RU2293382C1 - Способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов - Google Patents
Способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2293382C1 RU2293382C1 RU2005127704A RU2005127704A RU2293382C1 RU 2293382 C1 RU2293382 C1 RU 2293382C1 RU 2005127704 A RU2005127704 A RU 2005127704A RU 2005127704 A RU2005127704 A RU 2005127704A RU 2293382 C1 RU2293382 C1 RU 2293382C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- plutonium
- sorbents
- alkali metal
- reaction products
- metal fluorides
- Prior art date
Links
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
Abstract
Изобретение относится к области переработки отработавшего топлива. Сущность изобретения: способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов, характеризующийся тем, что сорбенты обрабатывают водяным паром или смесью пара и воздуха при температуре 300-1000°С. При этом удаляют образующийся фтористый водород. После этого извлекают диоксид плутония из продуктов реакции. Преимущества изобретения заключаются в упрощении и удешевлении процесса. 2 з.п. ф-лы.
Description
Изобретение относится к радиохимической промышленности и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива для обеспечения возврата плутония в топливный цикл атомной энергетики.
При газофторидной переработке отработавшего ядерного топлива, содержащего уран, плутоний и продукты деления, путем его фторирования получают гексафториды урана, плутония и фториды сопутствующих продуктов деления (ПД). Разделение гексафторидов урана и плутония производят пропусканием смеси UF6-PuF6-фториды ПД через сорбенты NaF, LiF при температуре 300-400°С (Анастасиа Л.Д. и др. Патент США №3753920, заявлен 1971 г., выдан 21.08.1973 г. [1]; Зуев В.А., Ломов В.И., Гексафторид плутония, М., Атомиздат, 1972, [2], стр.86). При этом гексафторид урана и часть фторидов ПД (легколетучих) проходит через сорбенты, а PuF6 полностью и часть фторидов ПД (малолетучих) сорбируются на сорбенте, при этом PuF6 в основном переходит в PuF4 и образует с фторидом сорбента комплексные соединения (фторокомплексы) типа nMeF·PuF4 (MenPuF4+n), где Me - щелочной металл, а n=1-2 (главным образом), или Ме7Pu6F31, которые ведут себя как прочные химические соединения, например, они практически нерастворимы в воде и идентифицируются рентгенографически (Браун Д., Галогениды лантаноидов и актиноидов, М., Атомиздат, 1972, [3], стр.62-80; Плутоний. Справочник под ред. О.Вика, М., Атомэнергоиздат, 1971, [4], стр.52-53). Отношение количества сорбированного плутония к количеству сорбента достигает 0,8 для LiF; 1,4 для NaF; 2,2 для KF; 0,6 для CsF ([2], стр.82).
Для извлечения плутония из сорбентов используют различные способы их переработки.
Известен способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов (Зуев В.А., Ломов В.И., Гексафторид плутония, М., Атомиздат, 1972 [2], стр.83-86), при котором сорбенты подвергают фторированию фтором при повышенной температуре 400-600°С.
При фторировании фторокомплекса LinPuF4+n извлекается до 90-98% PuF6. При фторировании фторокомплекса Na7Pu6F31 извлекается около 30% плутония и образуется фторокомплекс NanPuF4+n, устойчивый во фторе до температуры 550°С, из которого плутоний фторированием не извлекается. Недостатком способа является неполное извлечение плутония для его полного извлечения необходимо проведение дополнительных операций, что усложняет и удорожает процесс переработки сорбентов.
Известно, что плутонийсодержащие сорбенты можно переработать в расплавах фторидов щелочных металлов с выделением диоксида плутония. Для этого плутонийсодержащий сорбент вносят в расплав фторидов, например, LiF-NaF при температуре 800°С, при этом фторокомплексы плутония разрушаются до PuF4, вводят в расплав оксид, например СаО, и за счет фтор-кислородного обмена осаждают PuO2 (В.Ф.Горбунов и др. Исследование взаимодействия фторидов плутония, урана и РЗЭ с окислами некоторых металлов в расплавах фтористых солей. Ж. «Радиохимия», XVIII, вып.1, 1976 [5], стр.109). Диоксид плутония выделяют из расплава, например, фильтрацией расплава и удалением остатков солей вакуумной отгонкой при высокой температуре.
Недостатками способа являются трудности организации процесса с расплавленными солями, поскольку требуется сложное оборудование, обеспечивающее герметичность при операции выделения осадка диоксида плутония, и дорогостоящие коррозионно-стойкие в расплавах фторидов конструкционные материалы, что делает процесс дорогим и сложным.
Целью изобретения является упрощение и удешевление процесса переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов при полном выделении диоксида плутония.
