RU2295167C1 - Способ переработки облученного ядерного топлива - Google Patents
Способ переработки облученного ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2295167C1 RU2295167C1 RU2005124379A RU2005124379A RU2295167C1 RU 2295167 C1 RU2295167 C1 RU 2295167C1 RU 2005124379 A RU2005124379 A RU 2005124379A RU 2005124379 A RU2005124379 A RU 2005124379A RU 2295167 C1 RU2295167 C1 RU 2295167C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- precipitation
- nuclear fuel
- ruthenium
- extraction
- 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
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения: способ переработки облученного ядерного топлива включает экстракционный передел с использованием 30%-ного трибутилфосфата в углеводородном разбавителе и осаждение из реэкстрактов урана полиуранатов аммония. Осаждение полиуранатов аммония проводят в присутствии 1÷10 г/л диамида тиоугольной кислоты. Преимущества изобретения заключаются в повышении очистки. 1 з.п. ф-лы, 2 табл.
Description
Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива путем экстракционного передела с последующим осаждением полиуранатов аммония из реэкстрактов урана.
Основная очистка урана от плутония и радионуклидов достигается в экстракционной схеме переработки облученного ядерного топлива, включающей несколько экстракционных циклов.
Первый экстракционный цикл предусматривает совместную экстракцию урана и плутония из азотнокислых растворов трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе, промывку экстракта урана азотнокислыми растворами, восстановительную реэкстракцию плутония, реэкстракцию урана, упаривание реэкстрактов урана, регенерацию экстрагента. На первом экстракционном цикле происходит основная очистка урана от плутония и радионуклидов.
Второй экстракционный цикл включает экстракцию урана из упаренных реэкстрактов урана первого экстракционного цикла, промывку растворов урана азотнокислыми растворами, реэкстракцию урана, упаривание реэкстрактов урана. На втором экстракционном цикле происходит дальнейшая очистка урана от радионуклидов.
При необходимости, в зависимости от выдержки облученного ядерного топлива, осуществляется третий экстракционный цикл, аналогичный по операциям и режимам их проведения второму.
Конечной стадией переработки является перевод урана в форму, удобную для дальнейшего технологического передела, например перевод в оксиды. Оксиды урана получают, например, из полиуранатов аммония, осажденных из раствора уранилнитрата. (Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. В.И.Землянухин, Е.И.Ильенко, А.Н.Кондратьев и др. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1989. с.104-107.)
Как правило, осаждение полиуранатов аммония из реэкстрактов урана осуществляется путем обработки реэкстрактов урана растворами аммиака при температуре 60-80°С с последующим отделением осадков от маточного раствора фильтрацией.
В способе (Майоров А.А., Браверман И.Б. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. М.: Энергоатомиздат, 1985. - с.73-74) для осаждения полиуранатов аммония упаренный реэкстракт урана, содержащий 400 г/л по урану, разбавляют до 200 г/л по урану и добавляют водный раствор аммиака до рН 8. Процесс осаждения полиуранатов аммония осуществляют при температуре 80°С. Осадок отделяют от маточного раствора, сушат при 120°С и прокаливают до оксида урана.
В отличие от экстракционного передела на операциях осаждения полиуранатов аммония и прокаливания их до оксидов урана очистки урана от радионуклидов, в том числе и от рутения, не происходит.
Рутений является одним из продуктов деления, присутствующих в облученном топливе, которые наиболее трудно отделимы от урана. (М.Бенедикт, Т.Пигфорд. Химическая технология ядерных материалов. - М.: Атомиздат, 1960 г., с.330).
Основными факторами, влияющими на очистку урана от рутения на экстракционном переделе, являются: насыщение экстрагента ураном, содержание азотной кислоты в исходных и промывных растворах, температура проведения отдельных операций (Химия экстракции металлов органическими растворителями. Доклады Международной конференции. Харуэлл, Великобритания, 27-30 сентября 1965 года, М., Атомиздат, 1969. Пер. с англ. А.А.Пушкова, с.8-20; Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. В.И.Землянухин, Е.И.Ильенко, А.Н.Кондратьев и др. - 2-е изд. перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1989. - с.90-92).
