Устройства для обработки, манипулирования или облегчения манипулирования топливными или другими материалами внутри реактора, например внутри его резервуара высокого давления: .переработка облученного топлива – G21C 19/42

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, в частности оксидного.

Способ бестокового получения урана (V) в расплавленных хлоридах щелочных металлов (NaCl-2CsCl, NaCl-KCl, LiCl-KCl), содержащих ионы урана (VI), сущность которого заключается в выдержке в атмосфере над расплавом металлического циркония в качестве геттера при температуре 550-750°C в течение 180-250 минут. При этом происходит образование пятивалентной формы урана по реакции термического разложения хлорида уранила, ускоренной металлическим цирконием, о чем свидетельствуют записанные спектры поглощения расплава. Техническим результатом является возможность бестокового получения хлоридных расплавов с высоким содержанием пятивалентного урана без внесения посторонних компонентов в расплав.1 ил.

Настоящее изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива, в частности к пироэлектрохимической технологии переработки облученного ядерного топлива, к выделению электроположительных продуктов деления из технологических расплавов. Выделение электроположительных продуктов деления из расплавов хлоридов щелочных металлов происходит посредством химического восстановления электроположительных продуктов деления на металлическом молибдене. Выделение части электроположительных продуктов деления (циркония и ниобия) проходит по обменному механизму с образованием диоксидов циркония и ниобия. Молибден, перешедший в расплав, удаляют в виде пентахлорида молибдена барботированием газообразного хлора через солевой расплав. Изобретение позволяет обеспечить высокий процент извлечения электроположительных продуктов деления, реализацию более простой аппаратурной схемы, удешевление процессов переработки ядерного топлива. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов. Способ изотопного восстановления регенерированного урана включает повышение в гексафториде регенерированного урана содержания изотопа U-235 до заданной в интервале 2,0÷5,0 мас.% величины, понижение относительной концентрации изотопа U-232 в смеси изотопов урана и прямое обогащение гексафторида регенерированного урана изотопом U-235 на двухкаскадной установке из разделительных ступеней газовых центрифуг. При этом в первом каскаде регенерированный уран обогащают изотопом U-235 до 5,0÷10,0 мас.% при поддержании соотношения массовых расходов потока отвала и потока отбора каскада в интервале (6,9÷18,4):1. Потоки отвала и отбора первого каскада направляют на питание второго каскада. Регенерированный уран отбирают из разделительной ступени центральной части второго каскада. Изобретение обеспечивает полную очистку выгоревшей смеси изотопов урана от наиболее радиационно-опасного нуклида U-232 и получение товарного низкообогащенного гексафторида урана при минимальной перестройке промышленных каскадов центрифуг. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 7 табл.

Изобретение может быть использовано в радиохимическом производстве для регенерации облученного ядерного топлива, а также для переработки изготовленного, но бракованного ядерного топлива. Барабанная мельница для переработки облученного или бракованного ядерного топлива содержит корпус, внутри которого концентрично размещены связанные с приводом вращения и закрытые с торцев перфорированный и ситовый барабаны. Последний заполнен мелющими телами в виде стержней. Мельница имеет патрубок загрузки ядерного топлива в ситовый барабан на переработку и патрубок выгрузки переработанного ядерного топлива. Барабанная мельница снабжена патрубком подачи газообразного окислителя в корпус. Ситовый барабан закреплен на перфорированном барабане изнутри, а дно корпуса, выполненное плоским и наклонным, снабжено присоединенным к нему контейнером. Патрубок выгрузки переработанного ядерного топлива размещен в контейнере и сообщен с системой вакуумирования. Совмещение в одном устройстве двух технологических процессов: измельчение исходного ядерного топлива и его перекристаллизация позволит исключить дополнительные операции, связанные с транспортировкой измельченного топлива. 2 ил.

Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония. Способ заключается в растворении МОКС-топлива в растворе азотной кислоты при одновременном присутствии в растворе ионов фтора и гадолиния при следующих концентрациях: азотной кислоты (6-9) моль/л, фторида натрия (0,05-0,08) моль/л и нитрата гадолиния в пересчете на гадолиний (1,3-1,5) г/л. Изобретение обеспечивает полное растворение смешанного уран-плутониевого топлива без образования осадков и ядерную безопасность процесса растворения. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к способам и устройствам, обеспечивающим разделение многокомпонентного потока плазмы по массам, и может быть использовано для получения изотопов и выделения химических элементов. Разделение многокомпонентного потока плазмы по массам производят воздействием скрещенных радиального электрического и азимутального магнитного полей в процессе движения потока плазмы через сепарирующий объем. Величину азимутального магнитного поля выбирают достаточной для обеспечения замагниченности ионов и электрического дрейфа плазмы. Система создания магнитного поля выполнена без азимутатора. Совокупность электромагнитных полей масс-сепаратора обеспечивает максимальную дисперсию в точке фокусировки ионов центральной массы. Электронная пушка сопровождения выполнена линейной, обеспечивающей инжекцию электронов вдоль азимутального магнитного поля. Техническим результатом изобретения является расширение функциональных возможностей масс-сепараторов и упрощение их конструкции. 2 н.п. ф-лы, 7 ил.

