RU2383070C1 - Method for metallurgical processing spent (exposed) solid nuclear fuel - Google Patents

Abstract

FIELD: nuclear physics. ^ SUBSTANCE: proposed invention relates to the technology of metallurgical processing spent (exposed) solid nuclear fuel of nuclear reactors - uranium dioxide using a metallurgical method for its further safe storage. The method for metallurgical processing spent (exposed) solid nuclear fuel involves preparing a homogeneous mixture consisting of oxide of spent nuclear fuel, reducing material and liquefier-slag, loading it into a crucible, melting the mixture in an inert gas medium, reduction to metallic nuclear fuel via an exothermal reaction with at least one reducing material, and removal of slag saturated with the most active elements. According to the invention, the crucible with the mixture is placed in an additional crucible with molten metal having higher boiling point. The additional crucible is then placed in the core channel in an inert gas medium and the mixture is molten by heating the additional crucible using internal energy release of the nuclear reaction. Both crucibles are made from heat-resistant material. ^ EFFECT: design of a metallurgical method of processing spent nuclear fuel, which enables processing spent nuclear fuel directly in the nuclear reactor. ^ 9 cl

Description

Предлагаемое изобретение относится к технологии металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива ядерных реакторов - диоксида урана металлургическим способом с целью его дальнейшего безопасного хранения.The present invention relates to the technology of metallurgical processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel of nuclear reactors - uranium dioxide by metallurgical method for the purpose of its further safe storage.

Активность отработавшего ядерного топлива при длительном хранении определяется в основном содержанием долгоживущих изотопов ксенона, стронция и т.д.The activity of spent nuclear fuel during long-term storage is determined mainly by the content of long-lived isotopes of xenon, strontium, etc.

Известен способ переработки отработанного ядерного топлива, включающий загрузку в тигель оксида отработанного ядерного топлива и материала-восстановителя, расплавление полученной смеси и восстановление до металлического урана (опубл. заявка РФ №2004127170, G21C 19/44, 2004 г.).A known method of processing spent nuclear fuel, including loading into the crucible oxide of spent nuclear fuel and a reducing material, melting the mixture and reducing to metallic uranium (publ. RF application No. 2004127170, G21C 19/44, 2004).

В известном способе используют электролитическое разделение ОЯТ.In the known method, electrolytic separation of spent nuclear fuel is used.

Недостатки известного изобретения:The disadvantages of the known invention:

- нет возможности получать более чистый металлический уран, свободный от активных примесей;- there is no way to get more pure metallic uranium, free from active impurities;

- нельзя значительно снизить активность переработанного топлива, что не позволяет существенно удешевить и сделать экологически безопасным его хранение и транспортировку;- it is impossible to significantly reduce the activity of reprocessed fuel, which does not allow to significantly reduce the cost and make its storage and transportation environmentally safe;

- процесс переработки (восстановления) изотермической ликвации путем электролитического разделения на элементы подразумевает необходимость изменять катодный ток под каждый извлекаемый элемент, что снижает производительность процесса.- the process of processing (recovery) of isothermal segregation by electrolytic separation into elements implies the need to change the cathode current for each element to be recovered, which reduces the productivity of the process.

Для получения электролита, не перенасыщенного ОЯТ, необходима высокая концентрация растворителя, который тоже надо утилизировать, что в свою очередь также затрудняет и удорожает процесс восстановления.To obtain an electrolyte that is not oversaturated with SNF, a high concentration of solvent is necessary, which must also be disposed of, which in turn also makes the recovery process more difficult and expensive.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому решению является способ металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающий получение гомогенной шихты, состоящей из оксида отработанного ядерного топлива, материала-восстановителя и шлака-разжижителя, загрузку ее в тигель, расплавление полученной шихты в среде инертного газа, восстановление до металлического ядерного топлива путем экзотермической реакции, по крайней мере, с одним материалом-восстановителем и удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами (см. патент RU, по кл. 2340021, G21C 19/44, 2007).The closest in technical essence to the proposed solution is a method for metallurgical processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel, which includes obtaining a homogeneous charge, consisting of spent nuclear fuel oxide, reducing material and slag-diluent, loading it into a crucible, melting the resulting charge in the medium inert gas, reduction to metallic nuclear fuel by an exothermic reaction with at least one reducing material and the removal of slag from the saturation their most active products (see RU patent, cl. 2340021, G21C 19/44, 2007).

