CN113252539B - 模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法及模拟料液 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法及模拟料液，该方法包括以下步骤：以核燃料后处理中的真实料液组成为基础，确定真实料液中需要模拟的元素，采用相同或相近氧化还原电位离子进行模拟，用其它非放射性离子代替需要模拟的元素，确定模拟料液中添加的元素，得到用于进行腐蚀性试验的模拟料液。本发明提出的用于核燃料后处理溶解、蒸发过程的模拟料液的腐蚀性质能够最大程度的模拟真实料液情况，模拟料液其腐蚀性接近于真实的后处理环境，有利于后续关键设备耐蚀试验的验证。本发明提出的用于核燃料后处理溶解、蒸发过程的模拟料液，原材料来源广泛，配制容易，价格低廉。

Description

模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法及模拟料液
技术领域
本发明属于核燃料后处理技术领域，具体涉及一种模拟核燃 料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法及模拟料液。
背景技术
在核燃料后处理中最常见的问题就是关键设备材料的腐蚀问 题，核燃料后处理的关键设备都是在高放射性、强腐蚀性的环境 下工作。由于后处理运行环境的特殊性，对关键设备的安全、可 靠性要求更高，一种新材料要用于后处理关键设备，除了采用常 规的腐蚀试验方法研究材料的耐腐蚀性外，还需要针对后处理运行环境的特点，进行模拟运行试验，研究材料在后处理运行环境 中的耐腐蚀性，验证其安全、可靠性。
模拟运行条件是否接近后处理实际运行工况，是验证新的耐 蚀材料能否用于后处理工程的关键，而试验料液能否代表真实料 液决定了模拟运行条件的真实性。由于后处理料液组成非常复杂， 且具有高放射性和毒性，无法采用后处理真实料液作为试验料液进行模拟运行试验，如何选取模拟运行试验料液是进行模拟运行试验的难点。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是针对现有技术中存在的上述不 足，提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法及 模拟料液，配制的模拟料液其腐蚀性接近于真实的后处理环境， 有利于后处理关键设备耐蚀性验证。
解决本发明技术问题所采用的技术方案是提供一种模拟核燃 料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，包括以下步骤：
以核燃料后处理中的真实料液组成为基础，确定真实料液中 需要模拟的元素，采用相同或相近氧化还原电位离子进行模拟， 用其它非放射性离子代替需要模拟的元素，确定模拟料液中添加 的元素，得到用于进行腐蚀性试验的模拟料液。将模拟料液进行 腐蚀性试验，模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性。
选取常见的无放射性的金属离子代替真实料液中的放射性、 不常见的金属离子。
优选的是，所述步骤确定真实料液中需要模拟的元素前，还 包括步骤：测定核燃料后处理对象乏燃料元件中主要裂片元素的 种类。核燃料后处理的对象是由反应堆燃烧后卸出，并经一段时 间冷却的核燃料元件，又称乏燃料元件。
优选的是，确定真实料液中需要模拟的元素包括Pu、Ce、Ru、 Pd、Np、Rh、Am、Cm、Cr、Pr元素中的任意一种或几种。
优选的是，用其它非放射性离子代替需要模拟的元素，确定 模拟料液中添加的元素包括V、Ce、Ru、Cr元素中的任意一种或 几种。
优选的是，模拟料液中添加V元素模拟后处理放射性真实料 液中的Pu和/或Np元素。
优选的是，后处理放射性真实料液中的Pu和Np的质量比为 (5:1)～(60:1)。
优选的是，模拟料液中添加Ce元素模拟后处理放射性真实料 液中的Am、Cm、Pr、Ce元素中的任意一种或几种。
优选的是，后处理放射性真实料液中的Am、Cm、Pr的质量 比为(2～30):1:(5～65)。
优选的是，模拟料液中添加Ru元素模拟后处理放射性真实料 液中的Ru、Rh、Pd元素中的任意一种或几种。
优选的是，后处理放射性真实料液中的Ru、Rh和Pd的质量 比为(1～25)：1：(1～25)。
优选的是，模拟料液中添加Cr元素模拟后处理放射性真实料 液中的Cr元素。