При насыщении экстрагента ураном на питающей ступени от 60% до 95% коэффициент очистки урана от рутения увеличивается примерно в 2 раза на каждые 10% насыщения (Химия экстракции металлов органическими растворителями. Доклады Международной конференции. Харуэлл, Великобритания, 27-30 сентября 1965 года. Пер. с англ. А.А.Пушкова. - М.: Атомиздат, 1969, с.9).
На заводе в Вест-Вэлли в экстракционной схеме переработки растворов облученного урана для повышения коэффициента очистки урана от рутения предусмотрена промывка экстракта урана 4-5 моль/л раствором азотной кислоты. (Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. В.И.Землянухин, Е.И.Ильенко, А.Н.Кондратьев и др. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1989. с.92.)
В способе регенерации делящихся веществ уран и плутоний экстрагируют в органический раствор из сильнокислого азотнокислого раствора и проводят промывку экстракта 1-5 моль/л раствором азотной кислоты; при этом основную часть продуктов деления удаляют из цикла с водным раствором отходов; для более полного удаления рутения осуществляют вторую промывку экстракта оборотным (0.2-1) моль/л раствором уранилнитрата, содержащим 4 моль/л азотной кислоты, при повышенной температуре (Заявка ФРГ №3346405. опубл. 04.07.85, МПК G 21 C 19/46).
Одним из способов увеличения коэффициента очистки урана от рутения является повышение температуры на операциях экстракции урана и промывки экстракта. При промывке экстракта урана в десятиступенчатой промывной секции пилотной установки 3 моль/л раствором азотной кислоты и отношении потока органического раствора к потоку водного, равном 11:1, коэффициент очистки урана от рутения при температуре 65°С увеличился в 3 раза по сравнению с его величиной в аналогичной системе при 25°С. (Химия экстракции металлов органическими растворителями. Доклады Международной конференции. Харуэлл, Великобритания, 27-30 сентября 1965 года. Пер. с англ. А.А.Пушкова. - М.: Атомиздат, 1969, с.9.)
Вышеприведенные способы не обеспечивают достаточной очистки урана от рутения.
О том, что экстракционная схема переработки облученного ядерного топлива не позволяет решить проблему глубокой очистки урана от рутения, говорится и в источнике информации: Diana Jean-Jacques. Поведение рутения в процессе переработки облученного горючего. "Rapp.CEA", 1977, N 4813, 46 р., ill.
Очистку урана от рутения при переработке облученного ядерного топлива осуществляли также путем проведения дополнительных операций.
В работе (Kapur H.N., Divakar D.S. // Nucl. and Radiochem. Symp., Visakhapatnam, Dec.21-24, 1992. - p.245-248. Elektro-oxidative process for removal Ru from acidic effluents generated in radiochemical plant) описан электрохимический процесс выделения газообразного рутения из кислых растворов Пурекс-процесса в результате его окисления церием в присутствии платиновых электродов. Недостатками данного способа являются: введение в растворы урана макроколичеств церия, необходимость применения операции электрохимического восстановления церия (IV) до церия (III).
Задачей изобретения является повышение очистки урана от рутения в способе переработки облученного ядерного топлива.
Способ переработки облученного ядерного топлива, включающий экстракционный передел с последующим осаждением полиуранатов аммония из реэкстрактов урана (Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. В.И.Землянухин, Е.И.Ильенко, А.Н.Кондратьев и др. - 2-е изд., перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1989. с.104-107) выбран в качестве прототипа.
Задачу изобретения решают тем, что в способе переработки облученного ядерного топлива, включающем экстракционный передел с использованием 30%-ного трибутилфосфата в углеводородном разбавителе и осаждение из реэкстрактов урана полиуранатов аммония, осаждение полиуранатов аммония проводят в присутствии 1÷10 г/л диамида тиоугольной кислоты.
Пример 1
В растворы, представляющие собой реэкстракты второго экстракционного цикла, содержащие 300 г/л урана, 2,05·105 Бк/л (683 Бк/г U) рутения, 10÷15 г/л азотной кислоты вводили диамид тиоугольной кислоты из расчета его содержания в растворах от 1,0 до 10,0 г/л, после чего растворы нагревали до температуры 60°С и проводили непрерывное осаждение полиуранатов аммония 24 мас.% раствором аммиака при рН 8.5.
