RU2303306C2 - Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций - Google Patents

Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций Download PDF

Info

Publication number
RU2303306C2
RU2303306C2 RU2005122992/06A RU2005122992A RU2303306C2 RU 2303306 C2 RU2303306 C2 RU 2303306C2 RU 2005122992/06 A RU2005122992/06 A RU 2005122992/06A RU 2005122992 A RU2005122992 A RU 2005122992A RU 2303306 C2 RU2303306 C2 RU 2303306C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
solution
zirconium
raffinate
evaporation
molybdenum
Prior art date
Application number
RU2005122992/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2005122992A (ru
Inventor
Борис Яковлевич Зильберман (RU)
Борис Яковлевич Зильберман
Михаил Николаевич Макарычев-Михайлов (RU)
Михаил Николаевич Макарычев-Михайлов
бков Дмитрий Викторович Р (RU)
Дмитрий Викторович Рябков
Николай Дмитриевич Голецкий (RU)
Николай Дмитриевич Голецкий
Original Assignee
Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии
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 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии, Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" filed Critical Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии
Priority to RU2005122992/06A priority Critical patent/RU2303306C2/ru
Publication of RU2005122992A publication Critical patent/RU2005122992A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2303306C2 publication Critical patent/RU2303306C2/ru

Links

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Catalysts (AREA)
  • Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. Сущность изобретения: способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций, содержащего молибден, цирконий и другие продукты деления, заключается в том, что упаривание рафината осуществляют в присутствии в кубовом растворе щавелевой кислоты и при концентрации циркония в нем менее 5 г/л. Преимущества изобретения заключаются в его безопасности и экономичности. 1 з.п. ф-лы.

Description

Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива, в частности к способам переработки высокоактивного рафината облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС), включающим в себя его концентрирование упариванием перед последующим отверждением.
В производственных условиях через несколько суток после начала непрерывного упаривания рафината, содержащего молибден, цирконий и другие продукты деления, содержащиеся в ОЯТ АЭС, концентрация молибдена в кубовых растворах с кислотностью 5-8 моль/л HNO3 снижалась до 2-3 г/л; при этом образовывались осадки на основе молибдена: полимолибденовая кислота и/или молибдат циркония, серьезно затрудняющие процесс упаривания. Для предотвращения образования таких осадков был предложен способ предварительного удаления молибдена из рафината перед его упариванием либо с помощью сорбентов, либо специальной операцией осаждения молибдена совместно с цирконием [Б.Я.Зильберман, С.Я.Труханов, Е.Г.Дзекун и др. - Патент РФ №1739784, БИ №1, 1994]. Этот способ, как средство того же назначения со сходными признаками, принимается за прототип.
В то же время существуют технологические схемы, предусматривающие выведение циркония в I экстракционном цикле [Б.Я. Зильберман - Развитие Пурекс-процесса для переработки высоковыгоревшего топлива АЭС в замкнутом ЯТЦ с точки зрения локализации долгоживущих радионуклидов. Радиохимия, 2000 г., №1, стр.3-15], и, таким образом, исключающие возможность образования молибдата циркония при упаривании рафината.
Тем не менее и в отсутствие циркония устойчивость растворов молибдена в азотной кислоте невелика. По данным работы [Химия и технология редких и рассеянных элементов, ч.3. Под ред. К.А.Большакова, Москва, Высшая школа. 1976. стр.164] максимальная концентрация молибдена отмечена в растворе 5 моль/л HNO3 и не превышает 15 г/л. Для приготовления такого раствора триоксид молибдена в виде порошка постепенно растворяют в 6 моль/л азотной кислоте при температуре около 60°С. Однако повышение температуры этого раствора ведет к выпадению осадка полимолибденовой кислоты с соответствующим снижением концентрации молибдена в растворе. Данный способ концентрирования молибдена в азотной кислоте принимается за аналог.
Задачей изобретения является исключение предварительной обработки рафината с предотвращением образования осадков на основе молибдена в ходе упаривания рафинатов от переработки ОЯТ АЭС при температуре выше 60°С, так как при минимальном используемом в действующем производстве остаточном давлении 0,2 атм температура упаривания составляет 75°С, а при атмосферном давлении достигает 115°С.
Поставленная задача достигается упариванием высокоактивного рафината, содержащего молибден, цирконий и другие продукты деления, в присутствии в кубовом растворе щавелевой кислоты и при концентрации в нем циркония менее 5 г/л; при большем содержании последний образует со щавелевой кислотой нерастворимый осадок оксалата циркония.
При проведении упаривания при температуре 95°С и выше (давление в системе от 350 мм рт.ст. до атмосферного) мольное соотношение Н2С2O4/Мо в кубовом растворе должно быть не менее 2. При температуре упаривания ниже 95°С (за счет более низкого давления в системе) соотношение Н2С2O4/Мо в кубовом растворе может быть снижено до 1. В любом случае при снижении указанных мольных соотношений Н2С2O4/Мо из упариваемого раствора выпадает осадок полимолибденовой кислоты. Более высокое соотношение приводит к выпадению в осадок свободной щавелевой кислоты при охлаждении раствора.
Пример 1. В аппарате с вынесенной греющей камерой при атмосферном давлении упаривали в непрерывном режиме 300 л раствора, содержащего имитаторы продуктов деления, кроме Zr, в их соотношении в ОЯТ: 4,3 г/л Мо, 1,4 г/л Fe, 0,73 г/л Y, 0,72 г/л Са, 4,8 г/л La и 0,11 моль/л Н2С2O4 в 3 моль/л HNO3 (Присутствие Fe имитировало коррозионную примесь). Температура кипения - ~115°С Мольное соотношение Н2С2O4/Мо в питании равнялось 2,4 с учетом убыли щавелевой кислоты в результате термического и химического ее разрушения при этой температуре. Объем кубового раствора был равен 40 л; стартовым кубовым раствором была азотная кислота с равновесной концентрацией (9 моль/л). По окончании упаривания исходного раствора был получен устойчивый кубовый раствор, в котором содержалось 30 г/л Мо, ~55 г/л остальных металлов и 0,65 моль/л Н2С2O4 в 9 моль/л HNO3. При этом мольное соотношение Н2С2O4/Мо в кубовом растворе составляло 2,1.
Пример 2. Процесс проводили в условиях примера 1. Отличие состояло в снижении давления в системе до 150 мм рт.ст. и в уменьшении концентрации щавелевой кислоты в исходном растворе. Температура кипения кубового раствора составляла ~75°С; разложения щавелевой кислоты при этом не происходило. Мольное соотношение Н2С2O4/Мо в питании равнялось 1,1. Устойчивый кубовый раствор содержал ~30 г/л Мо, ~55 г/л остальных металлов и 0,35 моль/л H2С2О4 в 9 моль/л HNO3. Мольное соотношение Н2С2O4/Мо в кубовом растворе осталось равным 1,1.
Пример 3. Процесс проводили в условиях примера 1. В исходном растворе отсутствовала щавелевая кислота. После упаривания 100 л исходного раствора в кубовом растворе появился осадок полимолибденовой кислоты, количество которого нарастало в ходе процесса. В конечном кубовом растворе содержалось около 1 г/л Мо в 9 моль/л HNO3.
Пример 4. Процесс проводили в условиях примера 1. Он отличался присутствием в исходном растворе 4,8 г/л циркония. После упаривания 50 л такого раствора в кубовом растворе появился осадок и его количество нарастало. Анализ по завершении опыта показал, что в осадке содержится практически весь Мо и Zr, и в кубовом растворе осталось около 1 г/л Мо и менее 1 г/л Zr.
Как видно из приведенного примера 3, отсутствие щавелевой кислоты ведет к резкому снижению концентрации молибдена в растворе за счет выпадения осадка полимолибденовой кислоты. Аналогичный результат наблюдается в примере 4, где вследствие образования осадков оксалата цирконила и полимолибденовой кислоты содержание молибдена в растворе также падает.

