Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Разработка и испытание макета установки высокотемпературной обработки смешанного нитридного уран-плутониевого ОЯТ для пирохимического передела модуля переработки опытно-демонстрационного энергетического комплекса

27.03.2026 2026 - №01 Физика и техника ядерных реакторов

В.П. Смирнов А.А. Самсонов А.Ю. Лещенко А.В. Носов Ю.С. Мочалов С.М. Савчиц А.А. Легенький

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.1.03

УДК: 621.039.59

Приведены результаты испытаний макета установки высокотемпературной обработки (ВТО) смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300. Макет предназначен для проверки выбранных режимов ВТО с использованием модельного ядерного топлива (МЯТ) и экспериментальной отработки конструкции оборудования пирохимической переработки ОЯТ РБН в модуле переработки опытно-де­ монстрационного энергетического комплекса (МП ОДЭК). Предварительные испытания макета с использованием имитаторов МЯТ проводили для определения фактических характеристик установки в заданных режимах эксплуатации ВТО (распределение поля температуры, степень герметичности установки, полнота выгрузки имитаторов продуктов). Испытания макета с использованием МЯТ на основе нитрида урана проводили для проверки режимов азотирования-деазотирования МЯТ, а также окисления нитридного МЯТ до закиси-окиси урана с последующим ее восстановлением до диоксида урана. Получены характеристики продуктов после термообработки. Подведен материальный баланс по распределению урансодержащих продуктов в узлах установки. Показано, что процессы азотирования и деазотирования идут с низкой эффективностью для диспергирования МЯТ. Процессы окисления и восстановления протекают полностью. Требуется модернизация конструкции макета установки ВТО с целью снижения величин отложений во внутренних полостях и пылеуноса продукта из установки с отходящими газами.