В известном способе расплавление шихты ведут путем высокочастотного нагрева в среде инертного газа.In the known method, the charge is melted by high-frequency heating in an inert gas medium.

Однако известный способ обладает рядом недостатков:However, the known method has several disadvantages:

- высокочастотный нагрев диоксида урана связан с созданием генератора, работающего на конкретной частоте и находящегося отдельно от реактора;- high-frequency heating of uranium dioxide is associated with the creation of a generator operating at a specific frequency and located separately from the reactor;

- мощность высокочастотного генератора в диапазоне 400-450 Мгерц реализовать очень трудно;- the power of a high-frequency generator in the range of 400-450 MHz is very difficult to realize;

- при высокочастотном нагреве на частотах 400-450 Мгерц нагревается, в том числе и шлак, который удаляется намораживанием;- with high-frequency heating at frequencies of 400-450 MHz, it is heated, including slag, which is removed by freezing;

- процесс ликвации при высокочастотном нагреве затруднен в связи с эффектом интенсивного перемешивания расплава;- the process of segregation during high-frequency heating is difficult due to the effect of intensive mixing of the melt;

- реализация процесса восстановления до металлического ядерного топлива путем экзотермической реакции при высокочастотном нагреве затруднена из-за конвективных потоков расплава.- the implementation of the recovery process to metallic nuclear fuel by an exothermic reaction during high-frequency heating is difficult due to convective melt flows.

Задачей, решаемой предлагаемым изобретением, является создание способа металлургической переработки отработанного ядерного топлива, позволяющего обрабатывать ОЯТ непосредственно в ядерном реакторе.The problem solved by the invention is the creation of a method for metallurgical processing of spent nuclear fuel, which allows to process spent nuclear fuel directly in a nuclear reactor.

Технический результат в предлагаемом изобретении достигают созданием способа металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающего получение гомогенной шихты, состоящей из оксида отработанного ядерного топлива, материала-восстановителя и шлака-разжижителя, загрузку ее в тигель, расплавление полученной шихты в среде инертного газа, восстановление до металлического ядерного топлива путем экзотермической реакции, по крайней мере, с одним материалом-восстановителем и удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами, в котором согласно изобретению предварительно тигель с шихтой устанавливают в дополнительный тигель с расплавом металла, имеющего высокую температуру кипения, затем дополнительный тигель размещают в канале активной зоны ядерного реактора в среде инертного газа и расплавление шихты ведут нагревом дополнительного тигля с использованием внутреннего энерговыделения ядерной реакции, при этом оба тигля выполняют из термостойкого материала.The technical result in the present invention is achieved by creating a method for metallurgical processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel, including obtaining a homogeneous charge consisting of spent nuclear fuel oxide, reducing material and slag-diluent, loading it into a crucible, melting the resulting charge in an inert gas , reduction to metallic nuclear fuel by an exothermic reaction with at least one reducing material, and removal of saturated slag them their most active products, in which, according to the invention, the crucible with the charge is pre-installed in an additional crucible with a molten metal having a high boiling point, then the additional crucible is placed in the channel of the nuclear reactor core in an inert gas medium and the charge is melted by heating an additional crucible using internal energy release of a nuclear reaction, while both crucibles are made of heat-resistant material.

Предлагаемый способ позволяет сократить время переработки отходов, т.к. отпала необходимость перенесения их в другое устройство для переработки.The proposed method allows to reduce the time of processing waste, because there was no need to transfer them to another device for processing.

Атомные станции, применяя предлагаемый способ, могут не перемещать по территории страны высокорадиационный материал для его переработки и самостоятельно их перерабатывать, сразу же используя восстановленный уран.Nuclear plants, using the proposed method, may not move highly radiative material across the country for processing and can independently process them immediately using reduced uranium.

Предлагаемый способ позволяет повысить процент отделения активного материала ОЯТ, нуждающегося в захоронении, сократив его объем (до 2%).The proposed method allows to increase the percentage of separation of the active SNF material in need of disposal, reducing its volume (up to 2%).

