RU2012075C1 - Способ переработки облученного топлива аэс - Google Patents

Способ переработки облученного топлива аэс Download PDF

Info

Publication number
RU2012075C1
RU2012075C1 SU5042613/25A SU5042613A RU2012075C1 RU 2012075 C1 RU2012075 C1 RU 2012075C1 SU 5042613/25 A SU5042613/25 A SU 5042613/25A SU 5042613 A SU5042613 A SU 5042613A RU 2012075 C1 RU2012075 C1 RU 2012075C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
technetium
uranium
plutonium
extraction
neptunium
Prior art date
Application number
SU5042613/25A
Other languages
English (en)
Inventor
Б.Я. Зильберман
А.Н. Машкин
А.К. Нардова
Л.В. Сытник
Ю.С. Федоров
Е.Г. Дзекун
П.Ю. Родченко
В.М. Стариков
Original Assignee
Научно-производственное объединение "Радиевый институт" им.В.Г.Хлопина
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 Научно-производственное объединение "Радиевый институт" им.В.Г.Хлопина filed Critical Научно-производственное объединение "Радиевый институт" им.В.Г.Хлопина
Priority to SU5042613/25A priority Critical patent/RU2012075C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2012075C1 publication Critical patent/RU2012075C1/ru

Links

Images

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Использование: разделение радионуклидов при экстракционной переработке отработавшего топлива АЭС. Сущность изобретения: выведение в отдельный поток технеция, соэкстрагируемого из исходного раствора топлива совместно с ураном, плутонием и нептунием, путем мягкого восстановления плутония и нептуния, отмывки технеция и урана экстрагентом из реэкстракта плутония и нептуния и последующего восстановления технеция с использованием того же восстановителя в присутствии гидразина. В качестве восстановителя предложена ацетгидроксамовая кислота. 3 з. п. ф-лы, 1 ил. , 1 табл.

