RU2131476C1

RU2131476C1 - Method of processing highly enriched uranium

Info

Publication number: RU2131476C1
Application number: RU98105165A
Authority: RU
Inventors: В.Н. Башлачев; А.А. Деменко; С.А. Житков; В.Ф. Стихин; Г.А. Терентьев; Г.Г. Шадрин
Original assignee: Сибирский химический комбинат
Priority date: 1998-03-19
Filing date: 1998-03-19
Publication date: 1999-06-10

Abstract

FIELD: technology of processing highly enriched armament uranium into low-enriched uranium used as power producing fuel. SUBSTANCE: method includes electrochemical dissolving of highly enriched uranium in 2-5 mol/l solution of nitric acid at temperature not above 50 C and initial anode current density of 0.2-1.5 A/sq.cm. Electrochemical dissolving, after dissolving of 85-90 wt.% of uranium is carried out in presence of hydrazine with its concentration in solution of 4-8 g/l. Produced solution is directed for extraction refining with subsequent processing of reextract up to uranium oxides. EFFECT: reduced cycle of processing of armament highly enriched uranium, higher quality and stability of extraction refining with obtaining of uranium of required purity with respect to plutonium. 1 cl

Description

Изобретение относится к технологии переработки высокообогащенного оружейного урана (ВОУ) в низкообогащенный уран энергетического назначения. The invention relates to a technology for processing highly enriched weapons-grade uranium (HEU) into low-enriched energy uranium.

Известен способ переработки ВОУ, включающий окисление урана с последующим смешением полученного оксида с окислом низкообогащенного урана [1]. Полученный таким способом оксид урана содержит плутоний и продукты распада урана-232. A known method of processing HEU, including the oxidation of uranium, followed by mixing the obtained oxide with oxide of low enriched uranium [1]. Uranium oxide obtained in this way contains plutonium and decay products of uranium-232.

Известен способ переработки ВОУ и его сплавов, включающий окисление ВОУ, фторирование окислов, очистку полученного гексафторида урана методом центробежного разделения на каскаде газовых центрифуг с последующим смешением с газовым потоком гексафторида низкой степени обогащения [2]. Недостатком способа является получение продукта с содержанием плутония выше уровня, установленного международным стандартом. A known method of processing HEU and its alloys, including the oxidation of HEU, fluorination of oxides, purification of the obtained uranium hexafluoride by centrifugal separation on a cascade of gas centrifuges, followed by mixing with a low-enrichment hexafluoride gas stream [2]. The disadvantage of this method is to obtain a product with a plutonium content above the level established by the international standard.

Наиболее близким по технологической сущности является способ переработки ВОУ, включающий следующие операции: перевод металла в стружку; окисление стружки до закиси-окиси; растворение закиси-окиси в азотной кислоте; восстановление и стабилизация плутония в трехвалентном состоянии с использованием гидразина; экстракционный аффинаж с использованием трибутилфосфата (ТБФ) в парафиновом разбавителе; осаждение диураната аммония из реэкстракта, сушка и прокалка его до оксидов [3]. The closest in technological essence is the method of processing HEU, which includes the following operations: transfer of metal into chips; oxidation of chips to nitrous oxide; dissolution of nitrous oxide in nitric acid; recovery and stabilization of plutonium in the trivalent state using hydrazine; extraction refining using tributyl phosphate (TBP) in a paraffin diluent; precipitation of ammonium diuranate from the reextract, drying and calcining it to oxides [3].

Полученные оксиды ВОУ могут быть направлены на фторирование до гексафторида с последующим смешением с гексафторидом урана низкой степени обогащения. Этот способ позволяет получить кондиционный продукт, но включает много операций по переводу металла в форму, удобную для растворения: перевод металла в стружку, сжигание стружки, измельчение и просеивание закиси-окиси. В процессе окисления стружки температура увеличивается до 1000^oC, что приводит к снижению химической активности полученной закиси-окиси и загрязнению ее продуктами коррозии оборудования. Кроме этого на стадии операции растворения нерастворенный остаток достигает 2% от исходной массы, что вызывает необходимость двухступенчатой фильтрационной очистки растворов. Кроме того, за один экстрационный цикл не обеспечивается стабильная очистка ВОУ от плутония.The obtained HEU oxides can be directed to fluorination to hexafluoride, followed by mixing with uranium hexafluoride of a low degree of enrichment. This method allows to obtain a conditioned product, but includes many operations for converting metal into a form convenient for dissolution: converting metal into chips, burning chips, grinding and sieving oxide-oxide. In the process of chip oxidation, the temperature rises to 1000 ^o C, which leads to a decrease in the chemical activity of the obtained nitrous oxide and its contamination with equipment corrosion products. In addition, at the stage of the dissolution operation, the undissolved residue reaches 2% of the initial mass, which necessitates a two-stage filtration purification of solutions. In addition, stable extraction of HEU from plutonium is not ensured in one extraction cycle.