优选的是，模拟料液中添加Cr(Ⅵ)模拟后处理放射性真实 料液中的Cr(Ⅵ)、Cr(Ⅲ)。
优选的是，模拟料液中硝酸浓度与核燃料后处理放射性真实 料液中的硝酸浓度相同。
优选的是，模拟料液中硝酸浓度为1～20mol/L。
优选的是，模拟料液中添加的元素的物质量的浓度与真实料 液中需要模拟的元素的物质量的浓度相同。
优选的是，核燃料后处理中的真实料液为高放废液和/或乏燃 料溶解液。
本发明还提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的模拟料液，其由上述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀 性的方法得到。
本发明中的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法 及模拟料液，有益效果如下：
1、本发明提出的用于核燃料后处理溶解、蒸发过程的模拟料 液的腐蚀性质能够最大程度的模拟真实料液情况，模拟料液其腐 蚀性接近于真实的后处理环境，有利于后续关键设备耐蚀试验的 验证。
2、本发明提出的用于核燃料后处理溶解、蒸发过程的模拟料 液，原材料来源广泛，配制容易，价格低廉。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案，下面结 合具体实施方式对本发明作进一步详细描述。
本发明以大型核燃料后处理厂的真实料液组成为基础，确定 模拟料液的组成。核燃料元件在反应堆内经辐照后，生成了大量 的裂变产物及各种超铀元素，如附表1所示，测定冷却8年的乏 燃料元件主要元素。
表1、冷却8年的乏燃料元件主要元素
工程经验表明含U溶液对设备腐蚀性很小，因此模拟料液中 不考虑U的影响。在模拟腐蚀试验中，根据乏燃料元件中高于硝 酸溶液氧化还原电位的元素作为腐蚀试验中需要模拟的元素，初步确定选取Pu、Ce、Ru、Pd、Np、Rh、Am、Cm、Cr、Pr高氧 化还原电位元素的氧化还原“气氛”，通过确定的真实料液中需要 模拟的元素以此确定模拟料液的组成。
经筛选的Pu、Ce、Ru、Pd、Np、Rh、Am、Cm、Cr、Pr高 氧化还原电位元素，根据相同或相近氧化还原电位离子模拟，用 其它非放射性离子代替需要模拟的元素，具体见表2所示，乏燃 料元件主要元素的氧化还原电位。
表2、乏燃料主要元素的氧化还原电位
Am、Cm的氧化还原电位与Ce相近，Pu和Np的氧化还原 电位与V相近，因此用非放射性的Ce模拟后处理料液中的Am和 Cm，用V模拟后处理料液中的Pu和Np。放射性裂变产物Ru、Rh、Pd等均属于第VIII族元素，用稳定(非放射性)的Ru模拟 后处理料液中的Ru、Rh、Pd等元素。Ce和Pr同属于镧系元素，用非放射性的Ce模拟后处理料液中放射性的Ce和Pr。Cr是铀芯中的活化产物，在后处理料液中主要以Cr(Ⅵ)和Cr(Ⅲ)的形 式存在，由于Cr(Ⅵ)具有很强的氧化性，因此在模拟料液中添 加Cr(Ⅵ)模拟后处理料液中的Cr。根据上述分析，模拟料液中 需要添加的元素有V、Ce、Ru、Cr。
针对后处理溶解和蒸发过程中真实料液中裂片元素的含量不 同，改变模拟料液中添加元素的浓度和硝酸的酸度，模拟真实料 液对金属的腐蚀情况，下面实施例2和7是对模拟溶解和蒸发过 程添加元素的含量的详细说明。
实施例1
本实施例提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的方法，包括以下步骤：
以核燃料后处理中的真实料液组成为基础，确定真实料液中 需要模拟的元素，采用相同或相近氧化还原电位离子进行模拟， 用其它非放射性离子代替需要模拟的元素，确定模拟料液中添加 的元素，得到用于进行腐蚀性试验的模拟料液。将模拟料液进行 腐蚀性试验，模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性。
本实施例还提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀 性的模拟料液，其由上述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐 蚀性的方法得到。
本实施例中的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方 法及模拟料液，有益效果如下：
1、本实施例提出的用于核燃料后处理溶解、蒸发过程的模拟 料液的腐蚀性质能够最大程度的模拟真实料液情况，模拟料液其 腐蚀性接近于真实的后处理环境，有利于后续关键设备耐蚀试验 的验证。