Поставленная цель достигается тем, что в способе переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов сорбенты обрабатывают водяным паром или смесью пара и воздуха при температуре 300-1000°С, при этом удаляют образующийся фтористый водород, после чего извлекают диоксид плутония из продуктов реакции.
Извлечение диоксида плутония из хорошо растворимых продуктов реакции проводят выщелачиванием водой.
Извлечение диоксида плутония из малорастворимых продуктов реакции проводят их отгонкой в вакууме при температуре, близкой к температуре кипения продуктов реакции (1000-1200°С).
Плутонийсодержащие сорбенты фторидов щелочных металлов обрабатывают в твердом состоянии водяным паром или смесью пара и воздуха при температуре 300-1000°С, т.е. проводят так называемую реакцию пирогидролиза. При взаимодействии с водяным паром фторокомплексы плутония разрушаются с образованием диоксида плутония, фторида и гидрооксида щелочного металла и газообразного фтористого водорода. Одновременно с паром реагируют частично фториды щелочных металлов (сорбенты) с образованием от нескольких до 50 и более процентов гидрооксидов и выделением фтористого водорода (Раков Э.Г., Тесленко В.В. Пирогидролиз неорганических фторидов, М., Энергоатомиздат, 1987, [6] стр.41-43, 55), который удаляют избыточным паром или смесью пара и воздуха. При температурах менее 300°С проводить процесс нерационально, поскольку скорость процесса мала, значительно увеличивается время его проведения. При температурах выше 1000°С фториды сорбентов и образовавшиеся гидрооксиды спекаются или оплавляются, что замедляет или прекращает процесс пирогидролиза.
Далее из образовавшихся продуктов реакции, представляющих собой смесь диоксида плутония, фторида и гдрооксида соответствующего щелочного металла, извлекают диоксид плутония.
При использовании хорошо растворимых сорбентов (KF, RbF, CsF, растворимость которых и соответствующих гидрооксидов составляет десятки граммов в ста граммах воды) смесь PuO2-MeF-МеОН выщелачивают водой и отделяют нерастворимый диоксид плутония от раствора солей известными способами, например фильтрованием.
Для выделения PuO2 из малорастворимых сорбентов (LiF, NaF, растворимость 0,5 и 5 граммов на сто граммов воды) процесс пирогидролиза проводят до образования значительной доли (50%) гидрооксидов LiOH, NaOH, обладающих растворимостью 17,5 и 110 г в 100 г воды, что также позволяет выделить PuO2 из продуктов реакции выщелачиванием водой.
При использовании малорастворимых сорбентов, а также и хорошо растворимых сорбентов в случае невозможности применения воды для выщелачивания, образовавшуюся смесь PuO2-MeF-МеОН подвергают вакуумной отгонке солей при температурах, близких к температурам кипения соответствующих фторидов и их гидрооксидов и таким образом отделяют диоксид плутония от солей.
Процесс получения диоксида плутония пирогидролизом индивидуального тетрафторида плутония известен (Iwasaki M., Ishikawa W. // J.Nucl. Sci. and Technol. 1983. Vol.20. P.400-404 [7]), так же, как и пирогидролиз фторидов щелочных металлов [6], однако использование процесса пирогидролиза сорбентов фторидов щелочных металлов, содержащих фторокомплексы четырехвалентного плутония, являющиеся прочными химическими соединениями, для получения диоксида плутония и его последующего выделения не является очевидным, что позволяет считать предложенный способ переработки плутонийсодержащих фторидных сорбентов новым и отвечающим критериям изобретения.
Упрощение и удешевление процесса извлечения плутония из сорбентов достигается устранением операции растворения сорбентов в расплавах фтористых солей и заменой твердых кислородсодержащих веществ на водяной пар.
Пример конкретного выполнения.
Переработке подвергали сорбент NaF в виде пористых гранул, содержавший плутоний в результате пропускания через него смеси UF6-PuF6-F2, полученной во время фторирования облученного оксидного уран-плутониевого топлива реактора БОР-60. Сорбент загружали в лодочку, устанавливали ее в ту часть никелевой трубы горизонтального аппарата-реактора, которая размещалась в печи и обрабатывали его паровоздушной смесью при температуре 600°С и линейной скорости газового потока 10 см/с. Выходящие из аппарата газы пропускали через Са(ОН)2 для нейтрализации фтористого водорода (HF). Затем температуру аппарата повышали до 1100°С, и при вакуумировании аппарата проводили отгонку солей, которые конденсировались в необогреваемой части трубы аппарата. В результате проведенных операций в лодочке оставался диоксид плутония.
Таким образом, заявляемый способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов позволяет обеспечить полное извлечение плутония, используя при этом простое оборудование и недорогие конструкционные (никель и его сплавы) и расходные материалы (пар, воздух, воду).
