RU2152651C1 - Способ дезактивации и очистки реакторного циркония - Google Patents

Способ дезактивации и очистки реакторного циркония Download PDF

Info

Publication number
RU2152651C1
RU2152651C1 SU3023237A RU2152651C1 RU 2152651 C1 RU2152651 C1 RU 2152651C1 SU 3023237 A SU3023237 A SU 3023237A RU 2152651 C1 RU2152651 C1 RU 2152651C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
zirconium
hno
extraction
solution
niobium
Prior art date
Application number
Other languages
English (en)
Inventor
А.И. Егоров
Б.Я. Галкин
Р.И. Любцев
В.Я. Мишин
В.К. Исупов
Г.Н. Попова
Original Assignee
Петербургский институт ядерной физики им.Б.П.Константинова РАН
Государственное унитарное предприятие 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 Петербургский институт ядерной физики им.Б.П.Константинова РАН, Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" filed Critical Петербургский институт ядерной физики им.Б.П.Константинова РАН
Priority to SU3023237 priority Critical patent/RU2152651C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2152651C1 publication Critical patent/RU2152651C1/ru

Links

Landscapes

  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

Способ включает операции растворения сплава, экстракции циркония в органический растворитель, реэкстракции очищенного циркония и осаждения его из водной фазы. Операцию растворения циркониевого сплава производят при температуре 100-130°С в составе, содержащем HNO3 300-800 кг/м3, К2Zr(Hf)F6 5-32 кг/м3, вода - остальное. Технический результат заключается в упрощении процесса очистки и дезактивации.

