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 PDFInfo
- 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
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.
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)
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 |
-
2005
- 2005-07-19 RU RU2005122992/06A patent/RU2303306C2/ru active
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
НИКИФОРОВ А.С. и др. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. - М.: Энергоатомиздат, 1985, с.20-21. * |
Cited By (1)
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 |