RU2357311C2 - Способ переработки отработавшего ядерного топлива - Google Patents

Abstract

Изобретение относится к области химической и радиохимической промышленности и может быть использовано для регенерации отработавшего ядерного топлива, главным образом дисперсионных твэлов с композициями (керметами) типа Be - UBe₁₃, Be - UO₂, и возврата обогащенного урана в топливный цикл, извлечения (утилизации) урана и бериллия из отходов производства уран-бериллиевых композиций. В способе переработки отработавшего уран-бериллиевого ядерного топлива отработавшие твэлы и тепловыделяющие сборки рубят на куски, погружают в воду и растворяют их подачей в раствор газообразного фтористого водорода. По окончании процесса растворения отделяют твердые части, отделяют пульпу от раствора фторида бериллия, промывают, нагревают пульпу, обрабатывают паром и при необходимости подвергают выделенный диоксид урана дополнительной очистке. Изобретение позволяет упростить способ переработки отработавшего ядерного топлива, преимущественно композиций типа Be - Ube₁₃, Be - UO₂, а также увеличить безопасность при проведении процесса. 3 з.п. ф-лы.

Description

Изобретение относится к области химической и радиохимической промышленности и может быть использовано для регенерации отработавшего ядерного топлива, главным образом дисперсионных твэлов с композициями (керметами) типа Be - UBe₁₃, Be - UO₂, и возврата обогащенного урана в топливный цикл, извлечения (утилизации) урана и бериллия из отходов производства уран-бериллиевых композиций.

Известны способы переработки облученного металлического урана (с целью извлечения накопившегося в нем плутония) растворением в азотной кислоте с последующим экстракционным извлечением и очисткой урана и плутония от продуктов деления (ПД). (Емельянов В.С., Евстюхин А.И. Металлургия ядерного горючего. М.: Атомиздат, 1968, с.343; Землянухин В.И. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1989, с.54).

Известен способ переработки уран-алюминиевого ядерного топлива растворением его в разбавленной азотной кислоте, с азотнокислой ртутью в качестве катализатора, при температуре кипения раствора (около 110°С) (Землянухин В.И. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1989, с.58-59). Недостаток способа заключается в использовании большого количества ртути, которая интенсифицирует коррозию, усложняет процессы переработки и хранения отходов, а также увеличивает вероятность образования стабилизированных эмульсий, осложняющих последующий процесс экстракционной очистки.

Вышеописанные способы мало применимы для переработки уран-бериллиевых композиций, так как при растворении топлива образуются совместные растворы урана и бериллия. Большое количество бериллия в растворах с высокообогащенным ураном крайне осложняет выполнение условий ядерной безопасности процессов.

Наиболее близким аналогом заявляемого способа является способ растворения сердечников уран-циркониевых твэлов во фтористоводородной кислоте (Землянухин В.И. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1989, с.59). При растворении такого топлива необходим строгий контроль за концентрацией фтористоводородной кислоты и температурой раствора. Избыток свободных ионов фтора вызывает выпадение в осадок урана в виде UF₄·³/₄Н₂О, а их уменьшение - к гидролизу солей циркония.

Недостатком способа является то, что большое количество бериллия в растворах с высокообогащенным ураном крайне осложняет выполнение условий ядерной безопасности процессов.

Кроме этого, недостатком способа является также то, что большой избыток свободных ионов фтора вызывает выпадение в осадок урана в виде UF₄·³/₄Н₂О. Для удерживания урана в растворе рекомендуется переводить его в шестивалентное состояние путем введения в процесс окислителей.

Недостатком способа является то, что при дальнейшем разделении элементов экстракцией образуется большое количество растворов, которые необходимо утилизировать.

Задачей заявляемого технического решения является упрощение способа переработки отработавшего ядерного топлива, преимущественно композиций типа Be - UBe₁₃, Be - UO₂, а также увеличение безопасности при проведении процесса.

Технический эффект способа переработки заключается в том, что компоненты топлива переводят в разные фазы, удобные для их дальнейшего разделения: уран выделялся в виде твердого соединения, а бериллий в растворе.

Вышеуказанная задача достигается тем, что в способе переработки отработавшего уран-бериллиевого ядерного топлива отработавшие твэлы и тепловыделяющие сборки с сердечниками из композиций Be - UBe₁₃ и Be - UO₂ рубят на куски, погружают их в воду, подают туда газообразный фтористый водород, поддерживая определенную температуру, а по окончании процесса растворения отделяют твердые части, отделяют пульпу от раствора фторида бериллия, промывают, нагревают пульпу, обрабатывают паром и при необходимости подвергают выделенный диоксид урана дополнительной очистке.

Газообразный фтористый водород подают для поддержания его концентрации в растворе (1-3)%.

При растворении поддерживают температуру раствора не более 70°С.

При подаче в воду газообразного фтористого водорода образуется разбавленная (~1-3%) фтористоводородная кислота. Бериллий сердечников твэлов, в том числе и интерметаллида UBe₁₃, реагирует с кислотой, образуя хорошо растворимый в воде фторид бериллия, а уран интерметаллида UBe₁₃ в основном взаимодействует с водой, образуя нерастворимый диоксид (~95%), и частично с кислотой с образованием малорастворимого тетрафторида (~5%). Одновременно продуктом этих экзотермических реакций является выделяющийся газообразный водород. Подачу фтористого водорода в раствор продолжают в течение всего процесса растворения отработавшего уран-бериллиевого ядерного топлива, изменением его расхода регулируют скорость растворения отработавшего уран-бериллиевого ядерного топлива и прекращают его подачу при приближении к времени окончания растворения сердечников, когда концентрация фтористоводородной кислоты должна быть близка к нулевой.