Задачей изобретения является разработка способа, позволяющего уменьшить количество трудоемких операций, осложняемых требованиями ядерной безопасности и промышленной санитарии. The objective of the invention is to develop a method to reduce the number of time-consuming operations, complicated by the requirements of nuclear safety and industrial sanitation.

Поставленная задача решается тем, что в способе переработки ВОУ, включающем получение азотнокислого раствора урана, содержащего плутоний в трехвалентном состоянии, экстракционный аффинаж и переработку реэкстракта до оксидов урана, получение азотнокислого раствора урана осуществляют электрохимическим растворителем высокообогащенного урана в растворе 2-5 моль/л азотной кислоты при температуре не более 50^oC и начальной анодной плотности тока 0,2 - 1,5 А/см², а после растворения 85-90 мас.% урана электрохимическое растворение ведут в присутствии гидразина при его концентрации в растворе 4-8 г/л.The problem is solved in that in the method of processing HEU, which includes obtaining a nitric acid solution of uranium containing plutonium in the trivalent state, extraction refining and processing the reextract to uranium oxides, obtaining a nitric acid solution of uranium is carried out by an electrochemical solvent of highly enriched uranium in a solution of 2-5 mol / L nitric acid at a temperature of not more than 50 ^o C and an initial anode current density of 0.2 - 1.5 A / cm ² , and after dissolution of 85-90 wt.% of uranium, electrochemical dissolution is carried out in the presence of and hydrazine at its concentration in a solution of 4-8 g / l.

Заявляемый способ осуществляют следующим образом. The inventive method is as follows.

Высокообогащенный уран предварительно переплавляют в слитки, имеющие форму и размеры, пригодные для загрузки в качестве анода в электролизер ядернобезопасной геометрии. Корпус электролизера, выполненный из токопроводящего материала, устойчивого к воздействию азотной кислоты, (нержавеющая сталь, титан и т.д.) выполняет функцию катода. Раствор 2-5 моль/л азотной кислоты циркулирует по схеме "электролизер - емкость - электролизер". Температуру электролита поддерживают в интервале 25-50^oC путем охлаждения электролизера или емкости проточной водой. Начальную анодную плотность тока поддерживают в пределах 0,2 - 1,5 А/см² для обеспечения выхода по току 97-99%. Скорость растворения урана пропорциональная расходу электрического тока и составляет 1,4 - 1,6 г/А•час.Highly enriched uranium is preliminarily remelted into ingots having a shape and dimensions suitable for loading as an anode into a nuclear-safe geometry cell. The cell body, made of a conductive material resistant to nitric acid, (stainless steel, titanium, etc.) performs the function of a cathode. A solution of 2-5 mol / l of nitric acid circulates according to the scheme "electrolyzer - capacity - electrolyzer". The temperature of the electrolyte is maintained in the range of 25-50 ^° C. by cooling the electrolyzer or container with running water. The initial anode current density is maintained within 0.2-1.5 A / cm ² to provide a current output of 97-99%. The dissolution rate of uranium is proportional to the flow of electric current and is 1.4 - 1.6 g / A • hour.

Как показали исследования, повышение температуры электролита более 50^oC сопровождается выделением окислов азота, обусловленным химическим взаимодействием азотной кислоты с металлическим ураном.As studies have shown, an increase in electrolyte temperature of more than 50 ^o C is accompanied by the release of nitrogen oxides due to the chemical interaction of nitric acid with metallic uranium.

После растворения 85 - 90 мас.% урана электролитическое растворение ведут в присутствии гидразина при его концентрации в растворе 4-8 г/л, при этом достигается скорость наработки четырехвалентного урана 0,3 - 0,4 г/А•час и обеспечивается необходимая полнота восстановления плутония до трехвалентного состояния. After dissolution of 85 - 90 wt.% Of uranium, electrolytic dissolution is carried out in the presence of hydrazine at its concentration in the solution of 4-8 g / l, while the rate of production of tetravalent uranium of 0.3 - 0.4 g / A • hour is achieved and the required completeness is ensured recovery of plutonium to a trivalent state.

При увеличении концентрации гидразина в электролите более 8 г/л и температуры более 50^oC наблюдалось образование мелкодисперсной гидратированной двуокиси урана.With an increase in the concentration of hydrazine in the electrolyte of more than 8 g / l and a temperature of more than 50 ^o C, the formation of finely divided hydrated uranium dioxide was observed.

В зависимости от содержания плутония в ВОУ варьируя в заявляемых пределах концентрацией гидразина и количеством остаточного урана, подвергаемого электрохимическому растворению в присутствии гидразина, можно получать в растворе концентрацию четырехвалентного урана, необходимую для достижения требуемой степени очистки урана от плутония при экстракции. Depending on the plutonium content in HEU, varying within the declared limits the concentration of hydrazine and the amount of residual uranium subjected to electrochemical dissolution in the presence of hydrazine, it is possible to obtain in the solution the concentration of tetravalent uranium necessary to achieve the required degree of purification of uranium from plutonium during extraction.

