove oxygen impurities to the maximum and mixed with purified PbCl 2 chloride in a dry box. Samples to be processed were immersed in the melt or added directly to the chloride mixture before melting. After melting the mixture and contacting the processed nitride mixture with the chloride melt, melt samples were taken to analyze the contents of LiCl, PbCl 2 , UCl 3 and ZrCl 4 in the chemical method. Based on the data obtained, the kinetics and completeness of the conversion of ZrN and UN nitrides to chlorides were evaluated. The main conditions and results of experimental testing are summarized in the Table, which shows that the claimed method allows you to 100% separate UN from ZrN by converting the first to chloride, which is not inherent in the prototype method. The data of the chemical method are confirmed by the fact that the ZrN mass practically did not change after all the experiments.
На лабораторных установках также было показано, что превышение отношения молей PbCl2 к сумме молей компонентов нитридного ядерного топлива выше 3-4 мол/мол нецелесообразно.In laboratory settings, it was also shown that exceeding the ratio of moles of PbCl 2 to the sum of moles of components of nitride nuclear fuel above 3-4 mol / mol is impractical.
Далее была проведена серия экспериментов по удалению остатков PbCl2 из расплавов LiCl-UCl3-PbCl2 металлическим литием и ураном. Из рисунка видно, что в обоих случаях было достигнуто полное удаление PbCl2 из расплавов, при этом по данным спектрального анализа содержание прочих электроположительных примесей после контакта полученного хлоридного расплава с литием и металлическим ураном существенно снизилось и не превышало пределы обнаружения прибора.Next, a series of experiments was carried out to remove PbCl 2 residues from LiCl-UCl 3 -PbCl 2 melts with lithium metal and uranium. It can be seen from the figure that in both cases the complete removal of PbCl 2 from the melts was achieved, while according to the spectral analysis, the content of other electropositive impurities after the contact of the obtained chloride melt with lithium and metallic uranium significantly decreased and did not exceed the detection limits of the device.
Таким образом, заявленный способ позволяет на первичной стадии конверсии нитридного топлива отделить нитридные делящиеся материалы от продуктов деления, исключить дополнительные операции повторной переработки топлива, удалить остаточный хлорирующий реагент из расплава, и, тем самым повысить эффективность переработки в целом.Thus, the claimed method allows to separate nitride fissile materials from fission products at the initial stage of nitride fuel conversion, to exclude additional fuel reprocessing operations, to remove residual chlorinating reagent from the melt, and thereby increase the overall processing efficiency.
Claims (1)
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019116982A RU2724117C1 (en) | 2019-05-31 | 2019-05-31 | Method of processing nitride nuclear fuel |
| PCT/RU2020/000236 WO2020242344A1 (en) | 2019-05-31 | 2020-05-25 | Method for reprocessing nitride nuclear fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019116982A RU2724117C1 (en) | 2019-05-31 | 2019-05-31 | Method of processing nitride nuclear fuel |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2724117C1 true RU2724117C1 (en) | 2020-06-22 |
Family
ID=71135714
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019116982A RU2724117C1 (en) | 2019-05-31 | 2019-05-31 | Method of processing nitride nuclear fuel |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2724117C1 (en) |
| WO (1) | WO2020242344A1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2758450C1 (en) * | 2020-08-16 | 2021-10-28 | Акционерное общество «Прорыв» | Method for processing nitride snf in salt melts with removal of the residual amount of the chlorinating agent |
| RU2772970C1 (en) * | 2021-12-01 | 2022-05-30 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Method for controlled extraction of actinides from metal products of spent nuclear fuel in a chloride melt |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20100305384A1 (en) * | 2007-09-04 | 2010-12-02 | Commissariat A L'energie Atomique | Process for Converting Alkaline-Earth Metal Chlorides to Tungstates and Molybdates and Applications Thereof |
| 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 |
|---|---|---|---|---|
| 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 |
-
2019
- 2019-05-31 RU RU2019116982A patent/RU2724117C1/en active
-
2020
- 2020-05-25 WO PCT/RU2020/000236 patent/WO2020242344A1/en not_active Ceased
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20100305384A1 (en) * | 2007-09-04 | 2010-12-02 | Commissariat A L'energie Atomique | Process for Converting Alkaline-Earth Metal Chlorides to Tungstates and Molybdates and Applications Thereof |
| 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 |
Non-Patent Citations (4)
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2758450C1 (en) * | 2020-08-16 | 2021-10-28 | Акционерное общество «Прорыв» | Method for processing nitride snf in salt melts with removal of the residual amount of the chlorinating agent |
| RU2783506C1 (en) * | 2021-11-18 | 2022-11-14 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method for extracting actinides from the anode residue of the operation of electrolytic refining of spent nuclear fuel |
| RU2772970C1 (en) * | 2021-12-01 | 2022-05-30 | Российская Федерация, от имени которой выступает Госкорпорация "Росатом" | Method for controlled extraction of actinides from metal products of spent nuclear fuel in a chloride melt |
| RU2781870C1 (en) * | 2022-05-06 | 2022-10-19 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | METHOD FOR PRODUCING SALT COMPOSITION BASED ON LiF-BeF2 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| WO2020242344A1 (en) | 2020-12-03 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN101593566B (en) | Spent fuel reprocessing method | |
| RU2603844C1 (en) | Method of nitride spent nuclear fuel recycling in salt melts | |
| Souček et al. | Pyrochemical reprocessing of spent fuel by electrochemical techniques using solid aluminium cathodes | |
| Karell et al. | Separation of actinides from LWR spent fuel using molten-salt-based electrochemical processes | |
| Park et al. | Electrolytic reduction of a simulated oxide spent fuel and the fates of representative elements in a Li2O-LiCl molten salt | |
| US7638026B1 (en) | Uranium dioxide electrolysis | |
| US2951793A (en) | Electrolysis of thorium and uranium | |
| Shishkin et al. | Electrochemical reduction of uranium dioxide in LiCl–Li2O melt | |
| RU2724117C1 (en) | Method of processing nitride nuclear fuel | |
| JP3120002B2 (en) | Reprocessing of spent fuel | |
| CA2020601A1 (en) | Actinide recovery | |
| RU2732740C1 (en) | Method of processing spent nuclear fuel nitride in salt melts | |
| RU2499306C1 (en) | Method of cleaning irradiated nuclear fuel | |
| EP1240647B1 (en) | Actinide production | |
| US20130233716A1 (en) | Room Temperature Electrodeposition of Actinides from Ionic Solutions | |
| Souček et al. | Pyrochemical processes for recovery of actinides from spent nuclear fuels | |
| JP4679070B2 (en) | Method for reprocessing spent oxide fuel | |
| RU2700934C1 (en) | Method of processing oxide nuclear fuel | |
| US20060137992A1 (en) | Separation of metals | |
| Laidler | Pyrochemical processing of DOE spent nuclear fuel | |
| RU2772970C1 (en) | Method for controlled extraction of actinides from metal products of spent nuclear fuel in a chloride melt | |
| González | Voltammetric analysis of moisture-induced impurities in LiCl-Li2O used for direct electrolytic reduction of UO2 and demonstration of purification process | |
| WO2011144937A1 (en) | Novel reprocessing method | |
| RU2775235C1 (en) | Method for processing oxide nuclear fuel in molten salts | |
| Koyama et al. | Demonstration of pyrometallurgical processing for metal fuel and HLW |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| HE4A | Change of address of a patent owner |
Effective date: 20210714 |