RU2010126924A - Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива - Google Patents

Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2010126924A
RU2010126924A RU2010126924/07A RU2010126924A RU2010126924A RU 2010126924 A RU2010126924 A RU 2010126924A RU 2010126924/07 A RU2010126924/07 A RU 2010126924/07A RU 2010126924 A RU2010126924 A RU 2010126924A RU 2010126924 A RU2010126924 A RU 2010126924A
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
plutonium
stage
carried out
separation
solution
Prior art date
Application number
RU2010126924/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2449393C2 (ru
Inventor
Владимир Иванович Волк (RU)
Владимир Иванович Волк
Сергей Николаевич Веселов (RU)
Сергей Николаевич Веселов
Константин Николаевич Двоеглазов (RU)
Константин Николаевич Двоеглазов
Александр Анатольевич Жеребцов (RU)
Александр Анатольевич Жеребцов
Дмитрий Владимирович Зверев (RU)
Дмитрий Владимирович Зверев
Юрий Григорьевич Кривицкий (RU)
Юрий Григорьевич Кривицкий
Владимир Николаевич Алексеенко (RU)
Владимир Николаевич Алексеенко
Александр Афанасьевич Третьяков (RU)
Александр Афанасьевич Третьяков
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.
Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А., Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" filed Critical Открытое акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.
Priority to RU2010126924/07A priority Critical patent/RU2449393C2/ru
Publication of RU2010126924A publication Critical patent/RU2010126924A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2449393C2 publication Critical patent/RU2449393C2/ru

Links

Landscapes

  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

1. Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива, включающий многоступенчатую противоточную обработку уран-плутониевого экстракта водным раствором восстановителя, восстанавливающего плутоний до слабоэкстрагируемого состояния Pu(III), и вывод водного плутонийсодержащего раствора из экстракционного цикла, причем разделение урана и плутония проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят при соотношении потоков органической и водной фаз, O:В от 25 до 50, и образующийся при этом плутонийсодержащий водный раствор выводят из экстракционного цикла, а вторую проводят при O:В от 7 до 15, образующемся при этом водном растворе разрушают избыток восстановителя и окисляют Pu(III) до Pu(IV), после чего раствор возвращают в экстракционный цикл в зону, предшествующую первой стадии процесса разделения. ! 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что стадию вывода плутония из экстракционного цикла осуществляют на произвольном количестве массообменных аппаратов (экстракционных ступеней), вплоть до одной ступени. ! 3. Способ по п.1, отличающийся тем, что на ступени (ступенях) стадии вывода плутония из экстракционного цикла производят контактирование фаз при объемной доле водной фазы от 0,3 до 0,5. ! 4. Способ по п.1, отличающийся тем, что контактирование фаз на стадии вывода плутония из экстракционного цикла осуществляют в слое регулярной зернистой насадки с размерами зерна от 0,3 до 0,8 мм при спутном восходящем движении фаз в зернистом слое и разделением потоков фаз, включая газообразную, после прохождения зернистого слоя. ! 5. Способ по п.1, отличающийся тем, что полутонийс

Claims (5)

1. Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива, включающий многоступенчатую противоточную обработку уран-плутониевого экстракта водным раствором восстановителя, восстанавливающего плутоний до слабоэкстрагируемого состояния Pu(III), и вывод водного плутонийсодержащего раствора из экстракционного цикла, причем разделение урана и плутония проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят при соотношении потоков органической и водной фаз, O:В от 25 до 50, и образующийся при этом плутонийсодержащий водный раствор выводят из экстракционного цикла, а вторую проводят при O:В от 7 до 15, образующемся при этом водном растворе разрушают избыток восстановителя и окисляют Pu(III) до Pu(IV), после чего раствор возвращают в экстракционный цикл в зону, предшествующую первой стадии процесса разделения.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что стадию вывода плутония из экстракционного цикла осуществляют на произвольном количестве массообменных аппаратов (экстракционных ступеней), вплоть до одной ступени.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что на ступени (ступенях) стадии вывода плутония из экстракционного цикла производят контактирование фаз при объемной доле водной фазы от 0,3 до 0,5.
4. Способ по п.1, отличающийся тем, что контактирование фаз на стадии вывода плутония из экстракционного цикла осуществляют в слое регулярной зернистой насадки с размерами зерна от 0,3 до 0,8 мм при спутном восходящем движении фаз в зернистом слое и разделением потоков фаз, включая газообразную, после прохождения зернистого слоя.
5. Способ по п.1, отличающийся тем, что полутонийсодержащий водный раствор второй стадии смешивают в протоке с раствором азотной кислоты до ее содержания в объединенном растворе, от 2,5 до 4,0 моль/л, объединенный раствор пропускают через слой активированного угля при температуре от 25 до 50°С и времени контакта не менее 2 мин, после чего возвращают в цикл в качестве промывного раствора.
RU2010126924/07A 2010-07-01 2010-07-01 Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива RU2449393C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2010126924/07A RU2449393C2 (ru) 2010-07-01 2010-07-01 Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2010126924/07A RU2449393C2 (ru) 2010-07-01 2010-07-01 Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2010126924A true RU2010126924A (ru) 2012-01-10
RU2449393C2 RU2449393C2 (ru) 2012-04-27

Family

ID=45783398

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2010126924/07A RU2449393C2 (ru) 2010-07-01 2010-07-01 Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2449393C2 (ru)

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2221751C1 (ru) * 2002-05-18 2004-01-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А.Бочвара" Способ стабилизации плутония в четырехвалентном состоянии (варианты)
RU2270172C2 (ru) * 2004-02-24 2006-02-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Способ стабилизации плутония в четырехвалентном состоянии в азотно-кислых растворах (варианты)

Also Published As

Publication number Publication date
RU2449393C2 (ru) 2012-04-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103305702B (zh) 一种从Purex流程的2AW+2DW中放废液中回收和纯化镎的工艺
RU2018107232A (ru) Способ обработки водного азотнокислого раствора, полученного при растворении отработавшего ядерного топлива, выполняемый в одном цикле и не требующий какой-либо операции, включающей восстановительную реэкстракцию плутония
ATE394780T1 (de) Verbesserung des purex-verfahrens und verwendungen damit
CN104004928B (zh) 一种钚的纯化浓缩方法
RU2012106502A (ru) Повышение коэффициента разделения америция и кюрия и/или лантанидов в процедуре экстракции жидкости жидкостью с применением дигликольмида и другого экстрагирующего вещества
CN103451455B (zh) Purex流程中铀、钚分离工艺
FR2907346B1 (fr) Separation groupee des actinides a partir d'une phase aqueuse fortement acide, utilisant un extractant solvatant en milieu relargant.
CN103325431B (zh) 一种分离锝的purex流程
CN106555062B (zh) 一种铀的回收方法
RU2010138608A (ru) Способ дезактивации жидких радиоактивных отходов от одного или нескольских радиоактивных химических элементов путем отделения твердой фазы от жидкой с использованием контура рециркуляции
ZA200810833B (en) Method for separating a chemical element from uranium (VI) using an aqueous nitric phase, in a uranium etraction cycle
JP5363465B2 (ja) プルトニウムの還元ストリッピング操作における、抗亜硝酸剤としてのブチルアルデヒドオキシムの使用
CN111485125B (zh) 一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法
RU2010126924A (ru) Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива
CN106555054A (zh) 一种钍和铀的分离回收方法
CN116246812A (zh) 一种中性络合剂洗脱后处理流程污溶剂中保留钚的方法
CN103451428B (zh) Purex流程钚纯化循环中钌的净化工艺
CN102965503B (zh) 辐照铀靶中钌的分离纯化方法
WO2013055458A3 (en) Economical production of isotopes using quantized target irradiation
CN103714876B (zh) 一种亚硝酸的脱除方法
CN102295380A (zh) 芳香族硝基化合物废水的处理和回收方法
RU2009149404A (ru) Способ экстракционной переработки регенерированного урана (варианты)
JP5133140B2 (ja) 使用済燃料の処理方法
CN104073656A (zh) 一种酸性条件下硫代杯芳烃萃取锶的方法
RU2010124197A (ru) Способ очистки регенерированного урана