Содержащиеся в твэлах металлы подслоя (натрий, кальций), а в отработавшем топливе продукты деления в процессе растворения сердечников твэлов распределяются между раствором фторида бериллия и твердыми соединениями урана в соответствии с растворимостью их фторидов.

Повышение концентрации фтористоводородной кислоты более 3% и температуры более 70°С ведет к увеличению доли тетрафторида урана, растворимости его в растворе кислоты и соответственно к увеличению потерь урана с раствором фторида бериллия.

При растворении сердечников Be - UO₂ диоксид урана практически не взаимодействует с разбавленной фтористоводородной кислотой и выпадает в осадок.

Таким образом, при растворении композиций Be - UBe₁₃ и Be - UO₂ конечными продуктами в обоих случаях является пульпа - раствор фторида бериллия, содержащий твердые соединения урана.

Нагревают пульпу до 500-800°С.

При нагревании пульпы менее 500°С не весь фтор выделяется из пульпы, нагревание больше 800°С нецелесообразно.

Новыми существенными признаками заявляемого способа (по сравнению с прототипом) являются:

- применение разбавленной фтористоводородной кислоты для растворения отработавшего ядерного топлива (композиций Be - UBe₁₃, Be - UO₂) и поддерживание в течение процесса растворения ее минимальной концентрации, которые сразу приводят к переводу бериллия и урана в легко разделяющиеся фазы (бериллий переходит в раствор, а уран - в твердые соединения);

- отделение твердых соединений урана от раствора фторида бериллия, что практически устраняет бериллий и фтор из дальнейшего процесса очистки обогащенного урана от продуктов деления, позволяет использовать, например, при экстракционных процессах стандартную аппаратуру из нержавеющих сталей;

- использование газообразного фтористого водорода для непрерывного получения фтористоводородной кислоты и поддержания ее постоянной низкой концентрации при растворении ОЯТ позволяет резко сократить объем растворов, упростить организацию, проведение и регулирование скорости процесса растворения сердечников твэлов.

Отработавшие ТВС или твэлы с сердечниками Be - UBe₁₃ или Be - UO₂, содержащими 70-90% бериллия, рубят на куски. В ядернобезопасный, коррозионно-стойкий к фтористоводородной кислоте герметичный аппарат-растворитель заливают воду, загружают отрезки твэлов и в воду подают газообразный фтористый водород. О начале реакции растворения сердечников образующейся фтористоводородной кислотой свидетельствует выделение водорода и повышение температуры раствора. Регулированием расхода фтористого водорода поддерживают концентрацию фтористоводородной кислоты на уровне (1-3) процентов. Температура раствора не более 70°С, для чего через рубашку охлаждения аппарата пропускают воду. Выделяющийся водород с парами воды поступает в охладитель-конденсатор, конденсат стекает в аппарат-растворитель, а водород направляется на сжигание с кислородом воздуха. О приближении окончания процесса растворения сердечников твэлов свидетельствует снижение температуры в аппарате и подачу фтористого водорода прекращают. В результате растворения сердечников образуется пульпа диоксида урана (~95%) и тетрафторида (~5%) в растворе фторида бериллия. Другие компоненты твэлов и топлива (подслои из натрия или кальция, ПД) в соответствии со своими химическими свойствами образуют главным образом фториды, из них нерастворимые сопровождают твердые соединения урана, а растворимые переходят в раствор, таким образом происходит частичная очистка урана от некоторых ПД. Материал оболочек твэлов (стали ЭИ, ЭП) за время растворения сердечников из бериллиевых композиций практически не подвергается коррозии.

Образовавшуюся пульпу сливают из аппарата, отрезки оболочек твэлов промывают от остатков пульпы и удаляют. Собранную пульпу перерабатывают - твердые соединения урана, а именно диоксид урана с примесью тетрафторида и нерастворимых фторидов ПД, отделяют от раствора фторида бериллия и растворимых фторидов ПД. Осадок отмывают от раствора фторида бериллия, промывные растворы возвращают на следующую операцию растворения отрезков твэлов.

Осадок твердых соединений урана загружают в реторту печи, сушат, нагревают до температуры 500-800°С, через реторту пропускают водяной пар, подвергают «пирогидролизу» примеси фторидов, при этом с паром удаляют фтор в виде фтористого водорода и получают диоксид урана, загрязненный ПД, с примесью ~1% бериллия и менее 0,1% фтора, направляемый на дальнейшую очистку известными способами, например экстракционным или газофторидным.

Claims (4)

1. Способ переработки отработавшего уран-бериллиевого ядерного топлива, включающий рубку на куски отработавших твэлов и тепловыделяющих сборок и растворение их во фтористоводородной кислоте, отличающийся тем, что погружают куски в воду, подают туда газообразный фтористый водород, поддерживая определенную температуру, а по окончании процесса растворения отделяют твердые части, отделяют пульпу от раствора фторида бериллия, промывают, нагревают пульпу, обрабатывают паром и при необходимости подвергают выделенный диоксид урана дополнительной очистке.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что подают газообразный фтористый водород для поддержания его концентрации в растворе 1-3%.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что при растворении поддерживают температуру раствора не более 70°С.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что нагревают пульпу до 500-800°С.