Изобретение относится к способам переработки нитридного отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).

Для регенерации отработавшего ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах перспективными являются пирохимические методы переработки, реализуемые в расплавленных галогенидных солях. Солевые системы на основе хлоридов щелочных металлов имеют температуру плавления от 350 °C, не являются горючими, устойчивы к воздействию ионизирующего излучения и, соответственно, лишены недостатков водно-экстракционных систем, таких как радиолиз, образование взрывопожароопасных систем и вероятность вскипания под воздействием тепловыделения перерабатываемого ОЯТ.

Экспериментально обоснована эффективность использования пирохимических методов переработки при разделении целевых компонентов (урана и плутония) и продуктов деления (Т. SATOH, Т. IWAI and Ya. ARAI Electrolysis of Burnup- Simulated Uranium Nitride Fuels in LiCl-KCl Eutectic Melts // Journal of Nuclear Science and Technology. 2009. Vol. 46, No. 6, p. 557-563; K.M. GOFF, R.W. BENEDICT, K.L. HOWDEN, G.M. TESKE, and T.A. JOHNSON. Pyrochemical Treatment of Spent Nuclear Fuel // Proceedings of GLOBAL 2005 (Tsukuba, Japan, Oct 9-13, 2005), Paper No. 364; H. HAYASHL T. SATO, H. SHIBATA, M. KURATA, T. IWAI. and Ya. ARAL Pyrochemical treatment of spent nitride fuels for MA transmutation // Science China Chemistry, 2014 Vol. 57 No. 11 : 1427-1431 ; B.B. Смоленский, A.B. Новоселова, AT. Осипенко, Я.М. Лукьянова. Коэффициенты разделения U/La и U/Nd в расплавленной системе Ga-In/3LiCl-2KCl // Расплавы , 2015. №1. с. 49-54)).

Вышеуказанные особенности предопределили развитие пирохимических процессов для создания технологии переработки высокофонового ОЯТ с малыми сроками выдержки.

Имеется патент на изобретение «Способ переработки отработавшего ядерного топлива в солевых расплавах (RU № 2603844С1 МПК G21C 19/42, опубл., 10.12.2016 бюл.№ 34)», согласно которому переработка нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов в солевых расплавах включает подготовку электролита в аппарате для переработки нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов, которую проводили в атмосфере инертного газа непрерывным анодным растворением нитридного отработавшего ядерного топлива или его компонентов с последующим электрохимическим восстановлением на жидком металлическом катоде в расплавленном хлоридном электролите при температуре до 500°С.

В данном способе определенное количество нитрида урана в виде спрессованных таблеток закрепляли на анодном токоподводе и опускали в электролит после его расплавления и достижения рабочей температуры. Жидкий кадмий, служащий катодом, находился под слоем расплавленного электролита, помещенного в тигель из спеченного оксида бериллия. Электролиз начинали сразу же после опускания нитрида урана в электролит. При этом протекали реакции образования растворяющегося в солевом расплаве трихлорида урана, анодного растворения нитрида урана, катодного восстановления находящихся в электролите ионов кадмия. После полного выделения кадмия на катоде по этой реакции на кадмиевом катоде происходило выделение урана в виде его раствора в жидком кадмии, уран -кадмиевых сплавов или интерметаллидов.

В качестве прототипа выбрано описание «LINEX» - концепта, предложенного для регенерации нитридного ОЯТ (Recent progress of research on nitride fuel cycle in JAERI, Yasufumi Suzuki, Torn Ogawa, Yasuo Arai and Takehiko Mukaiyama, Japan Atomic Energy Research Institute, Tokai-mura, Naka-gun, Ibaraki-ken, 319-1195, Japan, In: Actinide and fission product partitioning and transmutation; Mol (Belgium); 25-27 Nov 1998; 546 p; 1999; p. 213-221; 16 refs). Данный способ переработки заключается в растворении нитридного топлива в солевом расплаве и последующем выделении актинидов из солевого расплава осаждением за счет добавления нитрида лития или оксида лития. При этом продукты деления распределяются в нерастворенном остатке на стадии растворения топлива и в солевом расплаве на стадии осаждения актинидов. Выделенная фракция нитридов актинидов может быть использована для рефабрикации нитридного топлива.

Однако, в описании прототипа не определены физические параметры процесса (температурные режимы, давление).

Задача настоящего изобретения заключается в представлении условий выделения актинидов из солевого расплава после растворения отработавшего нитридного топлива.

Задача решается тем, что в способе переработки нитридного топлива, включающем его растворение в солевом расплаве и последующее выделение актинидов осаждением за счет добавления нитрида лития или оксида лития в солевой расплав, выделение актинидов из солевого расплава осуществляют добавлением осадителя при 500-750 °C и последующей отгонкой солевой фазы при температуре 900-1100 °C и давлении lx 10’ ³ - lx 10' ² мм.рт.ст. В качестве осадителя используют нитрид лития, оксид лития. Способ осуществляют в герметичном вакуумируемом реакторе, имеющем двухзональную конструкцию. Первая зона - разогреваемая часть с загрузочным тиглем, предназначена для протекания процессов растворения топлива, осаждения, либо разделения фаз. Вторая зона - зона конденсации и сбора в приемном тигле паров солевого расплава. Реактор имеет подключения к линиям подачи вакуума и инертной атмосферы.

Пример 1

Способ переработки отработавшего нитридного ядерного топлива осуществляют в следующей последовательности. Для подготовки электролита в загрузочный тигель реактора загружают партию фрагментов отработавшего нитридного ядерного топлива, солевой слиток эвтектической смеси хлоридов лития и калия, а также хлорид кадмия в количестве достаточном для растворения топлива. Реактор герметизируют, разогревают и выдерживают при условиях протекания процесса. Разделение солевой фазы, содержащей целевые компоненты, и нерастворенной фазы осуществляют в этом же реакторе методом вакуумной отгонки при температуре 900-1100 °C, давлении 1><10‘ ³ - 1><10’ ² мм.рт.ст. При данных условиях хлориды актинидов, щелочных металлов, части редкоземельных элементов возгоняются, конденсируются в холодной зоне оснастки и стекают в приемный тигель. Нерастворенная фаза, содержащая материалы оболочек топливовыделяющих элементов и не растворившиеся продукты деления (благородные металлы, молибден, технеций и др.), а также не возгонявющиеся хлориды (стронция, бария, часть редкоземельных элементов) остаются в приемном тигле.

После завершения операции разделения фаз приемный тигель с солевой фазой помещают в зону загрузочного тигля реактора для осаждения целевых компонентов из электролита. Для этого в тигель с электролитом добавляют расчетное количество нитрида лития (либо оксида), аппарат разогревают и выдерживают при 500-750 °C в инертной атмосфере.

Отделение нитридов (оксидов) целевых компонентов от электролита, содержащего хлориды щелочных металлов, осуществляют в этом же реакторе методом вакуумной отгонки при условиях: температура 900-1100 °C, давлении 1><10’ ³ - 1х10‘ ² мм.рт.ст. При данных условиях хлориды щелочных металлов возгоняются, конденсируются в холодной зоне оснастки и стекают в приемный тигель. Нитриды целевых компонентов остаются в приемном тигле. Получаемые нитриды (оксиды) актинидов, в целом, достаточно очищены от продуктов деления. Коэффициенты очистки по разным продуктам деления в пределах 10-1000, остаточное содержание в солевой фазе менее 0,1 % (масс.).

В результате осуществления способа образуется продукт в форме нитридного (оксидного) порошка, который впоследствии может быть использован для изготовления топлива, либо более глубокой очистки от продуктов деления.