Claims (2)

1. Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций, содержащего молибден, цирконий и другие продукты деления, отличающийся тем, что процесс упаривания рафината осуществляют в присутствии в кубовом растворе щавелевой кислоты и при концентрации циркония в нем менее 5 г/л.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что мольное соотношение щавелевой кислоты и молибдена в кубовом растворе при температуре процесса 95°С и выше составляет не менее 2, а ниже 95°С - от 2 до 1.
RU2005122992/06A 2005-07-19 2005-07-19 Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций RU2303306C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2005122992/06A RU2303306C2 (ru) 2005-07-19 2005-07-19 Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2005122992/06A RU2303306C2 (ru) 2005-07-19 2005-07-19 Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2005122992A RU2005122992A (ru) 2007-01-27
RU2303306C2 true RU2303306C2 (ru) 2007-07-20

Family

ID=37773197

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2005122992/06A RU2303306C2 (ru) 2005-07-19 2005-07-19 Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2303306C2 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2626767C1 (ru) * 2016-04-22 2017-08-01 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки отработавшего ядерного топлива

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
НИКИФОРОВ А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.20-21. *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2626767C1 (ru) * 2016-04-22 2017-08-01 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки отработавшего ядерного топлива

Also Published As

Publication number Publication date
RU2005122992A (ru) 2007-01-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4056482A (en) Method for preparing aqueous, radioactive waste solutions from nuclear plants for solidification
US11289233B2 (en) Method for collecting uranium by treatment process of washing waste liquid generated in uranium hexafluoride cylinder washing process
US8636966B2 (en) Compositions and methods for treating nuclear fuel
CN108182983A (zh) 一种铀纯化放射性废水的治理方法
RU2303306C2 (ru) Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций
JP6972042B2 (ja) ホウ素濃度制御による液体核廃棄物のリサイクル方法
US3341304A (en) Separation of uranium from uranium dioxide-zirconium dioxide mixtures
US3276850A (en) Method of selectively reducing plutonium values
RU2514947C2 (ru) Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата
RU2410774C2 (ru) Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата
US3812232A (en) Solvent extraction procedure for separating samarium from neodymium
US3463635A (en) Recovery of mercury from nuclear fuel reprocessing wastes
US3836625A (en) Reprocessing of spent nuclear fuel
Baybarz et al. Separation of Transplutonium and Rare Earth Elements by Liquid—Liquid Extraction
Choppin et al. The Chemical Treatment of (U, Pu) C Dissolver Solutions as a Preliminary Step for the Purex Reprocessing
US11623870B2 (en) Methods that purify uranium
US4374807A (en) Method for recovering aluminum fluoride from fluorine-containing aqueous aluminum nitrate solutions
Skripchenko et al. Electroreduction of uranium (VI) to uranium (IV) in strip product solutions
US2890098A (en) Reduction of plutonium values in an acidic aqueous solution with formaldehyde
KR102721133B1 (ko) 이온 교환 수지 컨디셔닝 방법 및 이러한 방법을 수행하기 위한 장치
US3511621A (en) Process for recovering uranium as uranium dioxide
Blanco Dissolution and feed adjustment
RU2031979C1 (ru) Способ получения раствора азотнокислой соли четырехвалентного плутония
JPH0213898A (ja) ルテニウム含有硝酸溶液の蒸発処理方法及びその装置
US3075825A (en) Low temperature process for the removal and recovery of chlorides and nitrates from aqueous nitrate solutions