Предлагаемый способ позволяет резко повысить радиационную безопасность в обращении с ОЯТ, т.к. все стадии проведения способа происходят в одном объеме реактора.The proposed method can dramatically increase radiation safety in handling SNF, because all stages of the process occur in the same reactor volume.

Проведение вторичной изотермической ликвации оставшегося расплава сплава на основе урана в тигле-отстойнике до расслоения сплава на платиноиды и оксикарбонитриды шлака позволяет:Secondary isothermal segregation of the remaining uranium-based alloy melt in a settling crucible until the alloy is stratified into platinum and slag oxycarbonitrides allows:

- получить металлический уран с низким содержанием примесей с высоким сечением захвата тепловых нейтронов;- to obtain metallic uranium with a low content of impurities with a high capture cross section of thermal neutrons;

- отделить тяжелые трансурановые элементы для их дальнейшего использования;- to separate heavy transuranic elements for their further use;

- отделить легкие элементы, среди которых находятся палладий, молибден и т.д.- Separate light elements, among which are palladium, molybdenum, etc.

Использование в качестве термостойкого материала тиглей композиционного материала на основе нитрида бора (В¹¹N¹⁵), армированного ультрадисперсным карбидом кремния SiC, и углеродного волокна позволяет осуществлять резкий нагрев шихты, а также этот материал не реагирует с расплавом на основе урана.The use of boron nitride composite material (B ¹¹ N ¹⁵ ) reinforced with ultrafine silicon carbide SiC and carbon fiber as a heat-resistant material for crucibles makes it possible to carry out a sharp heating of the charge, and this material does not react with a uranium-based melt.

Содержание в термостойком материале тиглей компонентов, предназначенных для шлакообразования с элементами ядерных превращений в объеме расплава, таких как или углерод, или магний, или кальций, или бор, позволяет производить дополнительное рафинирование расплава на основе урана.The content in the heat-resistant material of the crucibles of the components intended for slag formation with elements of nuclear transformations in the melt volume, such as carbon, or magnesium, or calcium, or boron, allows for additional refining of the melt based on uranium.

Использование в качестве материала-восстановителя или металлического кальция, или натрия, или магния, или сплавов на их основе необходимо для раскисления ОЯТ.The use of calcium metal, or sodium, or magnesium, or alloys based on them as a reducing agent is necessary for the deoxidation of spent nuclear fuel.

Необходимо использовать в качестве шлака-разжижителя криолит CaAlF6, или хлорид кальция СаCl, или хлорид магния MgCl, т.к. они обладают низкой температурой плавления и высокой смачивающей способностью оксидного ОЯТ.It is necessary to use cryolite CaAlF6, or calcium chloride CaCl, or magnesium chloride MgCl, as slag-breaker, since they have a low melting point and high wetting ability of oxide SNF.

Проведение последующей экзотермической реакции при температуре 1500-1650°С в течение 15-30 минут необходимо для образования на поверхности ОЯТ оксида кальция, являющегося чрезвычайно тугоплавким, и его можно отделить.The subsequent exothermic reaction at a temperature of 1500-1650 ° C for 15-30 minutes is necessary for the formation of calcium oxide on the surface of spent nuclear fuel, which is extremely refractory, and it can be separated.

Использование в качестве расплава металла, имеющего высокую температуру кипения, металлический расплав на основе или лития, или свинца, или натрия позволяет избежать перегрева шихты.The use of a metal having a high boiling point as a melt, a metal melt based on either lithium, or lead, or sodium avoids overheating of the charge.

При проведении патентных исследований не обнаружены решения, идентичные заявленному металлургическому способу переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, а следовательно, предложенное решение соответствует критерию «новизна».When conducting patent research, no solutions were found that are identical to the declared metallurgical method for processing spent (irradiated) solid nuclear fuel, and therefore, the proposed solution meets the criterion of "novelty."

Считаем, что сущность изобретения не следует явным образом из известных решений, а следовательно, предлагаемое изобретение соответствует критерию «изобретательский уровень».We believe that the invention does not follow explicitly from known solutions, and therefore, the present invention meets the criterion of "inventive step".

Считаем, что сведений, изложенных в материалах заявки, достаточно для практического осуществления изобретения.We believe that the information set forth in the application materials is sufficient for the practical implementation of the invention.