Description

Изобретение относится к радиохимической переработке отработавшего топлива атомных электростанций.
В настоящее время универсальным процессом переработки отработавшего топлива АЭС является экстракция трибутилфосфатом (ТБФ) четырех- и шестивалентных актинидов (урана, плутония, нептуния) из азотнокислых растворов [1] . Экстракционный процесс включает в головном цикле следующие стандартные операции: совместную экстракцию урана, плутония, нептуния; промывку экстракта от слабоэкстрагируемых осколочных нуклидов; восстановительную реэкстракцию плутония и нептуния с последующей отмывкой реэкстракта от урана тем же экстрагентом; реэкстракцию урана; содовую регенерацию экстрагента.
С увеличением выгорания топлива в экстракционном процессе возрастает роль химического поведения отдельных осколочных радионуклидов, в особенности технеция [2] . Последний экстрагируется совместно с ураном, плутонием и нептунием и в большинстве способов переработки выводится в восстановительный раствор совместно с плутонием и нептунием. Выведение технеция в реэкстракт плутония и нептуния связано с его восстановлением гидразином до низших слабоэкстрагируемых форм. Технеций также является катализатором окисления гидразина и способен вызывать осложнения в процессе восстановления [3] . Продукт каталитического окисления гидразина - азотистоводородная кислота (НN3) образуется с выходом до 0,3 молей на 1 моль окисленного гидразина и, поскольку является хорошо экстрагируемой, следует по органической линии до операции содовой регенерации, где выводится в промывной раствор 4] . Поскольку НN3 взрывоопасна, образование ее в процессе должно быть сведено к минимуму. При дальнейшей переработке реэкстрактов плутония и нептуния технеций поступает в рафинат аффинажных отделений, объем которого превышает объем исходного раствора в несколько раз. Как коррозионноопасный агент, технеций нежелателен на операции упаривания рафинатов.
Предложен метод экстракционного выделения технеция, основанный на его восстановлении и способности к комплексообразованию в восстановленной форме [5] . Введение комплексообразователей для циркония приводит к изменению условий экстракции технеция и вывод его в водную фазу [6] , однако эти методы не могут быть применены в условиях аппарата совместной экстракции, поскольку вызывает сброс плутония и нептуния в рафинат.
Известен способ, взятый за прототип, предусматривающий селективную реэкстракцию технеция при сильнокислой промывке экстракта урана, плутония и нептуния [7] , осуществляемый путем применения двухзонной промывки, и далее сильнокислый реэкстракт технеция промывается оборотным экстрагентом от урана, плутония и нептуния, причем органические потоки объединяются. Снижение концентрации технеция при восстановительной реэкстракции плутония и нептуния ураном (IV) в присутствии гидразина позволяет повысить концентрацию кислоты в восстановительном процессе и при этом достичь лучшей очистки плутония от других актинидов, выводя нептуний (IV) в урановый поток I цикла.
К недостаткам указанного способа следует отнести невысокий коэффициент очистки от технеция (примерно 3) на операции его сильнокислотной реэкстракции и низкую степень концентрирования (в два раза по отношению к исходному продукту).
Предложен способ более эффективного отделения технеция в технологической схеме типа "Пурекс". Использование способа позволит локализовать технеций в малом объеме с достаточно высокой концентрацией, причем последнее обеспечивается в ходе самой восстановительной реэкстракции плутония и нептуния с последующей селективной реэкстракцией технеция. Выделения технеция в отдельный технологический поток позволит ликвидировать неконтролируемые сбросы технеция в окружающую среду с низкоактивными растворами, а при выведении технеция в высокоактивный поток - предотвратить возможное вымывание его из матрицы стекла ввиду слабой фиксации технеция в указанной матрице и тем самым способствовать улучшению экологической обстановки. Кроме этого, одновременно повышается коэффициент очистки урана от радионгуклидов, в частности от рутения, и снижается выход продукта разложения гидразина - азотистоводородной кислоты.
Способ предусматривает совместную экстракцию урана, плутония, нептуния и технеция в общепринятом режиме, слабокислотную промывку экстракта, после чего проводится мягкая восстановительная реэкстракция плутония и нептуния с помощью реагентов, не восстанавливающих технеций (УП). В качестве такого реагента используется раствор ацетатгидроксамовой кислоты (АГК). Далее экстракт урана и технеция промывается раствором АГК с добавкой небольших количеств гидразина, благодаря чему достигается селективная реэкстракция технеция с высокой степенью концентрирования. Реэкстракты плутония-нептуния и технеция промываются оборотным экстрагентом от урана с присоединением этого экстракта к основному потоку на обеих операциях. Далее следует общепринятая операция реэкстракции урана.
При осуществлении такого процесса получается реэкстракт плутония и нептуния, содержащий соответственно 10 г/л плутония и 1 г/л нептуния при содержании технеция не более 3 мг/л, т. е. ≈1% от исходного количества по балансу. Реэкстракт технеция при этом содержит его около 1 г/л, т. е. степень концентрирования его по сравнению с исходным раствором достигает 10.
Кроме этого, операция реэкстракции технеция имеет и дополнительные функции, а именно повышение очистки урана от рутения-106, который лимитирует общую очистку урана от γ-излучающих продуктов деления. Для повышения коэффициентов очистки раствор АГК и гидразина вводят на операцию реэкстракции технеция раздельно с объединением их в потоке экстрактора, причем гидразин вводится в концевую его часть, тогда как АГК - в среднюю часть. В "гидразиновой" части блока поддерживается температура 50-60оС. Коэффициент очистки урана от γ -активных нуклидов за один экстракционный цикл повышается с 2˙105 до (4-5)˙106. В этом случае отпадает необходимость проведения второго экстракционного цикла очистки урана, и он может быть заменен какой-либо другой более простой операцией, например кристаллизацией.
