RU2080666C1 - Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс - Google Patents
Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс Download PDFInfo
- Publication number
- RU2080666C1 RU2080666C1 RU93038611A RU93038611A RU2080666C1 RU 2080666 C1 RU2080666 C1 RU 2080666C1 RU 93038611 A RU93038611 A RU 93038611A RU 93038611 A RU93038611 A RU 93038611A RU 2080666 C1 RU2080666 C1 RU 2080666C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- extraction
- molybdenum
- palladium
- zirconium
- concentration
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Использование: технология переработки отработанного ядерного топлива. Сущность: способ обработки высокоактивных азотно-кислых рафинатов от регенерации топлива АЭС заключается в проведении экстракции молибдена, палладия и циркония из рафинатов, рафинат после экстракции концентрируют для последующего захоронения. В качестве экстрагента используют трибутилфосфат в неполярном растворителе. Экстракцию проводят в присутствии комплексообразователя кислого характера, распределяющегося между водной и органической фазами. В качестве такого комплексообразователя могут быть использованы алифатические гидроксамовые кислоты с общим числом углеродных атомов C7-C9 или их очищенные смеси с концентрацией 0,1 моль/л. Затем органическую фазу отделяют и проводят реэкстракцию молибдена, палладия, циркония и комплексообразователя обработкой органической фазы раствором щелочного характера для подготовки экстрагента к повторному использованию. Экстракцию Mo проводят при концентрации азотной кислоты 1-4 моль/л, а экстракцию Pd и Zr проводят при концентрации азотной кислоты 1-2 моль/л. В количестве экстрагента Mo может быть использован оборотный экстрагент первого цикла переработки облученного топлива АЭС, который затем возвращают в цикл после реэкстракции указанных элементов. Способ является непрерывным и основан на экстракционной технологии действующего производства. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.
Description
Изобретение относится к технологии переработки отработавшего ядерного топлива. Оно может быть использовано в технологических схемах экстракционной переработки облученных ядерных материалов или отходов от таких переработок при подготовке их к захоронению, а также в технологии извлечения молибдена.
Известен способ переработки высокоактивных рафинатов от экстракционной регенерации топлива АЭС, который состоит в том, что водно-хвостовой раствор, полученный после 1-го цикла экстракции, содержащий продукты деления, трансплутониевые элементы и примеси, поступает на упарку и отверждение [1]
Однако, высокоактивный рафинат содержит ценные осколочные элементы, являющиеся в то же время высокотоксичными экологически вредными продуктами /Cs137, Sr90, ТПЭ и др. /. Для извлечения их, а также концентрирования и выведения отдельной фракции трансплутониевых элементов, рафинат подвергают переработке.
Однако, высокоактивный рафинат содержит ценные осколочные элементы, являющиеся в то же время высокотоксичными экологически вредными продуктами /Cs137, Sr90, ТПЭ и др. /. Для извлечения их, а также концентрирования и выведения отдельной фракции трансплутониевых элементов, рафинат подвергают переработке.
Подготовка рафината к дальнейшей переработке включает его упаривание с одновременной регенерацией азотной кислоты [2]
Поскольку отработанное топливо всегда содержит молибден, то в результате проведения 1-го цикла он обнаруживается в высокоактивном рафинате, и в ходе переработки последнего при его упаривании мешает процессу вследствие образования осадков молибдата циркония, которые ухудшают циркуляцию кубового раствора и образуют накипь на теплообменном аппарате. Возможно выпадение молибденовой кислоты, затрудняющей извлечение осколочного цезия.
Поскольку отработанное топливо всегда содержит молибден, то в результате проведения 1-го цикла он обнаруживается в высокоактивном рафинате, и в ходе переработки последнего при его упаривании мешает процессу вследствие образования осадков молибдата циркония, которые ухудшают циркуляцию кубового раствора и образуют накипь на теплообменном аппарате. Возможно выпадение молибденовой кислоты, затрудняющей извлечение осколочного цезия.
При отверждении отходов методом остекловывания вносит осложнения палладий, присутствующий в рафинате, так как при нагреве стеклообразной массы палладий выпадает в виде металлического порошка, замыкает электроды и делает невозможным процесс остекловывания.
Поэтому при переработке рафината целесообразно предусмотреть предварительное удаление молибдена, палладия, а также циркония.
