Регистрация / Вход
Прислать материал

Разработка научно-технических решений пироэлектрохимической переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в замкнутом топливном цикле (ЗЯТЦ) ядерных энергетических установок с использованием расплавленных солей

Номер контракта: 14.607.21.0084

Руководитель: Хохлов Владимир Антонович

Должность: главный научный сотрудник

Организация: Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской академии наук
Организация докладчика: Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт высокотемпературной электрохимии Уральского отделения Российской академии наук

Аннотация скачать
Постер скачать
Презентация скачать
Ключевые слова:
галогенидные расплавы, физико-химические свойства, окислительно-восстановительные реакции, коррозия, ядерная энергетика, замкнутый топливный цикл, отработавшее ядерное топливо, пироэлектрохимия, электролиты, жидкометаллические электроды, электродные процессы, математическое моделирование физико-химических процессов

Цель проекта:
1. Задача, на решение которой направлен реализуемый проект. Поставлена задача выполнить комплексное прикладное научное исследование с целью получения необходимых сведений для разработки технологии и оборудования, обеспечивающих электрохимическую переработку ОЯТ с отделением актинидов от продуктов ядерного деления в аппаратах с расплавленным солевым электролитом и жидкометаллическими электродами на примере нитридного топлива реакторов на быстрых нейтронах. 2. Цель реализуемого проекта. Разработка научно-технических решений по применению солевых расплавов в качестве альтернативных регенеративных сред ядерной энергетики, обеспечивающих создание экологически безопасных реакторных систем нового поколения c замкнутым ядерным топливным циклом, включающем пироэлектрохимическую переработку маловыдержанного ОЯТ, возврат регенерированного топлива в ядерный реактор.

Основные планируемые результаты проекта:
Краткое описание и основных планируемых результатов научно-технической продукции: - состав солевых электролитов и жидкометаллических экстрагентов (катода и анода) для электрохимической переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ); - базовые физико-химические, теплофизические и электрохимические свойств расплавленных электролитов, содержащих растворенные в них компоненты ОЯТ; - коррозионная активность расплавленных солевых электролитов в отношении металлических конструкционных материалов электролизера; - модель работы электролизера для пироэлектрохимической переработки ОЯТ; - опытная установка с жидкометаллическими электродами для изучения электрохимической переработки ОЯТ в солевых расплавах; - научно-технические решения по применению солевых расплавов в качестве альтернативных регенеративных сред для переработки ОЯТ.

Краткая характеристика создаваемой/созданной научной (научно-технической, инновационной) продукции:
Краткая характеристика создаваемой научно-технической продукции.
1. Предметно-ориентированная база новых экспериментальных данных по физико-химическим, теплофизическим, электрохимическим и коррозионным свойствам галогенидных расплавов как перспективных реакционных сред ядерной энергетики.
2. Модель физико-химических процессов пироэлектрохимической переработки ОЯТ (металлического, нитридного, карбидного, оксидного) в расплавленных солях.
3. Экспериментальные образцы лабораторной и опытной установок для изучения и демонстрации электрохимического способа разделения в солевых расплавах актинидов и близких к ним по свойствам продуктов деления, входящих в состав ОЯТ, как прообразы опытно-промышленных аппаратов. 4. Техническое задание на проведение ОКР по теме: «Пироэлектрохимическая переработка отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в замкнутом топливном цикле (ЗЯТЦ) ядерных энергетических установок с использованием расплавленных солей».

Комплекс выполняемых в рамках проекта работ, направленный на создание научной и технологической базы пироэлектрохимического способа регенерации ядерных материалов как составной части одной из рассматриваемых схем комбинированной переработки отработавшего нитридного топлива реакторов на быстрых нейтронах, судя по открытым источникам информации, не имеет аналогов по своему объему, направленности и новизне получаемых результатов.

Назначение и область применения, эффекты от внедрения результатов проекта:
Результаты выполненных работ предполагается использовать при разработке технологии электрохимической регенерации маловыдержанного отработавшего нитридного топлива в радиационно-стойких галогенидных расплавах как составной части разрабатываемого в рамках новой технологической платформы атомной энергетики комбинированного способа переработки ОЯТ, сочетающего положительные качества как пироэлектрохимического, так и существующих гидрохимических.

Использование солевых расплавов в качестве регенеративных сред малоотходной переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) обеспечивает существенное сокращение времени возвращения в топливный контур обогащенного уран-плутониевого ядерное горючего, хорошо вписывается в замкнутый топливный цикл атомных энергетических установок, обеспечивающий режим «нераспространения» и минимизацию объемов «долгоживущих» продуктов деления. При этом практически исключаются риски аварий и существенно снижаются вредные факторы воздействия на человека и окружающую среду.

Текущие результаты проекта:
Результаты работ, выполненных за счет средств субсидии

Синтезированы солевые композиции на основе эвтектики (LiCl-KCl) с трихлоридами урана и РЗМ; разработаны программы и методики исследовательских испытаний экспериментальных образцов солевых композиций по измерению теплоемкости, теплопроводности, электропроводности и стандартных потенциалов сплавов, экспериментального образца солевой композиции на основе хлоридов лития, калия и кадмия (3LiCl-2KCl-CdCl2) по кинетике взаимодействия нитридного ОЯТ с ее расплавом; впервые определены теплоемкость, теплопроводность и электропроводность солевых образцов, содержащих хлориды урана и РЗМ; измерены стандартные потенциалов сплавов урана и редкоземельных элементов в расплавах на основе эвтектики (LiCl-KCl) с трихлоридами урана и РЗМ; установлены корреляции этих свойств с характеристиками катионов солевых смесей, позволяющие прогнозировать свойства неизученных расплавленных электролитов, содержащих продукты ОЯТ; проведены исследовательские испытания экспериментального образца солевой композиции на основе хлоридов лития, калия и кадмия (3LiCl-2KCl-CdCl2) по кинетике взаимодействия имитатора нитридного ОЯТ с ее расплавом; предложена модель процессов электрохимической переработки ОЯТ ядерных энергетических установок в галогенидных расплавах; изготовлен экспериментальный образец установки для диагностирования электрохимических процессов.

Результаты работ, выполненных за счет внебюджетных средств.

Разработаны эскизная конструкторская документация (ЭКД) на экспериментальный образец установки для диагностирования электрохимических процессов в галогенидных расплавах и рабочая конструкторская документация (РКД),по которой изготовлена опытная установка для проведения исследований электрохимических процессов замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ); предожены научно-технические решения по переработке отработавшего ядерного топлива в замкнутом топливном цикле ядерных энергетических установок.