Реализация способа может быть подтверждена следующими примерами и чертежом, на котором представлена схема переработки облученного топлива АЭС.
П р и м е р 1. Исходный раствор 1 после растворения облученных твэлов АЭС, имеющий состав: U - 300 г/л, Рu - 3 г/л, Nр - 100 мг/л, Тс - 100 мг/л, НNО3 - 190 г/л, МЭД - 3000 мкР/с. л, подается в среднюю часть аппарата совместной экстракции U, Рu, Nр и Тс (А-1) (см. чертеж) с расходом 100 л/ч.
В первую ступень А-1 подают экстрагент 30% ТБФ в углеводородном разбавителе 2 с расходом 300 л/ч. Из первой ступени А-1 выводится высокоактивный рафинат 3, содержащий азотную кислоту и продукты деления. Содержание технеция в рафинете 3 мг/л. Экстракт U, Рu, Nр и Тс последовательно промывается раствором 8 моль/л азотной кислоты 4 и 1 моль/л азотной кислоты 4А с расходами по 30 л/ч и выводится из последней ступени А-1.
Экстракт ценных элементов 5 поступает в среднюю часть каскада аппарата восстановительной реэкстракции А-2. В последнюю ступень аппарата подается реэкстрагирующий раствор 6, содержащий азотную кислоту и 25 г/л ацетгидроксамовой кислоты (АГК). Расход продукта составляет 30 л/ч. В первую ступень А-2 с расходом 45 л/ч подается поток экстрагента 7 для отмывки реэкстракта плутония и нептуния от урана и технеция. Из первой ступени аппарата выводится реэкстракт 8, содержащий 0,05 г/л урана, 10 г/л плутония, 1 г/л нептуния, 3 мг/л технеция, 9 г/л АГК, 50 г/л азотной кислоты, МЭД - 0,80 мкР/с. л. Из последней ступени А-2 с расходом 345 л/ч выводится экстракт 90, содержащий 87 г/л урана и 83 мг/л технеция.
Экстракт урана и технеция далее поступает на аппарат селективной реэкстракции технеция А-3, где в последнюю часть аппарата с расходом 15 л/ч подается реэкстрагирующий раствор 10 - раствор слабой азотной кислоты, содержащий 5 г/л гидразина. В среднюю часть реэкстракционной зоны с расходом 10 л/ч подается раствор 11, содержащий 25 г/л АГК. Для лучшей очистки урана в концевой части А-3 поддерживается температура 50-60оС. В первую ступень аппарата для отмывки реэкстракта технеция с расходом 10 л/ч подается раствор экстрагента 12. Из первой ступени аппарата с расходом 25 л/ч выводится реэкстракт технеция 13, содержащий 0,01 г/л урана, 0,5 мг/л плутония, 0,2 мг/л нептуния, 1136 мг/л технеция. Из последней ступени аппарата с расходом 355 л/ч выводится экстракт 14, содержащий 84,5 г/л урана.
Экстракт урана поступает на аппарат реэкстракции урана А-4, где в последнюю ступень аппарата дозируется раствор слабой азотной кислоты 15 с расходом, обеспечивающим содержание урана в реэкстракте 16 - 100 г/л. Реэкстракт урана содержит 5 мкг/л плутония, 1 мкг/л нептуния, 0,1 мг/л технеция. МЭД составляет величину 2,5 мкР/с на тонну урана, а коэффициент очистки урана от продуктов деления равен 4.106.
Поток экстрагента 17 поступает на операцию регенерации. В последнюю ступень аппарата с расходом 30 л/ч подается раствор карбоната натрия 18. Из первой ступени выводится промывной раствор 19, содержащий продукты деструкции экстрагента, разбавителя и 0,75 г/л азотистоводородной кислоты. Отмытый экстрагент 20 зацикловывается (см. таблицу, опыт 1).
В таблицу сведены результаты опытных данных.
П р и м е р 2. Операция отмывки реэкстракта плутония и нептуния от урана в данном случае играет дополнительную роль отмывки от технеция. Полнота отмывки достигается увеличением потока промывного экстрагента 7 до соотношения Vорг: Vвод не менее 1,5, что обеспечивает содержание технеция в реэкстракте не более 3 мг/л (см. таблицу, опыты 1-4).
П р и м е р 3. Для обеспечения одновременного восстановительного и комплексующего действия в качестве реагента используется АГК. Концентрация АГК в растворе 6 на операции реэкстракции плутония и нептуния составляет 20-30 г/л (см. таблицу, опыты 9-13) и раствор 11 такой же концентрации используется на операции реэкстракции технеция. Концентрация гидразина в реэкстрагирующем растворе 10, необходимая для полноты разделения урана и технеция, находится в интервале 2-10 г/л (см. таблицу, опыты 18-21).
П р и м е р 4. Оптимальная концентрация азотной кислоты в реэкстракте 8 плутония и нептуния 50 г/л достигается расположением промывок на А-1 (сначала сильнокислая, затем слабокислая) и концентрация азотной кислоты в реэкстрагирующем растворе 6. В результате на А-2 имеются две зоны с различным содержанием азотной кислоты: слабокислая в концевой части аппарата и с концентрацией ≈120 г/л в средней части. Такое содержание азотной кислоты обеспечивает получение реэкстракта плутония и нептуния с необходимыми технологическими показателями. Изменение концентрации азотной кислоты в сторону уменьшения или увеличения приводит к ухудшению технологических показателей (см. таблицу, опыты 5-8).
П р и м е р 5. Азотистоводородная кислота (АВК), образующаяся при каталитическом окислении гидразина, следует с органической фазой 14 и затем выводится в промывной содовый раствор 19 в виде азида натрия. При осуществлении заявляемого способа содержание АВК в содовом промывном растворе 19 составит 0,75 г/л (без учета ее разложения), в то время как в известном способе расчетное содержание АВК составляет 18 г/л. Таким образом, в заявляемом способе содержание АВК более, чем в 20 раз меньше.
П р и м е р 6. Структура аппарата реэкстракции технеция А-3 позволяет повысить коэффициенты очистки урана от продуктов деления, в частности от рутения - 106. Так, если в способе прототипа расчетный коэффициент очистки составляет величину 2˙105 за один цикл, то в заявляемом способе коэффициент очистки урана от продуктов деления за счет подачи в концевую часть аппарата раствора гидразина 10 с концентрацией 2-10 г/л с расходом 15 л/ч и нагревом этой зоны до температуры 50-60оС достигает (4-5)˙106 (см. таблицу, опыты 14-17).
Использование изобретения позволяет решить задачу фракционирования отходов; локализовать технеций в малом объеме с концентрированием его в 10 раз по отношению к исходному раствору; повысить концентрацию плутония и нептуния в реэкстракте, причем полученный реэкстракт не будет содержать технеция; снизить содержание азотистоводородной кислоты в промывном содовом растворе в 20 раз.