Description

Способ предназначен для извлечения циркония из оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) и из других облученных радиоактивных циркониевых деталей ядерных реакторов и для его очистки перед повторным использованием.
Реакторный цирконий не содержит гафния (< 0,01% Hf), имеющего большое сечение поглощения нейтронов, но содержит примесь ниобия (1,0 - 2,5% Nb) для предотвращения неравномерной деформации циркониевых изделий в гамма-нейтронном поле.
После облучения в реакторе легированный цирконий становится радиоактивным как за счет активации примесей, так и за счет диффузии продуктов деления из ядерного топлива. Наиболее трудноудаляемой примесью является 94Nb (1,8 • 104 лет).
На регенерацию поступают отрезки оболочек твэлов с насыпным весом 1,2 - 2 т/м3. Загрязненность исходных оболочек по урану и плутонию 35 - 400 г/т и 0,1 г/т соответственно; суммарная бета-активность составляет 800 Ku/т, суммарная альфа-активность - до 1Ku/т. В ходе регенерации загрязненность циркония радионуклидами должна быть понижена до уровня, допускающего безопасное обращение с материалом без специальных мер предосторожности.
Известен способ извлечения циркония из руд, например, из циркона Zr(Hf)SiO4, включающий высокотемпературное спекание Zr(Hf)SiO4 с K2SiF6 при 650 - 700oC, выщелачивание спека водой с получением K2Zr(Hf)F6, многократную перекристаллизацию K2ZrF6 для удаления гафния, электролиз высокотемпературного расплава KF-KCl-K2ZrF6 с получением губки металлического циркония (Химия редких и рассеянных элементов, т.2, "Высшая школа", М., 1969, 425-475).
Известен способ извлечения циркония из руд, включающий операции спекания Zr(Hf)O2 или Zr(Hf)SiO4 с CaCO3 при 1100oC, выщелачивание спека HNO3, селективную экстракцию циркония в смесь трибутилфосфата с органическим растворителем, реэкстракцию циркония в водную фазу, осаждение циркония аммиаком, прокаливание осадка до двуокиси, хлорирование смеси ZrO2 углем, восстановление ZrCl4 металлическим магнием, сплавление губки Zr в компактный металл (Химия редких и рассеянных элементов, т.2, "Высшая школа", М., 1969).
Известны высокотемпературные способы очистки реакторного циркония - дистилляция металла, экстракция примесей в жидкий металл, зонная плавка, окислительное шлакование, сублимация ZrF4 или ZrCl4 и др. (Л.В. Арсенков. "Регенерация циркония из облученных твэлов ВВЭР и РБМК". - НИИ неорганических материалов, N ЭН-15596, М., 1974). Однако все перечисленные методы обладают существенным недостатком - они включают высотемпературные периодические операции, трудноосуществимые при дистанционном исполнении, и не обеспечивают глубокой очистки циркония от примесей ниобия.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому эффекту к заявляемому способу является способ дезактивации и очистки реакторного циркония, легированного ниобием, включающий следующие операции: растворение сплава Zr-Nb в HF, экстракцию циркония 20% раствором триалкиламина (алкил с C7-C9) в диэтилбензоле или в другом органическом растворителе и последующую раздельную реэкстракцию Zr и Nb(Ta, Sb) в раствор NH4Cl (Л.В. Арсенков. "Регенерация циркония из облученных твэлов ВВЭР и РБМК". - НИИ неорганических материалов, ЭН-15596, М., 1974).
Однако способ-прототип обладает рядом существенных недостатков:
- во-первых, при растворении сплава в HF выделяется стехиометрическое (по отношению к растворяемому цирконию) количество водорода, что делает процесс потенциально взрывоопасным;
- во-вторых, выделяющийся при растворении оболочек твэлов тритий разбавляется большими объемами водорода и газа-разбавителя, вследствие чего существенно усложняется процесс улавливания и локализации трития. (Количество трития в оболочках достигает ~ 17 - 40% от его общего содержания в облученном топливе);
- в-третьих, очистка циркония от ниобия в прототипе происходит на стадии раздельной реэкстракции в раствор NH4Cl, что увеличивает объемы используемых технологических растворов и усложняет процесс в целом.
Кроме того, для проведения процесса по способу-прототипу необходима аппаратура из специальных материалов, устойчивых к плавиковой кислоте.
Целью данного изобретения является упрощение процесса очистки и дезактивации реакторного циркония.
Поставленная цель достигается тем, что в известном способе дезактивации и очистки реакторного циркония, легированного ниобием, включающем операции растворения сплава, экстракцию циркония в органический растворитель, реэкстракцию циркония в разбавленный раствор кислоты и осаждения циркония, операцию растворения металла производят при 100 - 130oC в растворе, содержащем
HNO3 - 300 - 800 кг/м3
K2Zr(Hf)F6 - 5 - 32 кг/м3
вода - До 1 м3
Изобретение основывается на неизвестном ранее и неочевидном явлении - при растворении сплава Zr-Nb в водном растворе, содержащем HNO3 и K2Zr(Hf)F6, цирконий переходит в раствор, а ниобий вместе с 94Nb выпадает в шлам, образуя легкофильтрующийся осадок.
Таким образом, отделение циркония от ниобия происходит на первой стадии процесса, что сразу же облегчает проведение дальнейших операций. Операция реэкстракции приобретает другое назначение - переведение предварительно уже очищенного циркония в водную фазу, т.е. значительно облегчена.
При использовании предложенного состава практически не происходит выделения водорода (протия), и выделяющийся из оболочек молекулярный тритий не разбавляется стабильным водородом, как это происходит в способе-прототипе, а поэтому значительно упрощается проблема отделения и локализации трития, а также не возникает проблемы обеспечения взрывобезопасности процесса.
Вследствие того, что в растворе нет свободных ионов фтора, отпадает необходимость в применении аппаратуры из специальных материалов, устойчивых к воздействию HF. Процесс проводится в аппаратах из нержавеющей стали.
Процесс дезактивации и очистки реакторного циркония, легированного ниобием, включает следующие операции:
