RU210684U1 - Аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов - Google Patents
Аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов Download PDFInfo
- Publication number
- RU210684U1 RU210684U1 RU2021135575U RU2021135575U RU210684U1 RU 210684 U1 RU210684 U1 RU 210684U1 RU 2021135575 U RU2021135575 U RU 2021135575U RU 2021135575 U RU2021135575 U RU 2021135575U RU 210684 U1 RU210684 U1 RU 210684U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- heating chamber
- fitting
- solutions
- heating
- solution
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Vaporization, Distillation, Condensation, Sublimation, And Cold Traps (AREA)
Abstract
Полезная модель относится к аппаратурному оформлению массообменных процессов кондиционирования растворов от радиохимической переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности растворов, содержащих азотнокислые соли урана, плутония и нептуния. Аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов включает греющую камеру с электрическим нагревателем, штуцер для ввода упариваемого раствора, штуцер для отвода парогазовой фазы, штуцер вывода упаренного раствора. Греющая камера выполнена в виде вертикальной плоской емкости ядерно-безопасной геометрии, размещенной в защитной рубашке. Электрический нагреватель представляет собой комплект из четырех нагревательных элементов, расположенных по краям каждой плоской стороны греющей камеры, между нагревательными элементами и стенками греющей камеры размещены тепловые экраны. В верхней части рубашки аппарата расположен штуцер для подачи барботажного воздуха. На равноудаленном расстоянии от вертикальной оси греющей камеры установлены лопастные мешалки, каждая их которых помещена в отдельный перфорированный пенал. Полезная модель позволяет совместить процесс глубокого концентрирования U+Pu+Np с одновременным окислением Pu(IV) до Pu(VI).
Description
Полезная модель относится к аппаратурному оформлению массообменных процессов кондиционирования растворов от радиохимической переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности растворов, содержащих азотнокислые соли урана, плутония и нептуния.
Известна конструкция выпарного аппарата для глубокого концентрирования радиоактивных растворов (патент RU 2317127 «Выпарной аппарат для радиоактивных растворов», опубликован 20.02.2008), который состоит из растворной камеры, патрубка для ввода исходного раствора, патрубка для вывода упаренного раствора, греющей камеры и трубопровода для отвода вторичного пара.
Недостатком данного устройства концентрирования радиоактивных растворов является то, что геометрия аппарата и использование в качестве теплоносителя греющего пара не отвечают условиям ядерной безопасности при концентрировании U-Pu-Np растворов.
Известна конструкция выпарного аппарата с естественной циркуляцией раствора, с вынесенной поверхностью нагрева и электрическим обогревом [Ефремов Е.В. Система автоматизированного контроля и управления выпарными аппаратами аффинажного стенда АО «Сибирский химический комбинат»: диссертация канд. техн. наук: 05.13.06 - Томск., 2017. С. 17-18], предназначенного для выпарки реэкстракта U-Pu-Np-лигатуры до заданной плотности. Выпарной аппарат содержит вынесенную греющую камеру с электрическим нагревателем, сепаратор с брызгоуловителем и патрубком для отвода пара, соединенного через верхнюю циркуляционную трубу с греющей камерой, нижнюю циркуляционную трубу, соединяющую греющую камеру с сепаратором, и снабженную штуцером ввода упариваемого раствора и сливным штуцером.
Отличительной особенностью конструкции данного выпарного аппарата от подобных промышленных аппаратов является его малые габаритные размеры и обеспечение ядерной безопасности в процессе концентрирования U-Pu-Np растворов за счет омического обогрева. Конструкция данного выпарного аппарата взята за прототип.
Недостатком конструкции выпарного аппарата по прототипу является опасность возможного протекания реакции денитрации солей урана и плутония при температуре кипения раствора, а также низкой степени окисления Pu(IV) до Pu(VI).
Из литературы известно [Милюкова М.С., Гусев Н.И., Сентюрин И.Г., Скляренко И.С. Аналитическая химия плутония - М. Наука, 1965. - С. 72], что нагревание растворов Pu(IV) с концентрацией HNO3 1-2 моль/л вызывает окисление Pu(IV) по реакции (1).
В процессе окисления Pu(IV) образуется NO и далее HNO2 (2). По отношению к Pu(VI) нитрит-ион ведет себя как восстановитель, что может быть препятствием полного окисления Pu(IV) азотной кислотой.