Claims (4)

1. СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА АЭС в цепочке экстракционных аппаратов, включающий совместное экстракционное извлечение урана, плутония, нептуния и технеция 30% -ным трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе, промывку экстракта этих элементов раствором азотной кислоты, восстановительную реэкстракцию плутония и нептуния с отмывкой от урана, реэкстракцию урана и селективную реэкстракцию от технеция, отличающийся тем, что реэкстракцию плутония и нептуния из промытого экстракта осуществляют водным раствором восстановителя, не взаимодействующего с технецием, после чего проводят реэкстракцию технеция водным раствором того же восстановителя и добавлением гидразина, причем процесс разделения урана, технеция и плутония с нептунием проводят до полного извлечения технеция с ураном, регулируя соотношение экстрагента и водного восстановительного раствора при отмывке реэкстракта плутония и нептуния от урана.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве водного раствора восстановителя используют ацетгидроксамовую кислоту с концентрацией 20 - 30 г/л, а при реэкстракции технеция дополнительно подают раствор, содержащий 2 - 10 г/л гидразина.
3. Способ по пп. 1 и 2, отличающийся тем, что концентрацию азотной кислоты при реэкстракции плутония и нептуния выбирают в пределах 12 - 120 г/л.
4. Способ по пп. 1 - 3, отличающийся тем, что раствор ацетгидроксамовой кислоты вводят в среднюю часть аппарата реэкстракции технеция, а раствор гидразина - в зону вывода экстракта урана, причем в этой зоне поддерживают температуру 50 - 60oС.
SU5042613/25A 1992-05-14 1992-05-14 Способ переработки облученного топлива аэс RU2012075C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5042613/25A RU2012075C1 (ru) 1992-05-14 1992-05-14 Способ переработки облученного топлива аэс