1. Растворение металла. Предварительно отмытые в азотной кислоте и выдержанные в течение 5 лет куски оболочек твэлов растворяют при 100 - 130oC в составе, содержащем на 1 м3 раствора 300 - 800 кг HNO3 и 5 - 32 кг K2Zr(Hf)F6, остальное - вода. Оптимальным является состав, содержащий 6,5 - 7,5 М HNO3 (400 - 450 кг/м3) и 18 - 20 кг/м3 K2Zr(Hf)F6. Растворение производят в течение 30 - 50 часов, при этом цирконий переходит в раствор в виде нитрат-фторидной соли, а металлический ниобий выпадает в шлам. Так как 94Nb составляет наиболее трудноудалимую примесь, то вся дальнейшая процедура очистки циркония заметно упрощается.
Выбор интервала ингредиентов состава определяют следующие обстоятельства: при концентрации HNO3 выше 800 кг/м3 ухудшается очистка от ниобия. При концентрации K2Zr(Hf)F6 ниже 5 кг/м3 падает скорость растворения циркония, при концентрации фторцирконата калия выше 32 кг/м3 выпадают студенистые осадки, при концентрации HNO3 ниже 300 кг/м3 резко падает скорость растворения металла. Интервал температур 100 - 130oC обеспечивает достаточную скорость растворения сплава Zr-Nb без применения автоклавов высокого давления.
При растворении циркония в составе, содержащем HNO3 и K2Zr(Hf)F6, преобладающая часть трития, находившегося в реакторном цирконии, выделяется в виде HT-T2. Таким образом тритий удаляется из водного раствора и может быть локализован в малом объеме.
2. Фильтрация. Полученный азотнокислый раствор, содержащий 25 - 32 кг/м3 Zr с примесью гафния, фильтруется одним из известных способов. Вместе со шламом отделяется весь ниобий.
3. Селективное извлечение циркония в органическую фазу. При использовании в качестве экстрагента 30% раствора трибутилфосфата (ТБФ) в гексахлорбутадиене (ГХБД) коэффициент распределения циркония равен 4 при n = 1 и кислотности раствора 8 М HNO3. За 5 ступеней экстракции достигается 99,9% извлечение циркония из водной фазы. При использовании 50% раствора ТБФ в CCl4 коэффициент распределения циркония равен 3 при n = 1 и кислотности 6,5 - 7,5 М HNO3.
Экстракция циркония в органическую фазу сопровождается отделением от гафния и радиоактивных примесей (60Co, 134Cs, 137Cs, 154Eu и т.д.).
4. Промывка органической фазы. Промывка производится равным объемом ~ 7 М HNO3 (450 кг/м3). За одну ступень отмывки достигаются следующие коэффициенты очистки: 106Ru - 106Rh - 300, 134Cs - 137Cs - 500, 144Ce - 350, 60Co - 500, 154Eu - 300. Одновременно из органической фазы вымывается остаток гафния. Полученная при отмывке водная фаза используется для растворения новой загрузки сплава Zr - Nb.
5. Реэкстракция циркония из органической фазы. Реэкстракцию производят слабым раствором HNO3 (30 кг/м3) при n = 1. Эта операция значительно упрощена по сравнению с прототипом, т.к. в растворе уже нет ниобия, который отделен на первой стадии. Для осуществления операций 3 - 5 могут быть использованы типовые аппараты (смесители-отстойники или экстракционные колонны) с 5 - 7 теоретическими ступенями разделения. Азотнокислые растворы, содержащие фтор, в связанном с цирконием виде, практически не действуют на нержавеющую сталь.
6. Осаждение гидроокиси циркония. Гидроокись Zr(OH)4 осаждается из реэкстракта и прокаливается до ZrO2. Очищенная от ниобия, радионуклидов и гафния двуокись циркония перерабатывается одним из известных способов.
Пример 1. Куски оболочек реальных отработавших твэлов реактора ВВЭР-440 из сплава Zr-Nb (2,5%) растворяют при 110 - 120oC в составе, содержащем 450 кг/м3 HNO3 и 18 - 20 кг/м3 K2Zr(Hf)F6( ~ 2% Hf). Растворение длится 40 часов, после чего раствор фильтруют через стеклоткань для удаления шлама, состоящего в основном из ниобия. Из полученного раствора, содержащего 30 кг/м3 Zr и 410 кг/м3 HNO3, цирконий трижды экстрагируют равными объемами 50% раствора ТБФ в CCl4. Вместе с цирконием в водную фазу переходит 6 - 7% первоначальной активности. Органическую фазу дважды промывают равными объемами раствора HNO3 (450 кг/м3), после чего в органической фазе остается менее 0,8% первоначальной активности. Цирконий реэкстрагируют в водную фазу равным объемом разбавленной HNO3 (30 кг/м3); вместе с цирконием в водную фазу переходит только 0,2% первоначальной активности. Гидроокись циркония осаждают аммиаком, осадок отфильтровывают, промывают водой и прокаливают до ZrO2 при 800oC.
Выход регенерированного циркония не менее 80%, коэффициент очистки от бета- и гамма-активности ~ 7 • 103.
Пример 2. Оболочки отработавших твэлов из сплава Zr - Nb (1%) растворяют при 130oC в составе, содержащем 525 кг/м3 HNO3 и 20 кг/м3 K2Z(Hf)F6. Растворение производят в течение 36 часов. Полученный раствор разбавляют водой до кислотности 410 кг/м3 HNO2 и фильтруют для удаления шлама ниобия. Дальнейшая обработка аналогична примеру 1. Коэффициент очистки ~ 2 • 103, выход регенерированного циркония ~ 80%.
Пример 3. Куски циркониевой оболочки твэла из сплава Zr - Nb (2,5%) растворяют в составе, содержащем 380 кг/м3 HNO3 и 15 кг/м3 K2Zr(Hf)F6. Растворение производится в течение 80 часов при 100oC. Раствор фильтруют через фильтр из пористого стекла, подкисляют HNO3 до 410 кг/м3 и обрабатывают аналогично примеру 1. Выход регенерированного циркония ≥ 80%, коэффициент очистки от бета- и гамма-активности ~ 10+4.
Заявляемый процесс дезактивации и очистки реакторного циркония, легированного ниобием, обладает рядом технологических преимуществ, значительно упрощающих процесс очистки:
- при растворении циркония в предлагаемом составе наиболее трудноудалимая примесь 94Nb сразу переходит в шлам и удаляется фильтрованием;
- тритий, присутствующий в реакторном цирконии, выделяется в виде молекулярного водорода и может быть легко локализован и связан, например, в гидриды или НТО для хранения;
- все используемые растворы содержат фтор только в связанном с цирконием виде; такие растворы не действуют на нержавеющую сталь - основной конструкционный материал технологических аппаратов;
- в ходе очистки от радиоактивных загрязнений цирконий одновременно освобождается от примеси гафния - это обстоятельство позволяет использовать для растворения циркония природную смесь K2ZrF6 - K2HfF6, что значительно удешевляет процесс.
Предлагаемый способ прошел полную лабораторную проверку на реальных оболочках отработавших твэлов ВВЭР в "горячей" лаборатории предприятия п/я Р-6710.