Claims (3)
1. Способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов, характеризующийся тем, что сорбенты обрабатывают водяным паром или смесью пара и воздуха при температуре 300-1000°С, при этом удаляют образующийся фтористый водород, после чего извлекают диоксид плутония из продуктов реакции.
2. Способ по п.1, характеризующийся тем, что извлечение диоксида плутония из хорошо растворимых продуктов реакции проводят выщелачиванием водой.
3. Способ по п.1, характеризующийся тем, что извлечение диоксида плутония из малорастворимых продуктов реакции проводят отгонкой в вакууме при температуре, близкой к температуре кипения продуктов реакции.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005127704A RU2293382C1 (ru) | 2005-09-05 | 2005-09-05 | Способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2005127704A RU2293382C1 (ru) | 2005-09-05 | 2005-09-05 | Способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2293382C1 true RU2293382C1 (ru) | 2007-02-10 |
Family
ID=37862665
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2005127704A RU2293382C1 (ru) | 2005-09-05 | 2005-09-05 | Способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2293382C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2637256C1 (ru) * | 2016-06-08 | 2017-12-01 | Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | КОМПОЗИЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ОСАЖДЕНИЯ ОКСИДОВ ДЕЛЯЩИХСЯ И ОСКОЛОЧНЫХ НУКЛИДОВ ИЗ РАСПЛАВА ЭВТЕКТИЧЕСКОЙ СМЕСИ LiF-NaF-KF |
-
2005
- 2005-09-05 RU RU2005127704A patent/RU2293382C1/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
ГОРБУНОВ В.Ф. и др. Исследование взаимодействия фторидов плутония, урана и РЗЭ с окислами некоторых металлов в расплавах фтористых солей. Ж. «Радиохимия». XVIII, вып.1, 1976, с.109. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2637256C1 (ru) * | 2016-06-08 | 2017-12-01 | Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | КОМПОЗИЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ОСАЖДЕНИЯ ОКСИДОВ ДЕЛЯЩИХСЯ И ОСКОЛОЧНЫХ НУКЛИДОВ ИЗ РАСПЛАВА ЭВТЕКТИЧЕСКОЙ СМЕСИ LiF-NaF-KF |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2403634C1 (ru) | Способ регенерации отработанного топлива | |
Nash et al. | Actinide separation science and technology | |
JP6272228B2 (ja) | 少なくとも1つの溶融塩を含む媒体からアクチノイド及び/又はランタノイドのオキシハロゲン化物及び/又は酸化物を調製する方法 | |
Lewin et al. | International developments in electrorefining technologies for pyrochemical processing of spent nuclear fuels | |
WO2015059777A1 (ja) | アクチニドの分離方法および使用済燃料処理装置 | |
EP2701158B1 (en) | Method for reprocessing irradiated nuclear fuel | |
US20120156115A1 (en) | Systems and Methods for Treating Material | |
RU2293382C1 (ru) | Способ переработки плутонийсодержащих сорбентов фторидов щелочных металлов | |
US3808320A (en) | Method for reprocessing radioactive materials | |
Schmets | Reprocessing of spent nuclear fuels by fluoride volatility processes | |
Serrano-Purroy et al. | Towards a DIAMEX process using high active concentrate. Production of genuine solutions | |
WO2022077250A1 (zh) | 基于等离子体的乏燃料干法后处理方法 | |
JP4679070B2 (ja) | 使用済み酸化物燃料の再処理方法 | |
US3275422A (en) | Continuous-gas-phase volatility process | |
GB2536857A (en) | Simple fuel cycle for molten salt reactors | |
US3357802A (en) | Single cycle irradiated fuel reprocessing | |
Blanco | Processing of Power Reactor Fuels | |
US3423190A (en) | Plutonium tetrafluoride preparation and separation by sorption on sodium fluoride | |
RU2569998C2 (ru) | Способ обработки металлических радиоактивных отходов, образованных при переработке ядерного топлива водо-водяных реакторов и реакторов рбмк | |
Toth et al. | Aqueous and pyrochemical reprocessing of actinide fuels | |
JP2009294145A (ja) | 使用済原子燃料からのウランのリサイクル方法 | |
Gotovchikov et al. | Recovery of uranium and plutonium from spent fuel elements of nuclear reactors | |
Bronson et al. | Pyrochemical Treatment of Metals and Oxides | |
Cadieux et al. | Voloxidation and dissolution of irradiated plutonium recycle fuels | |
Brahmananda Rao et al. | Nuclear Fuel Reprocessing |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
HK4A | Changes in a published invention | ||
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20120906 |