ОБРАЩЕНИЕ С ФОСФАТНЫМИ И ХЛОРИДНЫМИ ОТХОДАМИ ПИРОЭЛЕКТРОХИМИЧЕСКОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Автор(ы): 
М.А. Кузин, С.В. Томилин
Аннотация: 

При переработке отработавшего оксидного ураноплутониевого ядерного топлива пироэлектро-химическим методом по димитровградскому сухому процессу образуются два основных вида твёрдых высокоактивных отходов: отработавший электролит (солевой плав хлоридов натрия и цезия), используемый в качестве среды-растворителя, и фосфатный осадок, образующийся при регенерации электролита, которую проводят с целью многократного его использования в технологическом цикле. Описан опыт остекловывания высокоактивных фосфатных отходов совместно с отработавшим электролитом с предварительной его конверсией в метафосфаты, то есть в один из компонентов натрийалюмофторфосфатной стекломатрицы, и без конверсии.
Результаты исследования гидролитической и термической стойкости образцов, полученных в итоге остекловывания отработавшего плава, содержащего хлориды щелочных металлов, и фосфатного концентрата в алюмофторфосфатную матрицу, позволяют рекомендовать её для кондиционирования данных видов отходов.

Ключевые слова:      остекловывание; радиоактивные отходы; высокоактивные отходы; хлориды; фосфаты; метафосфаты; стекломатрица; фосфатное стекло.

 

MANAGEMENT OF PHOSPHATE AND CHLORIDE WASTE FROM THE PYROELECTROCHEMICAL PROCESSING OF FAST REACTOR SPENT NUCLEAR FUEL

M.A. Kuzin, S.V. Tomilin (e-mail: bri@niiar.ru)

The processing of spent oxide uranium-plutonium nuclear fuel by Dimitrovgrad dry pyroelectrochemical process generates two main types of solid high-level waste: spent electrolyte (sodium and cesium chlorides molten salt) used as a solvent medium, and a phosphate precipitate resulting from the regeneration of electrolyte, which is done to reuse it in the technological cycle. Presented is the experience
in the vitrification of highly-active phosphate waste together with the spent electrolyte with its preliminary conversion into metaphosphates, that is, into one of the components of sodium aluminum fluorophosate glass matrix, and without the conversion. The findings in the hydrolytic and thermal stability of samples obtained as a result of vitrification of the spent melt containing alkali metal chlorides and phosphate concentrate into an aluminofluorophosphate matrix allow us to recommend it for conditioning these types of waste.

Key words: vitrification; radioactive waste; high-level waste; chlorides; phosphates; metaphosphates; glass matrix; phosphate glass.