Для проведения операции кристаллизационного аффинажа нитратов шестивалентных U-Pu-Np реэкстракт плутония предварительно упаривают с окислением Pu(IV) до Pu(VI) [Ефремов Е.В. Система автоматизированного контроля и управления выпарными аппаратами аффинажного стенда АО «Сибирский химический комбинат»: диссертация канд. техн. наук: 05.13.06 - Томск., 2017. С. 17-18].
Упаривание реэкстракта до состояния плава проводится при температуре кипения кубового раствора. При этом концентрация U+Pu увеличивается до 800-1300 г/л [Веселов С.Н., Волк В.И., Кащеев В.А., и др. Кристаллизационный аффинаж целевых продуктов при переработке облученного ядерного топлива (математическая модель линейного кристаллизатора) // Атомная энергия. Т. 119. - 2015. - вып. 5. - С. 280], что сопровождается отгонкой HNO3 и окислением Pu(IV) до Pu(VI) азотной кислотой.
Однако при упаривании U+Pu+Np растворов до таких концентраций возможно протекание процессов дегидратации и денитрации солей урана и плутония с образованием оксидов.
Например, шести- и тригидраты нитрата уранила плавятся при температурах 60°С и 113°С соответственно [Харрингтон Ч., Рюэле А. Технология производства урана. - М.: Госатомиздат, 1961. - С. 49]. Система нитрат уранила - вода стабильна до точки плавления дигидрата при 184°С. Выше 184°С происходит разложение на UO3 и окислы азота.
При нагревании PuO2(NO3)2⋅6Н2О при 130°С постепенно выделяется кристаллизационная вода с последовательным образованием тетра-, три- и дигидратов [Плутоний: Справочник/ под ред. О. Вика. - М..: Атомиздат, 1971. - С. 99]. Безводный PuO2(NO3)2 можно приготовить, нагревая гексагидрат при 150°С в течение 76 ч. При хранении PuO2(NO3)2 или его гидратов на воздухе в течение 4 месяцев наблюдалось полное восстановление до Pu(IV).
Переупаривание U+Pu+Np растворов с получением низших кристаллогидратов нитратов уранила и плутонила может привести к их кристаллизации и забивке емкостного оборудования и трубопроводов кристаллизатора, температура которых всегда ниже температур плавления низших кристаллогидратов.
В связи с этим представляет интерес упаривание U+Pu+Np раствора в более «мягких» условиях: при более низких температурах (<100°С) с барботажным перемешиванием раствора воздухом. В этих условиях полностью исключается дегидратация гексагидратов нитратов уранила и плутонила и денитрация солей, так как температура упаривания значительно ниже температуры дегидратации и денитрации кристаллогидратов. Кроме того, барботажное перемешивание раствора воздухом не только интенсифицирует процесс упаривания, но и позволит отогнать образующийся по реакции (1) оксида азота NO, что предупредит обратное восстановление Pu(VI) до четырехвалентного состояния и обеспечит более полное окисление Pu(IV).
Технической задачей изобретения является разработка устройства, обеспечивающего предотвращение протекания процессов дегидратации и денитрации солей урана и плутония при глубоком концентрировании U+Pu+Np растворов с одновременным окислением плутония до Pu(VI).
Поставленная задача решается тем, что в аппарате концентрирования U-Pu-Np растворов, включающем греющую камеру с электрическим нагревателем, штуцер для ввода упариваемого раствора, штуцер для отвода парогазовой фазы, штуцер вывода упаренного раствора, греющая камера выполнена в виде вертикальной плоской емкости ядерно-безопасной геометрии, размещенной в защитной рубашке, электрический нагреватель представляет собой комплект из четырех нагревательных элементов, расположенных по краям каждой плоской стороны греющей камеры, между нагревательными элементами и стенками греющей камеры размещены тепловые экраны, в верхней части рубашки аппарата расположен штуцер для подачи барботажного воздуха, на равноудаленном расстоянии от вертикальной оси греющей камеры установлены лопастные мешалки, каждая из которых помещена в отдельный перфорированный пенал.
Схематично аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов представлен на фигуре.