Было проведено несколько испытаний предлагаемого способа с разными материалами восстановителя и шлака-разжижителя и режимами его проведения.Several tests of the proposed method were carried out with different materials of the reducing agent and slag-diluent and the modes of its implementation.

В результате проведенных экспериментов установлено, что предлагаемый способ переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива с заданными свойствами может быть получен только при указанном содержании компонентов и приведенных режимах.As a result of the experiments, it was found that the proposed method for processing spent (irradiated) solid nuclear fuel with desired properties can be obtained only with the specified content of components and the given modes.

В случае, если параметры хотя бы одного из режимов способа, указанных в примере выполнения предлагаемого изобретения, выходят за указанные пределы, то технический результат в изобретении не будет достигнут.If the parameters of at least one of the modes of the method specified in the exemplary embodiment of the present invention go beyond these limits, then the technical result in the invention will not be achieved.

Это позволяет сделать вывод о том, что указанные параметры режимов способа металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива относятся к существенным признакам данного изобретения.This allows us to conclude that these parameters of the modes of the metallurgical processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel are essential features of this invention.

Рассмотрим пример выполнения способа металлургической переработки отработанного ядерного топлива:Consider an example of a method for metallurgical processing of spent nuclear fuel:

Предварительно получают гомогенную шихту путем совместного помола (мокрый помол) оксида отработанного ядерного топлива материала-восстановителя и шлака-разжижителя в соотношении:A homogeneous charge is preliminarily obtained by co-milling (wet milling) the spent nuclear fuel oxide of the reducing material and the slag-thinner in the ratio:

70 вес.% ОЯТ70 wt.% SNF

25 вес.% материал-восстановитель25 wt.% Reducing material

5 вес.% шлак-разжижитель5 wt.% Slag thinner

до дисперсности менее 1 мм. Мокрый помол позволяет получать гомогенную шихту с большей активной поверхностью.to a dispersion of less than 1 mm. Wet grinding allows you to get a homogeneous mixture with a larger active surface.

В данном примере измельчают диоксид урана и порошковую лигатуру CaMg с добавлением шлака-разжижителя, например хлорида кальция СаCl.In this example, uranium dioxide and powder ligature CaMg are ground with the addition of a slag thinner, for example calcium chloride CaCl.

Также в качестве шлака-разжижителя могут быть использованы или криолит СаАlF₆, или хлорид магния MgCl, действие которых в предлагаемом способе одинаково и не влияет на заданный технический результат.Also, as a slag-diluent, either cryolite CaAlF ₆ or magnesium chloride MgCl can be used, the action of which in the proposed method is the same and does not affect the desired technical result.

Затем в тигель из композиционного материала на основе нитрида бора (В¹¹N¹⁵), армированного ультрадисперсными волокнами карбида кремния и углеродным волокном, загружают гомогенную шихту.Then, a homogeneous charge is loaded into a crucible made of a composite material based on boron nitride (B ¹¹ N ¹⁵ ) reinforced with ultrafine fibers of silicon carbide and carbon fiber.

Материал, используемый для изготовления тиглей, известен и заявители на его новизну не претендуют (см. пол. решение по з-ке 2006129186 С04В 35/00, 2006 г.).The material used to make the crucibles is known and the applicants do not claim to be new (see floor. Decision no. 2006129186 C04B 35/00, 2006).

Размеры тигля составляют: диаметр 30 мм, длина 100 см, толщина стенки 0,5-1,0 мм, конусность 0,5-1°, дно - полусферическое.The crucible dimensions are: diameter 30 mm, length 100 cm, wall thickness 0.5-1.0 mm, taper 0.5-1 °, the bottom is hemispherical.

Тигель с шихтой помещают в дополнительный тигель из того же композиционного материала, заполненного расплавом металла, имеющего высокую температуру кипения, например литием, верхний уровень которого не доходит до края тигля с шихтой, например, на 10 мм. В этом случае не происходит перегрева шихты, находящейся в тигле.The crucible with the charge is placed in an additional crucible of the same composite material filled with a molten metal having a high boiling point, for example lithium, the upper level of which does not reach the edge of the crucible with the charge, for example, by 10 mm In this case, the charge in the crucible does not overheat.

В зависимости от технологических возможностей в качестве расплава металла, имеющего высокую температуру кипения, также могут быть использованы металлические расплавы на основе или свинца, или натрия.Depending on the technological capabilities, metal melts based on either lead or sodium can also be used as a metal melt having a high boiling point.