Ссылки

  1. Зайков Ю.П., Галашев А.Е., Холкина А.С., Ковров В.А., Мочалов Ю.С. Экспериментальное обоснование пирохимической переработки смешанного нитридного уран-плутониевого отработавшего ядерного топлива. Атомная энергия. 2024;136(5–6):241–246. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/5403 (дата обращения 16.11.2025).
  2. Westphal B.R., Bateman K.J., Morgan C.D., Berg J.F., Crane P.J., Cummings D.G., Giglio J.J., Huntley M.W., Lind R.P., Sell D.A. Effect of Process Variables During the Head-End Treatment of Spent Oxide Fuel. Nuclear Technology. 2008;162(2):153–157. DOI: https://doi.org/10.13182/NT08-A3942
  3. Park J.J., Jung I.H., Shin J.M., Park G.I., Lee J.W., Cho K.H. et al. Development of Voloxidation Process for Treatment of LWR spent Fuel. KAERI Report KAERI/RR-2840/2006. 2007, 343 p. (in Korean). URL: https://inis.iaea.org/records/77k1q-nzr53 (дата обращения 16.11.2025).
  4. Spencer B.B., Del Cul G.D., Bradley E.C., Jubin R.T., Hylton T.D., Collins E.D. Design, Fabrication, and Testing of a Laboratory-Scale Voloxidation System for Removal of Tritium and Other Volatile Fission Products from Used Nuclear Fuel. Transactions of the American Nuclear Society, Anaheim, California, June 8–12, 2008, vol. 98, pp. 103–104.
  5. Wahlquit D.L., Bateman K.J., Westphal B.R. Second Generation Experimental Equipment Design To Support Voloxidation Testing At INL. Proceedings of the 16th International Conference on Nuclear Engineering. Orlando, Florida, USA, May 11–15, 2008. URL: https://digital.library.unt.edu/ark:/67531/metadc897560/ (дата обращения 26.03.2025).
  6. Lee J.W., Park J.J., Shin J.M., Yun Y.W., Park G.I. Development of Operational Parameters for Advanced Voloxidation Process at KAERI. KAERI Report KAERI/TR-4146/2010, 2010, 65 p. URL: https://inis.iaea.org/records/pydxs-nh225/preview/42080156.pdf?include_deleted=0 (дата обращения 26.03.2025).
  7. Kim Y.H., Lee H.J., Lee J.K., Jung J.H., Park B.S., Yoon J.S., Park S.W. Engineering Design of a High-Capacity Voloxidizer for Handling UO2 Pellets of Tens of Kilogram. Journal of Nuclear Science and Technology. 2008;45(7):617–624. DOI: https://doi.org/10.1080/18811248.2008.9711460
  8. Kim Y.-H., Cho Y.-Z., Lee J.-W., Lee J.-H., Jeon S.-C., Ahn D.-H. Engineering Design of a Voloxidizer with a Double Reactor for the Hull Separation of Spent Nuclear Fuel Rods. Science and Technology of Nuclear Installations. 2017; Article ID 9854830, 12 p. DOI: https://doi.org/10.1155/2017/9854830
  9. Uchiyama G., Yamazaki K., Sugikawa S., Maeda M., Tsujino T., Kitamura M. Development of voloxidation process for tritium control in reprocessing. Japan Atomic Energy Research Inst., Tokyo (Japan). JAERI-M-91-199, 1991. URL: https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/JAERI-M-91-199.pdf (дата обращения 26.03.2025).
  10. Двоеглазов К.Н., Шадрин А.Ю., Медведев М.Н., Лакеев П.В., Зверев Д.В., Макаров А.О., Шудегова О.В., Павлюкевич Е.Ю., Дмитриева О.С. Окисление смешанного нитридного уран-плутониевого топлива в атмосфере воздуха (волоксидация). Сборник тезисов докладов IX Российской конференции с международным участием «Радиохимия–2018», г. Санкт-Петербург, Россия, 17–21 сентября 2018 г., с. 274.
  11. Двоеглазов К.Н, Шадрин А.Ю., Шудегова О.В., Павлюкевич Е.Ю., Богданов А.И., Зверев Д.В. Окисление модельного уран-плутониевого нитридного топлива и влияние этого процесса на растворение в азотной кислоте. Вопросы атомной науки и техники. Серия Материаловедение и новые материалы. 2016;87(4):81–90.
  12. Момотов В.Н., Макаров А.О., Волков А.Ю., Лакеев П.В., Тихонова Д.Е., Двоеглазов К.Н. Волоксидация смешанного нитридного уран-плутониевого отработавшего ядерного топлива. Радиохимия. 2023;65(2):150–157. DOI: https://doi.org/10.31857/S0033831123020041
  13. Неволин Ю.М. Газофазная окислительная конверсия компонентов оксидного, нитрид- ного и карбидного отработавшего ядерного топлива. Дисс. к.х.н., 02.00.14. М.: 2020, 193 с.
  14. Потапов А.М., Мазанников М.В., Зайков Ю.П. Первые стадии переработки нитридного отработавшего ядерного топлива. (Физическая химия и электрохимия расплавленных и твердых электролитов: сборник материалов XIX Российской конференции, Екатеринбург, 17–21 сентября 2023 г.). Екатеринбург: Издательский Дом «Ажур», 2023, с. 123–126. URL: https://elar.urfu.ru/bitstream/10995/134368/1/978-5-91256-599-1_035.pdf (дата обращения 26.11.2025).
  15. ГОСТ 5632–2014. Нержавеющие стали и сплавы коррозионно-стойкие, жаростойкие и жаропрочные. Марки. Введ. 2015-01-01. М.: Изд-во стандартов, 2019, 68 с.
  16. Кузьмин И.В., Лещенко А.Ю., Носов А.В., Смирнов В.П., Шамсутдинов Р.Н., Мочалов Ю.С., Суханов Л.П. Создание технологических камер большого объема с инертной атмосферой высокой чистоты для пирохимической переработки отработавшего топлива. Атомная энергия. 2023;135(1–2):27–31. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/5318 (дата обращения 26.11.2025).

высокотемпературная обработка смешанное нитридное уран-плутониевое топливо реактор БРЕСТ-ОД-300 ОЯТ модуль переработки (МП) опытно-демонстрационный энергетический комплекс (ОДЭК)

Ссылка для цитирования статьи: Смирнов В.П., Самсонов А.А., Лещенко А.Ю., Носов А.В., Мочалов Ю.С., Савчиц С.М., Легенький А.А. Разработка и испытание макета установки высокотемпературной обработки смешанного нитридного уран-плутониевого ОЯТ для пирохимического передела модуля переработки опытно-демонстрационного энергетического комплекса. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 1. – С. 30-45. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.1.03 .

Открыть PDF файл