Группа изобретений относится к способам и устройствам электромагнитного плазменного разделения химических элементов и изотопов и используется для разделения элементов отработанного ядерного топлива (ОЯТ), производства стабильных и радиоактивных изотопов. Способ и устройство реализуются в процессе получения квазинейтрального аксиально-симметричного многокомпонентного потока плазмы с помощью плазменного ускорителя, транспортировки потока через азимутатор с поперечным радиальным магнитным полем, проводки разделенного по массам потока плазмы через сепарирующий объем со стационарным радиальным электрическим и однородным продольным постоянным магнитным полями, сбора ионов двух групп ОЯТ на приемники ионов, расположенные на цилиндрических поверхностях; ионы третьей группы ОЯТ собирают на кольцевой торцевой приемник. Группа изобретений позволяет расширить функциональные возможности плазмооптического масс-сепаратора за счет минимизации негативного влияния энергетического и углового разбросов ионов различных химических элементов в потоке плазмы и правильного выбора формы, количества и положения приемников групп ионов (ПОМС-Е). 2 н.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к ядерному топливному циклу, к технологии изотопного восстановления регенерированного урана и может быть использовано при производстве низкообогащенного урана (НОУ) для топлива атомных станций. Сущность изобретения: разделение изотопов урана в виде гексафторида изотопной смеси уранового регенерата на установке из двух последовательных газоцентрифужных каскадов, при этом гексафторид восстановленного по изотопному составу урана нарабатывают в потоке отбора второго каскада, питаемого тяжелой фракцией первого каскада, полученной при обогащении легкой фракции первого каскада изотопом ²³⁵U до концентрации, не превышающей 20 мас.%; разделение изотопов в первом каскаде ведут с получением концентраций изотопов ²³²U и ²³⁴U в тяжелой фракции первого каскада, обеспечивающих требуемые концентрации ²³²U и ²³⁴U в отборе второго каскада, а разделение изотопов во втором каскаде ведут до обогащения потока отбора второго каскада изотопом ²³⁵ U, обеспечивающего в потоке отбора второго каскада требуемую концентрацию изотопа ²³⁶U. Техническим результатом изобретения является исключение опасных высоких концентраций делящегося изотопа ²³⁵U (не более 20% по изотопу ²³⁵U). 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 6 табл.

Изобретение относится к ядерному топливному циклу, а именно к способам переработки на каскаде газовых центрифуг загрязненного вредными изотопами ²³²U, ²³⁴ U, ²³⁶U уранового сырья.

Сущность изобретения: переработка загрязненного уранового сырья, подаваемого на питание каскада газовых центрифуг, получение низкообогащенного урана из отбора каскада при использовании гексафторида урана природного происхождения, в промежуточном отборе каскада, питаемого гексафторидом урана природного происхождения, наработка продукта с пониженной концентрацией хотя бы одного из вредных изотопов урана ²³² U, ²³⁴U, ²³⁶U по сравнению с загрязненным сырьем при массовом соотношении загрязненного уранового сырья и гексафторида природного урана, израсходованного на переработку (1÷25):100.

Техническим результатом изобретения является переработка загрязненного вредными примесями уранового сырья, получение качественного сырья с допустимым содержанием лимитирующих вредных изотопов, расширение сырьевой базы разделительных производств, сокращение затрат работы разделения для переработки сырья. 6 з.п. ф-лы, 9 табл., 4 ил.

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов. Способ изотопного восстановления регенерированного урана включает коррекцию состава выгоревшей смеси изотопов урана в двойном центрифужном каскаде при отборе гексафторида смеси изотопов урана, очищенной от радиационно-опасных изотопов U-232 и U-234, через отбор тяжелой фракции второго ординарного каскада. Разделение смеси изотопов урана во втором ординарном каскаде ведут в присутствии газа-носителя. Газ-носитель имеет средний молекулярный вес в интервале от 346 до 348 а.е.м. Изобретение позволяет уменьшить массу радиационно-опасных отходов и снизить потери делящегося изотопа U-235. 6 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл.

