RU2382425C1 - Способ переработки отработавшего ядерного топлива - Google Patents

Способ переработки отработавшего ядерного топлива Download PDF

Info

Publication number
RU2382425C1
RU2382425C1 RU2008136405/06A RU2008136405A RU2382425C1 RU 2382425 C1 RU2382425 C1 RU 2382425C1 RU 2008136405/06 A RU2008136405/06 A RU 2008136405/06A RU 2008136405 A RU2008136405 A RU 2008136405A RU 2382425 C1 RU2382425 C1 RU 2382425C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium
plutonium
nitric acid
nuclear fuel
processing
Prior art date
Application number
RU2008136405/06A
Other languages
English (en)
Inventor
Петр Михайлович Гаврилов (RU)
Петр Михайлович Гаврилов
Юрий Александрович Ревенко (RU)
Юрий Александрович Ревенко
Сергей Иванович Бычков (RU)
Сергей Иванович Бычков
Борис Михайлович Лапшин (RU)
Борис Михайлович Лапшин
Владимир Николаевич Алексеенко (RU)
Владимир Николаевич Алексеенко
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат"
Priority to RU2008136405/06A priority Critical patent/RU2382425C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2382425C1 publication Critical patent/RU2382425C1/ru

Links

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. Сущность изобретения: способ переработки ОЯТ включает растворение ОЯТ в рафинате от экстракционной переработки получаемых в ходе растворения ОЯТ растворов при использовании в качестве экстрагента сольвата экстрагента с азотной кислотой с последующей промывкой экстрагента водными растворами азотной кислоты. После промывки экстракта водным раствором азотной кислоты ведут совместную реэкстракцию урана и плутония концентрированными водными растворами карбамида. Полученный рэекстракт урана и плутония подвергают терморазложению до получения оксидных форм урана и плутония, которые подвергают фторированию с получением гексафторида. Технической задачей изобретения является сокращение объема жидких средне- и низкоактивных отходов, образующихся при аффинаже урана и плутония.