Claims (1)

  1. Способ дезактивации и очистки реакторного циркония, легированного ниобием, включающий операции растворения циркониевого сплава, экстракции циркония в органический растворитель, реэкстракции очищенного циркония и осаждения его из водной фазы, отличающийся тем, что, с целью упрощения процесса, операцию растворения циркониевого сплава производят при температуре 100 - 130oC в составе, содержащем
    HNO3 - 300 - 800 кг/м3
    K2Zr(Hf)F6 - 5 - 32 кг/м3
    Вода - Остальное
SU3023237 1981-07-20 1981-07-20 Способ дезактивации и очистки реакторного циркония RU2152651C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU3023237 RU2152651C1 (ru) 1981-07-20 1981-07-20 Способ дезактивации и очистки реакторного циркония

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU3023237 RU2152651C1 (ru) 1981-07-20 1981-07-20 Способ дезактивации и очистки реакторного циркония

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2152651C1 true RU2152651C1 (ru) 2000-07-10

Family

ID=20928253

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU3023237 RU2152651C1 (ru) 1981-07-20 1981-07-20 Способ дезактивации и очистки реакторного циркония

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2152651C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2569998C2 (ru) * 2013-07-26 2015-12-10 Оксана Алексеевна Аржаткина Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
АРСЕНКОВ Л.В. Регенерация циркония из облученных ТВЭЛов ВВЭР и РБМК. НИИ органических материалов. Инв. N ЭН-15596. 1974, с. 24. ЗИМОН А.Д. Дезактивация. - М.: Атомиздат, 1975, с. 115. Химия редких и рассеянных элементов. Т. 2. - М.: Высшая школа, 1969, с. 37. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2569998C2 (ru) * 2013-07-26 2015-12-10 Оксана Алексеевна Аржаткина Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA1337740C (en) Process to separate transuranic elements from nuclear waste
US4059671A (en) Method for increasing the lifetime of an extraction medium used for reprocessing spent nuclear fuel and/or breeder materials
US3808320A (en) Method for reprocessing radioactive materials
JPH03123896A (ja) アクチニド回収
US3359078A (en) Irradaiated nuclear fuel recovery
CN85105352B (zh) 从放射性废液中分离锕系元素的方法
KR20150027259A (ko) 특정 용융염을 함유하는 매질의 사용을 포함하는, 적어도 하나의 제2 화학원소 e2로부터 적어도 하나의 제1 화학원소 e1을 분리하는 방법
US3981960A (en) Reprocessing method of caramic nuclear fuels in low-melting nitrate molten salts
JPS60205398A (ja) 使用ずみ核燃料物質の再処理工程において回収されるウランまたはプルトニウムのバッチ式純精製法
RU2152651C1 (ru) Способ дезактивации и очистки реакторного циркония
US3276850A (en) Method of selectively reducing plutonium values
GB2118759A (en) Process for the recovery of plutonium from aqueous nitric solutions
JP2551683B2 (ja) ウラン・プルトニウム混合溶液からのウランおよびプルトニウムの分離方法
CA2031750A1 (en) Method for separating by using crown compounds plutonium from uranium and from fission products in the initial stages for the reprocessing of irradiated nuclear fuels
US3030176A (en) Uranium separation process
US3836625A (en) Reprocessing of spent nuclear fuel
US6461576B1 (en) Pyroprocess for processing spent nuclear fuel
JP2858640B2 (ja) マイルドな条件による使用済核燃料再処理方法
JP2720602B2 (ja) 使用済核燃料の再処理方法
JPH0319169B2 (ru)
RU2755814C1 (ru) Композиция для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму
RU2200993C2 (ru) Способ переработки облученных ториевых материалов
Navratil Plutonium and americium processing chemistry and technology
Orth Savannah river plant thorium processing experience
US2982599A (en) Production of plutonium fluoride from bismuth phosphate precipitate containing plutonium values