Аппарат концентрирования U-Pu-Np содержит греющую камеру 1 с электрическим нагревателем 2, размещенную в защитной рубашке 3.
Греющая камера 1 выполнена в виде вертикальной плоской емкости ядерно-безопасной геометрии.
Электрический нагреватель 2 представляет собой комплект из четырех нагревательных элементов, расположенных по краям каждой плоской стороны греющей камеры 1, между нагревательными элементами и стенками греющей камеры размещены тепловые экраны 4, предотвращающие возможные локальные перегревы упариваемого раствора.
На равноудаленном расстоянии от вертикальной оси греющей камеры 1 расположены два перфорированных пенала 5, погруженных в рабочий объем аппарата на 
высоты рубашки 3 аппарата. Внутри каждого из пеналов 5 находится механическое перемешивающее устройство 6, оборудованное лопастными мешалками по четыре штуки на валу, обеспечивающее осевое и радиальное перемешивание.
В верхней части аппарата расположены штуцер 7 для ввода упариваемого раствора, штуцер 8 для подачи барботажного воздуха внутрь греющей камеры 1, штуцер 9 для отвода парогазовой фазы или, при необходимости, для ее возврата, штуцер 10 для контроля верхнего уровня и штуцер 11 для установки термопары.
В донной части рубашки 3 аппарата расположен штуцер 12 для вывода упаренного раствора (плава) и два штуцера 13 для аварийного опорожнения аппарата.
Греющая камера 1 зафиксирована в рубашке 3 посредством опор 14 и проставок 15.
Для установки на месте эксплуатации аппарат снабжен опорами 16.
Предлагаемый аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов работает следующим образом.
Исходный упариваемый U-Pu-Np раствор подают через штуцер 7 в греющую камеру 1. Под действием нагревательных элементов электрического нагревателя 2 раствор U-Pu-Np нагревают. При помощи перемешивающих устройств 6 осуществляют гомогенизацию нагретого раствора по всему рабочему объему аппарата. Через штуцер 8 подают барботажный воздух для интенсификации процесса удаления из раствора (плава) оксида азота. Образующуюся парогазовую фазу отводят через штуцер 9. В зависимости от поставленной задачи аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов может работать в двух режимах. Первый режим работы с отводом парогазовой фазы (концентрирование упариваемого раствора) и возвратом в аппарат конденсата, но с отгонкой окислов азота (термохимическая стабилизация Pu(VI)). Для работы по второму режиму штуцер 9 может быть оборудован дефлегматором для конденсации паров воды и азотной кислоты и возврата конденсата в аппарат. Периодический вывод упаренного раствора (плава) осуществляют через штуцер 12. Аварийное опорожнение аппарата осуществляют через штуцера 13.
Таким образом, предложенное устройство позволяет совместить процесс глубокого концентрирования U+Pu+Np с одновременным окислением Pu(IV) до Pu(VI), исключая при этом опасность возможного протекания процессов дегидратации и денитрации солей урана и плутония.
Claims (1)
- Аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов, включающий греющую камеру с электрическим нагревателем, штуцер для ввода упариваемого раствора, штуцер для отвода парогазовой фазы, штуцер вывода упаренного раствора, отличающийся тем, что греющая камера выполнена в виде вертикальной плоской емкости ядерно-безопасной геометрии, размещенной в защитной рубашке, электрический нагреватель представляет собой комплект из четырех нагревательных элементов, расположенных по краям каждой плоской стороны греющей камеры, между нагревательными элементами и стенками греющей камеры размещены тепловые экраны, в верхней части рубашки аппарата расположен штуцер для подачи барботажного воздуха, на равноудаленном расстоянии от вертикальной оси греющей камеры установлены лопастные мешалки, каждая их которых помещена в отдельный перфорированный пенал.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021135575U RU210684U1 (ru) | 2021-12-02 | 2021-12-02 | Аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021135575U RU210684U1 (ru) | 2021-12-02 | 2021-12-02 | Аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU210684U1 true RU210684U1 (ru) | 2022-04-26 |