Осадки отделяли от маточного раствора фильтрацией через бумажный фильтр, после чего анализировали состав водной фазы и осадков на содержание рутения.
Аналогичный эксперимент проводили с раствором урана, не содержащим диамид тиоугольной кислоты.
Результаты опытов представлены в таблице 1.
Проведенные эксперименты показали, что введение в растворы, направляемые на осаждение полиуранатов аммония, диамида тиоугольной кислоты в количестве 1,0÷10,0 г/л (строки 2-5 таблицы 1) позволяет увеличить очистку урана от рутения в 2÷5 раз по сравнению с опытом, в котором диамид тиоугольной кислоты не вводили (строка 1 таблицы 1) при неизменном содержании урана в маточном растворе.
Дальнейшее увеличение содержания диамида тиоугольной кислоты в растворах урана, направляемых на операцию осаждения, нецелесообразно.
| Таблица 1 | ||||||||
| Влияние содержания диамида тиоугольной кислоты в растворах, поступающих на осаждение полиуранатов аммония, на очистку урана от рутения. | ||||||||
| Раствор, поступающий на операцию осаждения. | Маточный раствор | Полиуранат аммония | К очистки U от Ru | |||||
| U, г/л | (NH)2CS, г/л | Ru, Бк/л | Ru, Бк/г U | РН | U, г/л | Ru, Бк/л | Ru Бк/r U | |
| 300 | 0,0 | 2,05·105 | 683 | 8,5 | ≤0,001 | 1,92·104 | 619 | 1,1 |
| 300 | 1,0 | 2,05·105 | 683 | 8,5 | ≤0,001 | 3,76·104 | 341 | 2,0 |
| 300 | 2,5 | 2,05·105 | 683 | 8,5 | ≤0,001 | 7,52·104 | 170 | 4,0 |
| 300 | 5,0 | 2,05·105 | 683 | 8,5 | ≤0,001 | 7,97·104 | 145 | 4,7 |
| 300 | 10,0 | 2,05·105 | 683 | 8,5 | ≤0,001 | 9,47·104 | 136 | 5,0 |
Пример 2.
Для определения оптимальных температурных параметров процесса осаждения полиуранатов аммония в присутствие диамида тиоугольной кислоты, была проведена серия экспериментов.
Осаждение полиуранатов аммония осуществляли в интервале температур 20÷70°С по методике, приведенной в примере 1. Оптимальную температуру осаждения оценивали по изменению коэффициентов очистки урана от рутения, седиментационных и фильтрационных характеристик полученных осадков.
Результаты экспериментов представлены в таблице 2
Проведенные эксперименты показали, что в интервале температур 60÷70°С достигаются максимальные коэффициенты очистки урана от рутения, значительно снижается седиментационный объем и увеличивается скорость фильтрации. Однако увеличение температуры процесса осаждения полиуранатов аммония выше 70°С нецелесообразно, по причине потерь аммиака за счет резкого увеличения его летучести.
| Таблица 2 | ||||||
| Влияние температуры осаждения полиуранатов на очистку урана от рутения и седиментационные и фильтрационные свойства образующихся осадков. | ||||||
| Содержание (NH2)2CS в растворе, поступающем на осаждение, г/л | рН осаждения | Температура осаждения, °C | Относительный объем осадка, % об. | Коэффициент фильтрации, см/сек | Коэффициент очистки U от Ru | |
| через 20 мин после осаждения | через 24 ч после осаждения | |||||
| 0 | 8,5 | 60 | 8,1 | 7,6 | 4,25·10-5 | 1,1 |
| 2,5 | 8,5 | 20 | 14,7 | 12,5 | 4,1·10-5 | 1,8 |
| 2,5 | 8,5 | 40 | 10,2 | 8,6 | 4,2·10-5 | 3,8 |
| 2,5 | 8,5 | 60 | 7,6 | 7,4 | 4,3·10-5 | 4,0 |
| 2,5 | 8,5 | 70 | 7,2 | 6,5 | 4,5·10-5 | 5,0 |
Таким образом, осаждение полиуранатов аммония в присутствии диамида тиоугольной кислоты позволяет увеличить очистку урана от рутения в способе переработки облученного ядерного топлива, при этом осадки полиуранатов аммония имеют хорошие седиментационные и фильтрационные свойства.