2、本实施例提出的用于核燃料后处理溶解、蒸发过程的模拟 料液，原材料来源广泛，配制容易，价格低廉。
实施例2
本实施例提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的方法，包括以下步骤：
测定核燃料后处理对象乏燃料元件中主要裂片元素的种类。 溶解器内初始为纯硝酸溶液，将乏燃料元件加入到溶解器内，随 着溶解的进行，各元素的浓度逐渐增加，到达溶解终点时，各元 素的浓度达到最大主要裂片元素有Pu、Ce、Ru、Pd、Np、Rh、 Am、Cm、Cr、Pr。
以核燃料后处理中的真实料液组成为基础，确定真实料液中 需要模拟的元素，采用相同或相近氧化还原电位离子进行模拟， 用其它非放射性离子代替需要模拟的元素包括Pu、Ce、Ru、Pd、 Np、Rh、Am、Cm、Cr、Pr。在模拟乏燃料溶解过程中，溶解器 内初始为纯硝酸溶液，模拟溶解液中各种模拟元素的添加量以乏燃料元件溶解终点时各种元素的浓度为基础，即模拟溶解液中模 拟元素的浓度(物质的量浓度)与其在乏燃料元件溶解终点时溶 解产品液中的浓度相同。添加元素采用V模拟Pu、Np，用Ce模 拟Am、Cm、Ce和Pr，用Ru模拟Ru、Rh和Pd，用非放射性 Cr模拟放射性Cr。由于Pu在Pu4+和PuO2 2+之间平衡的氧化还原 反应有电子转移，因此V的模拟物质量浓度为Pu的1-8倍。在此 过程中硝酸浓度选取一个定值，选取值与乏燃料元件溶解液中的 硝酸根具有相同的浓度，模拟溶解液的酸度则取2-10mol/L。综上所述，最终确定的用于进行腐蚀性试验的模拟料液的组成包括V、 Ce、Ru、Cr，其中硝酸为2～10M。
实施例3
本实施例提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的方法，包括以下步骤：
测定核燃料后处理对象乏燃料元件中主要裂片元素的种类。 以核燃料后处理中的真实料液组成为基础，确定真实料液中需要 模拟的元素。核燃料后处理溶解液中Pu和Np为特定含量，Pu和 Np的质量比为(5:1)～(60:1)，Am、Cm、Ce和Pr元素总量为 0.01～65g/L，且Am、Cm、Pr的质量比为(2～30):1:(5～65)， Ru、Rh和Pd元素的总量为0.01～80g/L，且Ru、Rh、Pd的质量 比为(1～25)：1：(1～25)，Cr元素的总含量为0.01～60g/L，硝 酸浓度为1～10mol/L。
采用相同或相近氧化还原电位离子进行模拟，用其它非放射 性离子代替需要模拟的元素，确定模拟料液中添加的元素，得到 用于进行腐蚀性试验的模拟料液。模拟料液采用：偏钒酸铵6g/L、 硝酸铈4g/L、硝酸钌6g/L、硝酸1～10mol/L三氧化铬24g/L模拟 真实溶解液的腐蚀行为。
试验采用000Cr25Ni20不锈钢在模拟料液中进行均匀腐蚀试 验，试验经12d腐蚀后，000Cr25Ni20不锈钢年腐蚀速率为 22.27mm/y，说明000Cr25Ni20不锈钢在模拟料液中腐蚀严重。日本东海村后处理厂采用低碳奥氏体不锈钢制作的溶解器在一年内 两次发生渗漏而停产检修，德国WAK后处理厂也因溶解器设备 渗漏而被迫停产检修27个月。模拟料液对低碳奥氏体不锈钢的腐 蚀性与国外后处理厂溶解器的腐蚀状况相类似，这间接说明模拟料液和核燃料后处理溶解对不锈钢具有类似腐蚀性。
实施例4
本实施例提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的方法，与实施例3中的区别为：
核燃料后处理溶解液中Pu和Np为特定含量，Pu和Np的质 量比为30:1，Am、Cm、Ce和Pr元素总量为0.01g/L，且Am、 Cm、Pr的质量比为30:1:5，Ru、Rh和Pd元素的总量为40g/L，且Ru、Rh、Pd的质量比为25：1：12，Cr元素的总含量为60g/L， 硝酸浓度为1mol/L。
模拟料液中硝酸的浓度为1M。
实施例5
本实施例提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的方法，与实施例3中的区别为：
核燃料后处理溶解液中Pu和Np为特定含量，Pu和Np的质 量比为5:1，Am、Cm、Ce和Pr元素总量为35g/L，且Am、Cm、Pr的质量比为15:1:65，Ru、Rh和Pd元素的总量为0.01g/L，且Ru、Rh、Pd的质量比为1：1：1，Cr元素的总含量为30g/L，硝 酸浓度为15mol/L。