Family
ID=81306519
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2021135575U RU210684U1 (ru) | 2021-12-02 | 2021-12-02 | Аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU210684U1 (ru) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4273670A (en) * | 1979-03-16 | 1981-06-16 | Hpd Incorporated | Apparatus for and method of removing radioactive bottoms from an evaporator |
| SU1197680A1 (ru) * | 1982-01-08 | 1985-12-15 | Предприятие П/Я В-2287 | Устройство дл очистки кристаллизующихс растворов солей |
| RU2317127C1 (ru) * | 2006-04-17 | 2008-02-20 | Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения (ОАО "СвердНИИхиммаш") | Выпарной аппарат для радиоактивных растворов |
| RU2755893C1 (ru) * | 2020-09-17 | 2021-09-22 | Акционерное общество «Прорыв» | Выпарной аппарат |
-
2021
- 2021-12-02 RU RU2021135575U patent/RU210684U1/ru active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4273670A (en) * | 1979-03-16 | 1981-06-16 | Hpd Incorporated | Apparatus for and method of removing radioactive bottoms from an evaporator |
| SU1197680A1 (ru) * | 1982-01-08 | 1985-12-15 | Предприятие П/Я В-2287 | Устройство дл очистки кристаллизующихс растворов солей |
| RU2317127C1 (ru) * | 2006-04-17 | 2008-02-20 | Открытое акционерное общество "Свердловский научно-исследовательский институт химического машиностроения (ОАО "СвердНИИхиммаш") | Выпарной аппарат для радиоактивных растворов |
| RU2755893C1 (ru) * | 2020-09-17 | 2021-09-22 | Акционерное общество «Прорыв» | Выпарной аппарат |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| AU2015374124B2 (en) | Molten nuclear fuel salts and related systems and methods | |
| US20170301413A1 (en) | Nuclear fuel salts | |
| US3862296A (en) | Conversion process for waste nitrogen-containing compounds | |
| RU210684U1 (ru) | Аппарат концентрирования U-Pu-Np растворов | |
| Boldyrev et al. | The Russian ARGUS solution reactor HEU-LEU conversion: LEU fuel preparation, loading and first criticality | |
| JP6854298B2 (ja) | 原子炉および核分裂性塩化ウラン燃料塩 | |
| Boyarintsev et al. | Reprocessing of simulated voloxidized uranium–oxide SNF in the CARBEX process | |
| TWI675380B (zh) | 在核反應器之冷卻系統中金屬表面之去污方法 | |
| Awwad | Equilibrium and kinetic studies on the extraction and stripping of uranium (VI) from nitric acid medium into tri-phenylphosphine oxide using a single drop column technique | |
| RU2755893C1 (ru) | Выпарной аппарат | |
| Uchiyama et al. | Distribution of nitrous acid between tri-n-butyl phosphate/n-dodecane and nitric acid | |
| Abdel-Fattah et al. | Thermodynamics of the solvent extraction of Zr (IV) by Amberlite LA-2, TBP and HDEHP from different aqueous media | |
| JP7440432B2 (ja) | アクチニド塩単相粉末の製造方法及びその製造装置 | |
| RO129854B1 (ro) | Reactor chimic de reprocesare a izotopilor combustibililor nucleari | |
| Shadrin et al. | Reprocessing of Fast Reactors Mixed U-Pu Used Nuclear Fuel in Russian Federation: Studies and Industrial Test | |
| JP6249916B2 (ja) | 過マンガン酸の調製装置 | |
| GB878871A (en) | Separating neutron irradiated dispersions | |
| Chervyakov et al. | OXIDATIVE DISSOLUTION OF NEPTUNIUM (IV) OXIDE IN CARBONATE SOLUTIONS | |
| Nomura et al. | Dissolution of powdered spent fuel and U crystallization from actual dissolver solution for'NEXT'process development | |
| LI et al. | Research Progress of Technology and Equipment for Preparation of Tetravalent Uranium by Catalytic Reduction | |
| Chervyakov et al. | Dissolution of Actinide Oxides in Carbonate Solutions | |
| RU2560119C1 (ru) | Способ переработки отработавшего ядерного топлива | |
| Serrano-Purroy et al. | Towards a Diamex process flowsheet using high active concentrate (HAC) | |
| KA et al. | Influence of boric acid in the extraction of uranium (VI), plutonium (IV) and europium (III) from fast reactor fuel dissolver solution | |
| Nadezhdin et al. | Development of a Mathematical Model for Denitration of Actinide Nitrates under the Action of UHF Radiation |