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU5042613/25A RU2012075C1 (ru) 1992-05-14 1992-05-14 Способ переработки облученного топлива аэс

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2012075C1 true RU2012075C1 (ru) 1994-04-30

Family

ID=21604459

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU5042613/25A RU2012075C1 (ru) 1992-05-14 1992-05-14 Способ переработки облученного топлива аэс

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2012075C1 (ru)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2513724C1 (ru) * 2012-09-10 2014-04-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ переработки технециевых растворов
RU2535332C2 (ru) * 2013-02-25 2014-12-10 Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ переработки облученного топлива аэс
RU2561065C1 (ru) * 2014-03-31 2015-08-20 Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОВМЕСТНОГО РАСТВОРА U И Pu
RU2686076C1 (ru) * 2018-08-17 2019-04-24 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла purex-процесса от технеция
RU2756277C1 (ru) * 2021-03-04 2021-09-30 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" Способ химического обогащения урана легкими изотопами

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2513724C1 (ru) * 2012-09-10 2014-04-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ переработки технециевых растворов
RU2535332C2 (ru) * 2013-02-25 2014-12-10 Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ переработки облученного топлива аэс
RU2561065C1 (ru) * 2014-03-31 2015-08-20 Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОВМЕСТНОГО РАСТВОРА U И Pu
RU2686076C1 (ru) * 2018-08-17 2019-04-24 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла purex-процесса от технеция
RU2756277C1 (ru) * 2021-03-04 2021-09-30 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" Способ химического обогащения урана легкими изотопами

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2558332C9 (ru) Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония
US3987145A (en) Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process
US7622090B2 (en) Method for separating uranium (VI) from actinides(IV) and/or actinides (VI) and its uses
EP1029327B1 (en) Nuclear fuel reprocessing
EP0885444B1 (en) Nuclear fuel reprocessing
RU2012075C1 (ru) Способ переработки облученного топлива аэс
US3949049A (en) Method of stripping plutonium from tributyl phosphate solution which contains dibutyl phosphate-plutonium stable complexes
JPH0518076B2 (ru)
US2951740A (en) Processing of neutron-irradiated uranium
EP2223305B1 (en) Use of a wash solution in continuous reprocessing of nuclear fuel and a system thereof
US6413482B1 (en) Method for reprocessing nuclear fuel by employing oximes
US4758313A (en) Process for the improved separation of substances hindering the recovery of the fissionable materials uranium and plutonium and for the improved separation of the fissionable materials
Collins et al. The development and application of a process for the recovery of over 100g of protactinum-231 from a uranium refinery waste material
JPS63198897A (ja) ジルコニウムとウラン又はプルトニウムのごとき1種類以上の別の金属と共に有機溶媒中に存在するテクネチウムを分離すべく、特に照射済核燃料の再処理に使用し得る方法
JPS6141994A (ja) 使用ずみ核燃料のための抽出再処理プロセスにおいて有価物質ウランを回収するための方法
Govindan et al. Partitioning of uranium and plutonium by acetohydroxamic acid
JP4338898B2 (ja) 使用済み燃料の再処理方法およびピューレックス式再処理方法
US3836625A (en) Reprocessing of spent nuclear fuel
US4311675A (en) Maintaining reductive strip efficiency in uranium recovery processes
RU2454740C1 (ru) Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов
US3574532A (en) Wash treatment to restore the degraded d2ehpa-tbp used in fission product extraction
RU2200993C2 (ru) Способ переработки облученных ториевых материалов
RU2066489C1 (ru) Способ восстановительного разделения нептуния и плутония
JPS61236615A (ja) 核燃料スクラツプからウランを回収する方法
RU2184083C2 (ru) Способ очистки урана (vi) от технеция (vii)

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20060520