Сборку из двух тиглей помещают в канал активной зоны атомного реактора и заполняют его аргоном путем вытеснения из него остатков воздуха.An assembly of two crucibles is placed in the channel of the active zone of a nuclear reactor and filled with argon by displacing air residues from it.

В результате ядерных реакций (интенсивность потока тепловых нейтронов 10¹²-10¹³ п/смсек) сборку нагревают до температуры 1500-1650°С, что приводит к реакции восстановления диоксида урана до металлического состояния с образованием шлака на основе СаО, разжиженного хлоридом кальция СаCl.As a result of nuclear reactions (thermal neutron flux intensity 10 ¹² -10 ¹³ p / s), the assembly is heated to a temperature of 1500-1650 ° C, which leads to the reaction of reduction of uranium dioxide to a metallic state with the formation of CaO based slag diluted with calcium chloride CaCl.

Разогретые тигли выдерживают в течение 15-30 минут при указанной температуре.The heated crucibles are incubated for 15-30 minutes at the indicated temperature.

Восстановление до металлического ядерного топлива происходит следующим образом: в результате ядерных реакций.Recovery to metallic nuclear fuel occurs as follows: as a result of nuclear reactions.

В результате ядерной реакции нагретый металл-восстановитель, например металлический кальций, отбирает кислород у диоксида урана UO₂ и продуктов распада, кроме платинидов, а шлак-разжижитель, например хлорид кальция СаCl, резко снижает температуру плавления вновь образованных оксидов металла-восстановителя СаО и, всплывая, накрывает реагирующую шихты.As a result of a nuclear reaction, a heated metal reducing agent, such as calcium metal, takes away oxygen from uranium dioxide UO ₂ and decay products, except platinum, and a slag thinner, such as calcium chloride CaCl, sharply reduces the melting point of the newly formed oxides of the metal reducing agent CaO and, floating up, covers the reacting mixture.

При нагреве и появлении расплава на основе урана из него начинают вскипать легко летучие элементы (ксенон, цезий, стронций, иод и др.), которые насыщают поверхностный слой шлака.When heating and the appearance of a melt based on uranium, easily volatile elements (xenon, cesium, strontium, iodine, etc.) begin to boil from it, which saturate the surface layer of slag.

После прекращения кипения расплава металла образуется граница шлак-металл.After the boiling of the molten metal ceases, a slag-metal boundary forms.

Затем после окончания выдержки сборку из двух тиглей медленно извлекают из канала реактора, а потом тигель с расплавом вынимают из дополнительного тигля.Then, after the end of the exposure, the assembly of two crucibles is slowly removed from the reactor channel, and then the melt crucible is removed from the additional crucible.

Из тигля с расплавом после кристаллизации извлекают слиток на основе металлического урана и слой шлака, насыщенного продуктами деления.After crystallization, an ingot based on metallic uranium and a slag layer saturated with fission products are removed from the crucible with the melt.

Шлак, насыщенный продуктами деления, обладающий высокой активностью, отделяют от слитка и утилизируют.Slag, saturated with fission products, having high activity, is separated from the ingot and disposed of.

Находящиеся в шлаке металлы платиновой группы извлекают методом гальванической экстракции из расплавленного шлака, оставшийся активный шлак отправляют на капсулирование сиалоновыми стеклами, после чего капсулы помещают в контейнеры захоронения.Platinum group metals in the slag are extracted by galvanic extraction from molten slag, the remaining active slag is sent for encapsulation by sialon glasses, after which the capsules are placed in disposal containers.

Слиток металлического урана, содержащего трансурановые элементы и примеси, подвергают зонной плавке и рафинируют до требуемой чистоты от примесей по стандартной технологии.An uranium metal ingot containing transuranium elements and impurities is subjected to zone melting and refined to the required purity from impurities by standard technology.