Известен способ обработки рафинатов от переработки топлива АЭС для извлечения Th и других радиоизотопов из азотнокислых рафинатов от очистки урана, а также для извелечения актинидов из кислых растворов, предназначенных для захоронения, описанный в патенте Великобритании [3] Способ заключается в извлечении из кислых растворов ионов металлов, а именно тория, плутония, нептуния, урана и других радиоизотопов, при контакте с хелатирующим аминофосфоновым ионитом. Этот метод по существо наиболее близок к заявляемому изобретению, однако он не охватывает специфических вопросов извлечения осадкообразующих осколочных нуклидов какими являются молибден, палладий и цирконий. Другими его недостатками являются малая емкость (мг/г), низкая стойкость смол в условиях больших радиационных нагрузок и периодичность осуществляемого на смолах процесса, что делает его неприменимым при переработке больших объемов технологических растворов.
Отработанное топливо АЭС в настоящее время перерабатывается по экстракционной технологии, поэтому целесообразно, чтобы извлечение элементов, мешающих упарке и его дальнейшей переработке, проводилось также экстракционным методом, легко сочетающимся с действующим процессом.
В работе [4] изучали экстракцию железа, молибдена, титана, циркония, ванадия и уранила версатогидроксамовой кислотой (смесь изомеров высокоразветвленных алифатических C10 гидроксамовых кислот) в ксилоле из 0,1-4 моль/л водных растворов азотной кислоты с использованием 0,01-1,0 моль/л экстрагента. Поведение палладия в системе не рассматривали.
Известен также способ экстракции металлических ионов с помощью растворов неотридекангидроксамовой кислоты в ароматическом углеводородном разбавителе (ксилоле) [5] Этот способ рекомендован для удаления из урана загрязняющих следов плутония, нептуния, циркония, ниобия и железа из сильнокислых растворов с концентрацией азотной кислоты 4-5 моль/л и концентрацией экстрагента в ксилоле 0,1 моль/л. В работе отсутствуют указания на поведение молибдена и палладия.
Главным недостатком указанных экстракционных методов является появление нового экстрагента и разбавителя, не совместимо с основным технологическим процессом. Кроме того недостаточно высокая радиационно-химическая устойчивость гидроксамовых кислот неизбежно приведет к накоплению длинноцепочечной карбоновой кислоты, являющейся сильным поверхностно-активным веществом, представляющим большую опасность для экстракционного процесса на стадиях реэкстракции и регенерации экстрагента.
Техническая задача заявляемого изобретения создание непрерывного способа обработки высокоактивных рафинатов от регенерации топлива АЭС, основанного на экстракционной технологии действующего производства, т.е. с использованием экстрагента ТБФ в алифатическом разбавителе, при котором молибден и палладий, мешающие дальнейшей переработке, удаляются из рафината; попутно извлекается и цирконий.
Поставленная задача достигается тем, что перед концентрированием или дальнейшей переработкой рафината 1-го экстракционного цикла пурекс-процесса переработки облученного топлива АЭС в него вводят комплексообразователь кислого характера, ограниченно растворимый в водной фазе и распределяющийся между водной и органической фазами, например очищенную техническую смесь органорастворимых алифатических гидроксамовых кислот с общим числом углеродных атомов C7-C9 (ИМ-50) при кислотности водной фазы 1-4 моль/л. При этом молибден, палладий и цирконий переходят в органическую фазу в виде комплексных гидроксаматов с достаточно высокой степенью извлечения, а рафинат, очищенный от этих элементов, поступает на выпарку и дальнейшую переработку.
Ограниченная растворимость в водной фазе комплексообразователя упрощает процесс выделения молибдена, палладия, а также циркония, так как комплексообразователь может быть введен как в водную, так и в органическую фазы в зависимости от потребностей производства. Отношение мольных концентраций комплексообразователя и экстрагируемых металлов должно быть не меньше 2 [6] что вполне обеспечивает 0,1 моль/л, однако на практике она может быть и меньше.
Верхний предел кислотности (4 моль/л) обусловлен зависимостью коэффициентов распределения палладия и циркония от концентрации кислоты, а также постепенным разложением гидроксамовых кислот, которое становится заметным при концентрации азотной кислоты выше 4 моль/л. Коэффициент распределения молибдена мало зависит от кислотной водной фазы.
Из органической фазы молибден и палладии извлекают промывкой экстракта 0,2 0,5 моль/л раствором карбоната натрия, при которой наряду с извлечением происходит очистка раствора ТБФ от других элементов, продуктов радиолиза и остатков гидроксамовых кислот. Очищенный раствор ТБФ возвращают в основной поток экстрагента. Нижний предел концентрации промывного раствора определяется содержанием азотной кислоты в экстрагенте, чтобы реакция промывного раствора оставалась щелочной после завершения операции промывки. Верхний предел определяется принятой в технологии концентрацией промывного раствора.