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов. В гексафториде выгоревшей смеси изотопов урана повышают концентрацию делящегося изотопа уран-235 по сравнению с исходным содержанием до заданной величины 2÷5 мас.% прямым обогащением в каскаде газовых центрифуг. Концентрация урана-235 в отвале - каскада 0,1-0,3 мас.%. Одновременно ведут разбавление гексафторидом смеси изотопов урана с меньшими, чем в исходной выгоревшей смеси, концентрациями изотопов уран-232, уран-234 и уран-236. Разбавление ведут через подмешивание гексафторида урана-разбавителя в межступенный поток каскада с идентичной (близкой или равной) концентрацией делящегося изотопа уран-235. Разбавление ведут гексафторидом натуральной смеси изотопов урана, гексафторидом смеси изотопов урана, выделенной из выгоревшего ядерного топлива, а также смесью гексафторида исходной выгоревшей смеси изотопов урана и гексафторида натуральной смеси изотопов урана или гексафторида смеси изотопов урана, выделенной из выгоревшего ядерного топлива. Изобретение обеспечивает получение товарного гексафторида урана при минимуме задействованных разделительных мощностей уранового завода на наработку разбавителя. 15 з.п. ф-лы, 3 табл., 3 ил.

Изобретение относится к технологии переработки твердого облученного ядерного топлива (ОЯТ) в виде разнородных урансодержащих топливных композиций (металлических, карбидных, оксидных и др.) с целью его дальнейшего возврата в ядерно-топливный цикл. Способ переработки облученного ОЯТ заключается в диспергировании урансодержащих топливных композиций методом термического окисления и последующем вакуумном отжиге с одновременной вакуумной отгонкой летучих продуктов деления, в частности цезия. Диспергирование проводят в контролируемой кислородосодержащей среде при термоциклировании в диапазоне температур 400-1000°С, а отжиг осуществляют не менее чем в течение 1 часа при остаточном давлении не более 10^-2 Па и температуре не менее 1300°С. Изобретение позволяет снизить основную часть -активности ОЯТ, главным образом цезия-137, до уровня, необходимого для возврата ОЯТ в топливно-ядерный цикл. 4 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к способам регенерации оборотного экстрагента и может быть использовано в технологии переработки облученного ядерного горючего. Способ регенерации оборотного экстрагента включает его обработку водным раствором щелочи. Экстрагент с содержанием урана не менее 5 г/л обрабатывают раствором щелочи с концентрацией более 10 моль/л с последующим отделением осадка. Изобретение позволяет значительно снизить содержание радионуклидов в оборотном экстрагенте, в том числе и трудноудаляемого радиорутения. 4 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к экстракционным процессам, в частности к экстракционному аффинажу урана, и может быть использовано в технологии переработки ядерного топлива, концентратов урана и урансодержащих возвратных изделий. По предлагаемому способу растворение уранового концентрата проводят при избытке азотной кислоты 0,75-1,0 моль/л и температуре 80-95°C, перед экстракцией в раствор нитрата уранила добавляют нитрат мочевины, рафинат после экстракции и щелочной декантат после обработки реэкстракта подвергают раздельно карбамидной денитрации при охлаждении растворов с отделением осадков нитрата мочевины, а полученные при этом декантаты смешивают и подвергают гальванохимической обработке. Изобретение позволяет снизить расход азотной кислоты, а соответственно сброс нитрат-ионов с рафинатом, снизить выброс оксидов азота при растворении уранового концентрата, снизить потери урана со сточными водами. 6 з.п. ф-лы, 1 ил., 4 табл.

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: способ изотопного восстановления регенерированного урана заключается в повышении содержания делящегося изотопа уран-235 в регенерированном уране до 2,0-5,0 мас.% при понижении абсолютной и/или относительной концентрации четных изотопов урана. Способ включает разделение изотопной смеси сырьевого уранового регенерата в газоцентрифужном изотопно-разделительном каскаде и смешение выделенной товарной изотопной смеси с ураном-разбавителем. Разделение изотопной смеси ведут в двойном каскаде. Обогащают сырьевой урановый регенерат по делящемуся изотопу уран-235 в первом ординарном каскаде до содержания более 90 мас.%. Во втором ординарном каскаде производят очистку изотопной смеси от изотопов уран-232 и уран-234. В качестве товарной изотопной смеси на смешение с ураном-разбавителем направляют отборный поток второго каскада, обогащенный по изотопу уран-235. Преимущества изобретения заключаются в повышении качества восстановления регенерированного урана и минимизации урана-разбавителя. 11 з.п. ф-лы, 6 табл., 1 ил.