模拟料液中硝酸的浓度为15mol/L。
实施例6
本实施例提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的方法，与实施例3中的区别为：
核燃料后处理溶解液中Pu和Np为特定含量，Pu和Np的质 量比为60:1，Am、Cm、Ce和Pr元素总量为65g/L，且Am、Cm、 Pr的质量比为2:1:35，Ru、Rh和Pd元素的总量为80g/L，且Ru、 Rh、Pd的质量比为13：1：25，Cr元素的总含量为0.01g/L，硝 酸浓度为20mol/L。
模拟料液中硝酸的浓度为20mol/L。
实施例7
本实施例提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的方法，包括以下步骤：
在模拟高放废液(如1AW料液)蒸发过程中，以高放废液组 成为基础，确定高放废液的主要裂片元素为Np、Am、Cm、Ce、 Pr、Ru、Rh、Pd、Cr。高放废液与乏燃料元件溶解液相比较，溶液中所含元素的种类相同，由于高放废液的蒸发料液中的U和Pu 的含量很少，可以忽略，因此蒸发模拟料液中不考虑U和Pu的影 响。本实施例中的蒸发模拟料液中模拟元素的选取原则同实施例2 中的模拟溶解液一致，采用相同或相近氧化还原电位离子进行模 拟，用其它非放射性离子代替需要模拟的元素，确定模拟料液中 添加的元素，用V模拟Np，用Ce模拟Am、Cm、Ce和Pr，用 Ru模拟Ru、Rh和Pd。蒸发模拟料液中添加物的浓度与蒸发浓缩 前高放废液中被模拟的浓度相同。蒸发的真实料液中的Cr离子除 了活化产物外，还有一部分是从不锈钢设备或管道上腐蚀下来的， 因此蒸发模拟料液中添加的Cr离子除了活化产物之外，还要考虑 从不锈钢设备或管道上腐蚀下来的Cr元素的量。最终确定的模拟 溶解液的组成为V、Ce、Ru、Cr。
实施例8
本实施例提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的方法，包括以下步骤：
以核燃料后处理中的真实料液组成为基础，确定真实料液中 需要模拟的元素。核燃料后处理高放废液中Np的含量为 0.01～100g/L，Am、Cm、Ce和Pr元素总量为0.01～65g/L，且Am、 Ce、Pr的质量比为(2～30):1:(5～65)，Ru、Rh和Pd元素的总 量为0.01～80g/L，且Ru、Rh、Pd的质量比为(1～25)：1：(1～25)， Cr元素的总量为0.01～50g/L，硝酸浓度为1～10mol/L。
模拟高放废液(模拟料液)采用：硝酸155g/L、偏钒酸铵 0.03g/L、硝酸铈3g/L、硝酸钌1.5g/L、三氧化铬6g/L模拟真实 高放废液的腐蚀行为。
试验采用000Cr25Ni20不锈钢在模拟高放废液中进行均匀腐 蚀试验，试验经12d腐蚀后000Cr25Ni20不锈钢年腐蚀速率为 24.27mm/y，说明000Cr25Ni20不锈钢在模拟高放废液中腐蚀严重，与实际生产相似。
实施例9
本实施例提供一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性 的模拟料液，其由上述实施例1～8中的任一模拟核燃料后处理放 射性真实料液腐蚀性的方法得到。
可以理解的是，以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理 而采用的示例性实施方式，然而本发明并不局限于此。对于本领 域内的普通技术人员而言，在不脱离本发明的精神和实质的情况 下，可以做出各种变型和改进，这些变型和改进也视为本发明的 保护范围。

Claims (11)

1.一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，包括以下步骤：
以核燃料后处理中的真实料液组成为基础，确定真实料液中需要模拟的元素，采用相同或相近氧化还原电位离子进行模拟，用其它非放射性离子代替需要模拟的元素，确定模拟料液中添加的元素，得到用于进行腐蚀性试验的模拟料液；
确定真实料液中需要模拟的元素包括Pu、Ce、Ru、Pd、Np、Rh、Am、Cm、Cr、Pr元素；
用其它非放射性离子代替需要模拟的元素，确定模拟料液中添加的元素包括V、Ce、Ru、Cr元素。
2.根据权利要求1中所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，所述步骤确定真实料液中需要模拟的元素前，还包括步骤：测定核燃料后处理对象乏燃料元件中主要裂片元素的种类。