Claims (9)

1. Способ металлургической переработки отработавшего (облученного) твердого ядерного топлива, включающий получение гомогенной шихты, состоящей из оксида отработанного ядерного топлива, материала-восстановителя и шлака-разжижителя, загрузку ее в тигель, расплавление полученной шихты в среде инертного газа, восстановление до металлического ядерного топлива путем экзотермической реакции, по крайней мере, с одним материалом-восстановителем, и удаление шлака с насытившими его наиболее активными продуктами, отличающийся тем, что предварительно тигель с шихтой устанавливают в дополнительный тигель с расплавом металла, имеющего высокую температуру кипения, затем дополнительный тигель размещают в канале активной зоны ядерного реактора в среде инертного газа, и расплавление шихты ведут нагревом дополнительного тигля с использованием внутреннего энерговыделения ядерной реакции, при этом оба тигля выполняют из термостойкого материала.1. The method of metallurgical processing of spent (irradiated) solid nuclear fuel, including obtaining a homogeneous charge consisting of spent nuclear fuel oxide, a reducing material and a slag-diluent, loading it into a crucible, melting the resulting charge in an inert gas environment, reducing to metallic nuclear fuel through an exothermic reaction with at least one reducing agent and slag removal with the most active products saturated with it, characterized in that it precedes The crucible with the charge is installed in an additional crucible with a molten metal having a high boiling point, then an additional crucible is placed in the channel of the active zone of a nuclear reactor in an inert gas medium, and the charge is melted by heating an additional crucible using the internal energy release of the nuclear reaction, both crucibles made of heat-resistant material. 2. Способ металлургической переработки по п.1, отличающийся тем, что оставшийся расплав сплава на основе урана подвергают в тигле-отстойнике вторичной изотермической ликвации до расслоения сплава на платиноиды и оксикарбонитриды шлака.2. The metallurgical processing method according to claim 1, characterized in that the remaining uranium-based alloy melt is subjected to secondary isothermal segregation in a settling crucible until the alloy is stratified into platinum and slag oxycarbonitrides. 3. Способ металлургической переработки по п.1, отличающийся тем, что в качестве термостойкого материала тиглей используют композиционный материал на основе нитрида бора (В¹¹N¹⁵), армированного ультрадисперсным карбидом кремния SiC и углеродного волокна.3. The metallurgical processing method according to claim 1, characterized in that as a heat-resistant material of the crucibles, a composite material based on boron nitride (B ¹¹ N ¹⁵ ) reinforced with ultrafine silicon carbide SiC and carbon fiber is used. 4. Способ металлургической переработки по п.1, отличающийся тем, что термостойкий материал тиглей содержит компоненты, предназначенные для шлакообразования с элементами ядерных превращений в объеме расплава.4. The method of metallurgical processing according to claim 1, characterized in that the heat-resistant material of the crucible contains components designed for slag formation with elements of nuclear transformations in the volume of the melt. 5. Способ металлургической переработки по п.1, отличающийся тем, что в качестве компонентов, предназначенных для шлакообразования с элементами ядерных превращений в объеме расплава, используют или углерод, или магний, или кальций, или бор.5. The metallurgical processing method according to claim 1, characterized in that as components intended for slag formation with elements of nuclear transformations in the melt volume, either carbon, or magnesium, or calcium, or boron is used. 6. Способ металлургической переработки по п.1, отличающийся тем, что в качестве материала-восстановителя используют или металлический кальций, или натрий, или магний, или сплавы на их основе.6. The metallurgical processing method according to claim 1, characterized in that either calcium metal, or sodium, or magnesium, or alloys based on them are used as the reducing material. 7. Способ металлургической переработки по п.1, отличающийся тем, что в качестве шлака-разжижителя используют криолит CaAlF₆, или хлорид кальция СаСl, или хлорид магния MgCl.7. The metallurgical processing method according to claim 1, characterized in that cryolite CaAlF ₆ , or calcium chloride CaCl, or magnesium chloride MgCl is used as a slag-diluent. 8. Способ металлургической переработки по п.1, отличающийся тем, что экзотермическую реакцию проводят при температуре 1500-1650°С в течение 15-30 мин.8. The metallurgical processing method according to claim 1, characterized in that the exothermic reaction is carried out at a temperature of 1500-1650 ° C for 15-30 minutes 9. Способ металлургической переработки по п.1, отличающийся тем, что используют в качестве расплава металла, имеющего высокую температуру кипения, металлический расплав на основе или лития, или свинца, или натрия. 9. The metallurgical processing method according to claim 1, characterized in that the metal melt based on either lithium or lead or sodium is used as a molten metal having a high boiling point.