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработанного ядерного топлива в топливный цикл легководных реакторов. В способе изотопного восстановления регенерированного урана, заключающемся в повышении содержания изотопа ²³⁵U в регенерированном уране до 2,0-7,0 мас.% при снижении абсолютной и относительной концентрации изотопов ²³²U, ²³⁴U и ²³⁶U, включающем прямое обогащение гексафторида сырьевого уранового регенерата в газоцентрифужном изотопно-разделительном каскаде, сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом ²³⁵U до содержания 21,0-90,0 мас.% в двойном каскаде при отборе восстановленного топливного материала с содержанием изотопа ²³⁵U не более 50,0%, предпочтительно 2,0-36,0 мас.%, через поток отвала второго ординарного каскада. Обогащение в первом ординарном каскаде ведется до содержания ²³⁵U 3,5-10,0 мас.% или 21,0-36,0 мас.%. Техническим результатом изобретения является достижение требуемого обогащения регенерированного урана изотопом ²³⁵ U при низком содержании вредных изотопов, повышение качества восстановления регенерированного урана за счет абсолютного и относительного регулируемого снижения содержания вредных изотопов. 6 з.п. ф-лы, 5 табл., 3 ил.

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. Сущность изобретения: способ отделения и извлечения редких продуктов ядерного деления, содержащихся в отработавшем ядерном топливе, включает в себя стадии электролитического восстановления и анодного окисления. При этом выделяют элементы платиновой группы, серебра, технеция, селена и теллура. Рутений и родий применяют в качестве катализатора при получении водородного топлива для топливных элементов. Кроме того, элементы платиновой группы, извлеченные с помощью способа отделения и извлечения, используют в качестве катализатора в топливном электроде топливных элементов. Палладий применяют в качестве катализатора для очистки водородного топлива для топливных элементов, а также в ламинированном сплаве Mg-Pd в качестве абсорбирующего водород сплава. Водород, образовавшийся на стадиях электролитического восстановления способа отделения и извлечения, применяют в качестве водородного топлива в топливных элементах. Преимущество изобретения заключается в том, что оно позволяет обеспечить высокий процент извлечения элементов. 6 н. и 3 з.п. ф-лы., 5 ил., 2 табл.

Изобретение относится к процессам разделения веществ осадительными или сорбционными методами, а также к способам очистки различных жидкостей (например, расплавленных солей, водных растворов, масел) от твердых осадков и взвесей и может быть использовано, в частности, в атомной энергетике при переработке ядерного топлива пирохимическим осадительным методом в расплавленных солях. Устройство согласно изобретению содержит ротор, который выполнен в виде полого цилиндра с заглушенным верхним торцом, с окнами в верхней части и с сужением в нижней части и окружен неподвижным цилиндром с отверстиями в боковой поверхности. Устройство погружают непосредственно в осветляемую жидкость и путем вращения ротора осуществляют циркуляцию жидкости через внутреннюю его полость, всасывая при этом осадки и взвеси и осаждая таким образом твердую фазу внутри ротора. Затем ротор поднимают над поверхностью жидкости и производят отжим осадка от захваченной жидкости. После этого ротор с осадком перемещают в промывную жидкость для отмывки осадка от примесей и далее для выгрузки продукта перемещают ротор в легко летучую жидкость и смывают осадок из ротора. Изобретение позволяет повысить производительность процесса при упрощении способа и оборудования, а также обеспечить возможность очистки осадка от примесей. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: способ изотопного восстановления регенерированного урана, заключающийся в повышении содержания изотопа ²³⁵U в регенерированном уране до 2,0-7,0 мас.% при снижении абсолютной или относительной концентрации изотопов ²³²U, ²³⁴U и ²³⁶U. Прямое обогащение сырьевого уранового регенерата осуществляют в изотопно-разделительном газоцентрифужном каскаде и производят разбавление гексафторида регенерированного урана гексафторидом урана природного происхождения до массы, не превышающей массу сырьевого уранового регенерата. При этом сырьевой урановый регенерат обогащают изотопом ²³⁵U до 10,0-90,0 мас.%, предпочтительно до 21,0-36,0 мас.% Преимущество изобретения заключается в повышении качества восстановления регенерированного урана. 1 з.п. ф-лы, 6 табл., 1 ил.