В табл. 1 и 2 приведены зависимости извлечения молибдена, палладия и циркония в 30% ТБФ в додекане от кислотности водной фазы и концентрации ИМ-50.
Пример 1 Обработке подвергнут реальный высокоактивный рафинат переработки облученного ядерного топлива с кислотностью 2,4 моль/л, удельная активность рафината около 10 кюри/л, содержащий 0,3 г/л молибдена. Отношение Vорг: Vвод=1:1. При концентрации ИМ-50 0,01 моль/л в 1-й экстракт извлекли 86% молибдена, во 2-й экстракт извлекли 12% молибдена.
Пример 2 В модельный раствор, содержащий Mo-1,0 г/л, Pd-1,01 г/л, азотную кислоту 3 моль/л, вводят техническую смесь гидроксамовых кислот ИМ-50 0,1 моль/л, перемешивают в течение 10 минут с равным объемом 30% ТБФ в додекане. При этом в органическую фазу извлекали 99% молибдена и 82% палладия.
На операции промывки экстракта 0,5 моль/л содовым раствором при отношении объемом фаз Vорг:Vвод 5:1 в водную фазу перешло более 99,9% молибдена и 95% палладия.
На операции промывки экстракта 0,2 моль/л содовым раствором при отношении объемов фаз Vорг Vвод 3 1 в водную фазу перешло более 99,9 молибдена и 93% палладия (после предварительной промывки экстракта водой).
Заявленное техническое решение существенно упрощает процесс переработки рафината высокоактивных отходов 1-го цикла экстракции тем, что выводит одновременно молибден и палладий, а также цирконий, мешающие на разных стадиях переработки отходов, и использует для этих целей производственный экстрагент (ТБФ в алифатическом разбавителе) на оборудовании, однотипном с существующим.
Выведение молибдена, палладия и циркония из экстрагента происходит одновременно с общей очисткой экстрагента на содовой промывке. Синергетная добавка не вносит никаких усложнений в процесс переработки, так как выводится на стадии реэкстракции названных элементов, которая совмещается с промывкой экстрагента содовым раствором и подготовкой его к повторному использованию.
Источники информации
1. В.И.Землянухин, Е.И. Ильченко, А.Н. Кондратьев и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС, М. Энергоатомиздат, 1983, с. 100.
1. В.И.Землянухин, Е.И. Ильченко, А.Н. Кондратьев и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС, М. Энергоатомиздат, 1983, с. 100.
2. С.Столер и др. Переработка ядерного горючего, М. Атомиздат, 1964, с. 213.
3. Патент Великобритании N 2144111, кл. G 21 F 9/12, 1985.
4. Vernon F. Banja N.A. Karrer M.O. J.Chem. Res. Synop. 1982 N, р. 90-91.
5. Патент Великобритании N 1392822, кл. B 01 D 11/04, С 21 с 19/46, 1975.
6. А. Т. Пилипенко, О.З.Зульфигаров, Гидроксамовые кислоты, М. Наука, 1989, с. 235, 240.
Claims (3)
1. Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива АЭС, заключающийся в том, что проводят экстракцию радионуклидов из рафинатов и рафинат после экстракции концентрируют для дальнейшего захоронения, отличающийся тем, что в качестве радионуклидов экстрагируют молибден, палладий и цирконий, при экстракции в качестве экстрагента используют трибутилфосфат в неполярном растворителе, экстракцию радионуклидов проводят в присутствии комплексообразователя кислого характера, распределяющегося между водной и органической фазами, например, алифатических гидроксамовых кислот с общим числом углеродных атомов С7 С9 или их очищенной смеси с концентрацией от 0,1 моль/л, отделяют органическую фазу, проводят реэкстракцию молибдена, палладия, циркония и комплексообразователя обработкой органической фазы раствором щелочного характера для подготовки экстрагента к повторному использованию.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что экстракцию молибдена проводят при концентрации азотной кислоты 1 4 моль/л, а экстракцию палладия и циркония проводят при концентрации азотной кислоты 1 2 моль/л.
3. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что экстракцию молибдена, палладия и циркония проводят с использованием в качестве экстрагента оборотного экстрагента первого цикла переработки облученного топлива АЭС с возвратом его в цикл после реэкстракции указанных элементов.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU93038611A RU2080666C1 (ru) | 1993-07-27 | 1993-07-27 | Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU93038611A RU2080666C1 (ru) | 1993-07-27 | 1993-07-27 | Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU93038611A RU93038611A (ru) | 1996-02-20 |
RU2080666C1 true RU2080666C1 (ru) | 1997-05-27 |
Family
ID=20145760
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU93038611A RU2080666C1 (ru) | 1993-07-27 | 1993-07-27 | Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2080666C1 (ru) |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2454741C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций |
RU2454742C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки оят аэс |
RU2490735C2 (ru) * | 2011-11-22 | 2013-08-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Открытое акционерное общество "Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Способ подготовки растворов переработки оят, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов |
RU2522544C2 (ru) * | 2012-06-15 | 2014-07-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов (варианты) |
RU2529185C1 (ru) * | 2013-02-12 | 2014-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Способ подготовки карбидного оят к экстракционной переработке (варианты) |
RU2624920C1 (ru) * | 2016-06-15 | 2017-07-11 | Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов |
RU2626767C1 (ru) * | 2016-04-22 | 2017-08-01 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки отработавшего ядерного топлива |
-
1993
- 1993-07-27 RU RU93038611A patent/RU2080666C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
1. Химическая технология облученного ядерного горючего./ Под ред. Шевченко В.В. - М.: Атомиздат, 1971, с. 403, 406. 2. Егоров Г.Ф. Радиационная химия экстракционных систем. - М.: Энергоиздат, с.62-65. 3. Патент Великобритании N 2144111, кл. G 21 F 9/12, 1985. * |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2454741C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций |
RU2454742C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки оят аэс |
RU2490735C2 (ru) * | 2011-11-22 | 2013-08-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Открытое акционерное общество "Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Способ подготовки растворов переработки оят, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов |
RU2522544C2 (ru) * | 2012-06-15 | 2014-07-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов (варианты) |
RU2529185C1 (ru) * | 2013-02-12 | 2014-09-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Способ подготовки карбидного оят к экстракционной переработке (варианты) |
RU2626767C1 (ru) * | 2016-04-22 | 2017-08-01 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки отработавшего ядерного топлива |
RU2624920C1 (ru) * | 2016-06-15 | 2017-07-11 | Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Madic et al. | Separation of long-lived radionuclides from high active nuclear waste | |
US4162230A (en) | Method for the recovery of actinide elements from nuclear reactor waste | |
Christiansen et al. | Advanced aqueous reprocessing in P&T strategies: process demonstrations on genuine fuels and targets | |
CN107851470B (zh) | 处理由溶解废核燃料产生的硝酸水溶液的方法 | |
US3993728A (en) | Bidentate organophosphorus solvent extraction process for actinide recovery and partition | |
US4059671A (en) | Method for increasing the lifetime of an extraction medium used for reprocessing spent nuclear fuel and/or breeder materials | |
RU2080666C1 (ru) | Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс | |
Mathur et al. | Recovery of neptunium from highly radioactive waste solutions of PUREX origin using CMPO | |
CN85105352B (zh) | 从放射性废液中分离锕系元素的方法 | |
US4229421A (en) | Purification of plutonium | |
Bond et al. | Feasibility studies of the partitioning of commercial high-level wastes generated in spent nuclear fuel reprocessing. Annual progress report for FY-1974 | |
US3949049A (en) | Method of stripping plutonium from tributyl phosphate solution which contains dibutyl phosphate-plutonium stable complexes | |
JPH10115695A (ja) | アクチノイド(iii)とランタノイド(iii)の選択的分離方法 | |
RU2454742C1 (ru) | Способ переработки оят аэс | |
Liljenzin et al. | Reducing the long-term hazard of reactor waste through actinide removal and destruction in nuclear reactors | |
JPS60227196A (ja) | 分裂物質のウラン及びプルトニウムの回収を妨害する物質を分離しかつ回収すべき分裂物質を相互に再処理工程で分離する改良方法 | |
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 | |
Achuthan et al. | Aqueous reprocessing by THOREX process | |
RU2106030C1 (ru) | Способ экстракционного извлечения и разделения тпэ и рзэ из азотнокислых растворов | |
RU93038611A (ru) | Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс | |
RU2454740C1 (ru) | Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов | |
Tkachenko et al. | Dynamic test of extraction process for americium partitioning from the PUREX raffinate | |
US3450639A (en) | Process for the separation of molybdenum from fission product containing solutions | |
JP7108519B2 (ja) | マイナーアクチノイドの分離方法 | |
JP2939078B2 (ja) | 超ウラン元素の分離に用いられる抽出溶媒の洗浄剤及び洗浄方法 |