Claims (2)
1. Способ переработки облученного ядерного топлива, включающий экстракционный передел с использованием 30%-ного трибутилфосфата в углеводородном разбавителе и осаждение из реэкстрактов урана полиуранатов аммония, отличающийся тем, что осаждение полиуранатов аммония проводят в присутствии 1÷10 г/л диамида тиоугольной кислоты.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что осаждение проводят в присутствии 2,5-10,0 г/л диамида тиоугольной кислоты при температуре 60-70°С.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005124379A RU2295167C1 (ru) | 2005-08-01 | 2005-08-01 | Способ переработки облученного ядерного топлива |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005124379A RU2295167C1 (ru) | 2005-08-01 | 2005-08-01 | Способ переработки облученного ядерного топлива |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2295167C1 true RU2295167C1 (ru) | 2007-03-10 |
Family
ID=37992581
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2005124379A RU2295167C1 (ru) | 2005-08-01 | 2005-08-01 | Способ переработки облученного ядерного топлива |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2295167C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2576530C1 (ru) * | 2014-09-25 | 2016-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ очистки технологических урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения |
-
2005
- 2005-08-01 RU RU2005124379A patent/RU2295167C1/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ЗЕМЛЯНУХИН В.И. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. - М.: 1989, с.104-107. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2576530C1 (ru) * | 2014-09-25 | 2016-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Способ очистки технологических урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2537952C2 (ru) | Улучшенный способ переработки отработанного ядерного топлива | |
| WO2008049807A1 (fr) | Separation groupee des actinides a partir d'une phase aqueuse fortement acide, utilisant un extractant solvatant en milieu relargant | |
| JP6559887B2 (ja) | 液体放射性廃棄物からアメリシウムを分離して希土類元素から分離する方法 | |
| DE2449589C2 (de) | Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden | |
| RU2295167C1 (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива | |
| RU2454742C1 (ru) | Способ переработки оят аэс | |
| JP5643745B2 (ja) | 核燃料の連続的な再処理およびそのシステムでの使用に適した洗浄液 | |
| DE3346405C2 (ru) | ||
| EP0170795B1 (de) | Verfahren zur Rückgewinnung von Uran-Werten in einem extraktiven Wiederaufarbeitungsprozess für bestrahlte Kernbrennstoffe | |
| RU2727140C1 (ru) | Способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива | |
| Govindan et al. | Partitioning of uranium and plutonium by acetohydroxamic acid | |
| 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 | |
| RU2574036C1 (ru) | Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс | |
| US5057289A (en) | Process for the separation of uranium from a radioactive feed solution containing technetium | |
| RU2623943C1 (ru) | Экстракционная смесь для извлечения тпэ и рзэ из высокоактивного рафината переработки оят аэс и способ её применения (варианты) | |
| RU2454740C1 (ru) | Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов | |
| US3836625A (en) | Reprocessing of spent nuclear fuel | |
| DE2365114C2 (de) | Verfahren zum Reinigen von Plutonium und/oder Neptunium enthaltenden Lösungen durch Abtrennen von Plutonium und/oder Neptunium | |
| Inoue et al. | Recovery of Mo, V, Ni and Co from spent hydrodesulphurization catalysts | |
| RU2540342C2 (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива | |
| RU2753107C1 (ru) | Способ очистки азотнокислых растворов от америция | |
| Arai et al. | Modified TRUEX process for the treatment of high-level liquid waste | |
| RU2303074C2 (ru) | Способ переработки уранфторсодержащих отходов | |
| RU2447523C2 (ru) | Способ очистки регенерированного урана | |
| RU2456244C2 (ru) | Способ переработки отработанных стекловолокнистых аэрозольных фильтров |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20100802 |