Пример. Металлический ВОУ в виде стержня массой 200 г с содержанием плутония 460 Бк/г электрохимически растворяли в водоохлаждаемой ячейке, корпус которой служил катодом, ВОУ - анодом. Сила тока поддерживалась на уровне З0 А, анодная плотность тока по мере растворения стержня ВОУ возрастала с 0,25 до 1,5 А/см². В качестве исходного электролита использовали азотную кислоту 3,9 моль/л. За 0,5 часа до конца растворения, когда в раствор перешло 90 мас. % ВОУ, в электролит добавили гидразин в количестве 8 г/л. Процесс растворения длился 4 часа, температуру электролита поддерживали 45^oC. По окончании растворения был получен раствор состава
Уран общий - 182,4 г/л
Уран общий (IV) - 6,6 г/л
Гидразин - 5,5 г/л
Азотная кислота - 2,1 моль/л
Раствор контактировали в делительной воронке с 25% ТБФ (разбавитель РЭД-1) при отношении фаз O:B = 1:1 до наступления равновесия. Концентрация плутония в уране, выделенном из экстракта, менее 5 Бк/г урана, что соответствует требованиям, предъявляемым к качеству товарной закиси-окиси.Example. A metal HEU in the form of a 200 g rod with a plutonium content of 460 Bq / g was electrochemically dissolved in a water-cooled cell, the casing of which served as the cathode, and HEU as the anode. The current strength was maintained at the level of Z0 A, the anodic current density as the HEU rod dissolved, increased from 0.25 to 1.5 A / cm ² . Nitric acid 3.9 mol / L was used as the initial electrolyte. 0.5 hours before the end of dissolution, when 90 wt. % HEU, 8 g / L hydrazine was added to the electrolyte. The dissolution process lasted 4 hours, the electrolyte temperature was maintained at 45 ^o C. At the end of dissolution, a solution of the composition
Uranium total - 182.4 g / l
Uranium total (IV) - 6.6 g / l
Hydrazine - 5.5 g / l
Nitric acid - 2.1 mol / L
The solution was contacted in a separatory funnel with 25% TBP (RED-1 diluent) at an O: B = 1: 1 phase ratio until equilibrium was reached. The concentration of plutonium in uranium extracted from the extract is less than 5 Bq / g of uranium, which meets the requirements for the quality of commercial oxide-oxide.

Изобретение позволяет исключить трудоемкие операции по переводу металла в стружку, окислению ее до оксидов, измельчению, просеиванию и фасовке и соответственно оборудование для этих операций. В процессе получения раствора урана сокращаются затраты на фильтрацию раствора, снижается количество нитрозных газов. Сокращаются количества отходов ВОУ и затраты на их переработку, повышается качество и стабильность экстракционного аффинажа, что позволяет осуществлять его в одну стадию с получением кондиционного урана по содержанию плутония. The invention eliminates the time-consuming operations of converting metal into shavings, oxidizing it to oxides, grinding, sifting and packing and, accordingly, equipment for these operations. In the process of obtaining a uranium solution, the cost of filtering the solution is reduced, the amount of nitrous gases is reduced. The amounts of HEU waste and the costs of their processing are reduced, the quality and stability of extraction refining are increased, which allows it to be carried out in one stage with the production of conditioned uranium by the plutonium content.

Источники информации
1. А. Макхиджани, Э. Макхиджани. Ядерные материалы сквозь тусклое стекло? IEEP PRESS, 1995.Sources of information
1. A. Makhidjani, E. Makhidjani. Nuclear materials through dull glass? IEEP PRESS, 1995.

2. Патент РФ N 2057377, G 21 C 19/42, 48, опубл. 27.03.96. 2. RF patent N 2057377, G 21 C 19/42, 48, publ. 03/27/96.

3. В.Н.Башлачев, В.А.Белов, А.А.Гущин и др. Отработка технологии очистки возвратного урана от микроколичеств плутония, вывода их схемы и сокращения объема водно-хвостовых растворов. Доклад на IV научно-технической конференции Сибирского химического комбината г. Северск, 28-31 мая 1996 г. (прототип). 3. V.N. Bashlachev, V. A. Belov, A. A. Gushchin and others. Development of a technology for purifying return uranium from trace amounts of plutonium, deriving their scheme and reducing the volume of water-tail solutions. Report at the IV scientific and technical conference of the Siberian Chemical Plant in Seversk, May 28-31, 1996 (prototype).

Claims

A method of processing highly enriched uranium, including obtaining a nitric acid solution of uranium containing plutonium in the trivalent state, its extraction refining and processing the reextract to uranium oxides, characterized in that the preparation of a nitric acid solution of uranium is carried out by electrochemical dissolution of highly enriched uranium in a solution of 2 to 5 mol / l nitric acid at a temperature of not more than 50 ^o C and the initial anodic current density of 0.2 - 1.5 a / cm ^2, and after dissolution. 85 - 90 wt% of the uranium in the electrochemical dissolution of lead etc. presence of hydrazine at a concentration in a solution of 4 - 8 g / l.