3.根据权利要求1中所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，模拟料液中添加V元素模拟后处理放射性真实料液中的Pu和/或Np元素。
4.根据权利要求1中所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，模拟料液中添加Ce元素模拟后处理放射性真实料液中的Am、Cm、Pr、Ce元素中的任意一种或几种。
5.根据权利要求1中所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，模拟料液中添加Ru元素模拟后处理放射性真实料液中的Ru、Rh、Pd元素中的任意一种或几种。
6.根据权利要求1中所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，模拟料液中添加Cr元素模拟后处理放射性真实料液中的Cr元素。
7.根据权利要求1、2、3～6任意一项所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，模拟料液中硝酸浓度与核燃料后处理放射性真实料液中的硝酸浓度相同。
8.根据权利要求7中所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，模拟料液中硝酸浓度为1～20mol/L。
9.根据权利要求1、2、3～6任意一项所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，模拟料液中添加的元素的物质量的浓度与真实料液中需要模拟的元素的物质量的浓度相同。
10.根据权利要求1所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法，其特征在于，核燃料后处理中的真实料液为高放废液和/或乏燃料溶解液。
11.一种模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的模拟料液，其特征在于，其由权利要求1～10任意一项所述的模拟核燃料后处理放射性真实料液腐蚀性的方法得到。
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Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01287286A (ja) * 1988-05-11 1989-11-17 Hitachi Ltd 高腐食性液体中の防食方法
CN1039321A (zh) * 1988-07-14 1990-01-31 清华大学 电解还原-萃取从放射性废液中回收镎的方法
JPH06186389A (ja) * 1991-10-11 1994-07-08 Japan Atom Energy Res Inst 使用済核燃料からウラン、プルトニウム及びネプツニウムを相互に分離する方法
CN101668873A (zh) * 2007-04-27 2010-03-10 株式会社神户制钢所 耐晶界腐蚀性和耐应力腐蚀性优异的奥氏体系不锈钢以及奥氏体系不锈钢钢材的制造方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01287286A (ja) * 1988-05-11 1989-11-17 Hitachi Ltd 高腐食性液体中の防食方法
CN1039321A (zh) * 1988-07-14 1990-01-31 清华大学 电解还原-萃取从放射性废液中回收镎的方法
JPH06186389A (ja) * 1991-10-11 1994-07-08 Japan Atom Energy Res Inst 使用済核燃料からウラン、プルトニウム及びネプツニウムを相互に分離する方法
CN101668873A (zh) * 2007-04-27 2010-03-10 株式会社神户制钢所 耐晶界腐蚀性和耐应力腐蚀性优异的奥氏体系不锈钢以及奥氏体系不锈钢钢材的制造方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
高放泥浆研究Ⅰ.模拟高放泥浆的配制及性能研究;梁俊福 等;《核化学与放射化学》;20000229;第22卷(第01期);第37-44页 *

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