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологических схемах переработки ОЯТ.
Известен способ переработки ОЯТ, при котором образуется минимальное количество вторичных технологических отходов. В известном способе переработка ОЯТ ведется с получением гексафторидов актинидных элементов при фторировании таблеток из диоксида урана в расплаве фтористых солей. Процесс проводят при барботировании расплава фторирующими агентами, причем с целью снижения расхода элементарного фтора актинидные элементы переводят сначала в оксифториды или тетрафториды обработкой фтористым водородом в отдельном аппарате, а затем в другом фтором, который служит как в качестве фторирующего агента, так и в качестве окислителя (см. Б.В.Громов, Б.Н.Судариков, Э.Г Раков и др. Химическая технология облученного ядерного горючего. - М.: Атомиздат, 1971 г., стр.313-324). В известном способе очистке подвергаются уран, плутоний, нептуний и частично технеций, однако не решается задача выделения других сопутствующих элементов.
Известен способ переработки ОЯТ по газофторидной технологии, которая включает отгонку большей части урана в виде гексафторида и выделение остальных радионуклидов после растворения огарка от фторирования по схеме, близкой к схеме модифицированного Пурекс-процесса. В известном способе фторирование проводят из твердой фазы, что значительно снижает эффективность процесса фторирования и позволяет выделить в виде гексафторида только уран, в силу чего способ эффективен только в случае переработки ОЯТ с относительно невысоким выгоранием, когда уран целесообразно направлять на обогащение. Известный способ, хотя и позволяет выделять многие сопутствующие элементы при экстракционной переработке растворов от растворения в азотной кислоте огарка от фторирования, предполагает использование более сложных головных операций (см. Поляков А.С., Захаркин Б.С., Смелов B.C. и др. Состояние и перспективы технологии переработки облученного топлива. Научная конференция Минатома России «Ядерный топливный цикл». - Москва, июнь 2000 г. Сборник докладов. - М., 2001, 35-45 с.).
Известен способ переработки отработавшего ядерного горючего ОЯТ, включающий растворение ОЯТ в азотной кислоте и дальнейшую переработку полученных растворов экстракционными методами. В известном способе растворение ОЯТ проводят в рафинате от экстракционной переработки получаемых в ходе растворения ОЯТ растворов с использованием в качестве экстрагента сольвата экстрагента с азотной кислотой. Сольват экстрагента с азотной кислотой получают экстракцией азотной кислоты из концентратов от упаривания водных технологических азотнокислых растворов, образующихся при растворении ОЯТ и аффинаже урана и плутония. Экстракт урана и плутония, получаемый при обработке растворов от растворения ОЯТ сольватом экстрагента с азотной кислотой промывают водными растворами азотной кислоты без присоединения промводы к основному рафинату, с отмывкой его свежей порцией экстрагента для извлечения урана и плутония (прототип - заявка 2006134809 от 04.10.2006).
Известный способ включает практически все известные и широко используемые головные операции и позволяет значительно сократить объем высокоактивного рафината, извлечь попутные продукты, однако не исключает образование больших объемов жидких средне- и низкоактивных отходов, образующихся при аффинаже урана и плутония.
Недостатком известного способа является переработка больших объемов жидких средне- и низкоактивных отходов, образующихся при аффинаже урана и плутония, которая требует больших энергетических затрат.
Целью настоящего изобретения является сокращение объема жидких средне- и низкоактивных отходов, образующихся при аффинаже урана и плутония.
Поставленная цель достигается тем, что в известном способе переработки ОЯТ, включающем растворение ОЯТ в рафинате от экстракционной переработки, получаемых в ходе растворения ОЯТ растворов при использовании в качестве экстрагента сольвата экстрагента с азотной кислотой с последующей промывкой экстракта водными растворами азотной кислоты, после промывки экстракта водным раствором азотной кислоты ведут совместную реэкстракцию урана и плутония концентрированными водными растворами карбамида. Полученный реэкстракт урана и плутония подвергают терморазложению до получения оксидных форм урана и плутония, которые подвергают фторированию с получением гексафторидов.
Достигаемый при этом технический результат заключается в уменьшении объема водного раствора совместного реэкстракта урана и плутония и исключении операции разделения урана и плутония на стадии экстракционной переработки.
Технический результат достигается также тем, что в качестве реэкстрагента используется несолеобразующий реагент, что упрощает процесс терморазложения и позволяет получить смесь оксидов урана и плутония без присутствия посторонних примесей. Это позволяет более эффективно проводить процесс фторирования.
Технический результат достигается также тем, что аффинаж урана и плутония проводится путем фторирования остатка от терморазложения совместного реэкстракта урана и плутония с получением гексафторидов. При этом образуется минимальный объем вторичных отходов.
ПРИМЕР
2,38 кг (в пересчете на уран) облученного топлива в виде диоксида урана (7 л раствора с концентрацией азотной кислоты 3,5 моль/л) обрабатывали в каскаде экстракторов 20 литрами моносольвата 30% раствора ТБФ в разбавителе с азотной кислотой с расходом 0,5 л/час. Дозировку азотнокислого раствора от растворения облученного топлива вели с расходом 0,175 л/час. В результате обработки получили рафинат с концентрацией азотной кислоты 11,5 моль/л и 20 литров экстракта урана и плутония. Рафинат направляли на растворение облученного топлива. Полученный экстракт урана и плутония промывали в каскаде экстракторов при соотношении O:В равным 10:1 0,5 М азотной кислотой и далее обрабатывали промывной раствор свежей порцией экстрагента при соотношении O:В, равном 1:1. Промытый свежей порцией экстрагента промывной раствор использовали в качестве флегмы при улавливании оксидов азота при растворении ОЯТ. 20 литров свежего экстрагента контактировали в каскаде экстракторов со смесью реагентной и регенерированной азотной кислоты для получения моносольвата 30% раствора ТБФ в инертном разбавителе. Полученный рафинат от экстракции азотной кислоты упаривали и куб подсоединяли к исходному раствору, а образующийся конденсат использовали в технологической схеме. При выводе высокоактивного рафината для его подготовки к остекловыванию вместо сольвата экстрагента с азотной кислотой использовали «свежий» экстрагент при соотношении O:В, равном 2,9. Получили 22 литра экстракта урана и плутония и 0,05 литра (0,02 м3/т урана) высокоактивного рафината. Промытый экстракт урана и плутония обрабатывали в противотоке водным раствором карбамида с концентрацией 800 г/л при соотношении 0:В, равном 5:1. Получили 4,4 литра реэкстракта урана и плутония с концентрацией по урану 540 г/л. Полученный реэкстракт урана и плутония подвергали термообработке с получением диоксида урана по реакции:
UO2(NO3)2·2CO(NH2)2-----UO2+2СO2+3N2+4Н2O
и диоксида плутония по реакции:
Pu(NO3)4·2CO(NH2)2-----РuO2+3N2+2NO2+2СO2+4Н2O
с последующим фторированием диоксида урана и плутония по известным методикам.
Коэффициент очистки урана от ПД после экстракционной обработки и фторирования составлял более 108.
В итоге переработки получили 0,02 м3/т урана высокоактивных отходов, 0,02 м3/т урана среднеактивных отходов, которые подлежат дальнейшей переработке с возвратом продуктов деления в высокоактивный отход.
Одновременно экстракт урана перерабатывали по классическому трехцикличному Пурекс-процессу. В итоге получили 0,02 м3/т урана высокоактивного отхода и 23 м3/т урана среднеактивных отходов, переработка которых требует больших энергетических затрат.
Таким образом, предлагаемый способ, помимо получения более высоких степеней очистки урана и плутония, позволяет в значительной степени сократить объем вторичных отходов, подлежащих дальнейшей переработке.

Claims (1)

  1. Способ переработки отработавшего ядерного горючего (ОЯТ), включающий растворение ОЯТ в рафинате от экстракционной переработки получаемых в ходе растворения растворов с использованием в качестве экстрагента сольвата экстрагента с азотной кислотой с последующей промывкой экстракта водными растворами азотной кислоты, отличающийся тем, что после промывки экстракта водным раствором азотной кислоты ведут совместную реэкстракцию урана и плутония концентрированными водными растворами карбамида с последующим терморазложением реэкстракта урана и плутония до получения оксидных форм урана и плутония, которые подвергают фторированию с получением гексафторида.
RU2008136405/06A 2008-09-09 2008-09-09 Способ переработки отработавшего ядерного топлива RU2382425C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2008136405/06A RU2382425C1 (ru) 2008-09-09 2008-09-09 Способ переработки отработавшего ядерного топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2008136405/06A RU2382425C1 (ru) 2008-09-09 2008-09-09 Способ переработки отработавшего ядерного топлива

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2382425C1 true RU2382425C1 (ru) 2010-02-20

Family

ID=42127193

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2008136405/06A RU2382425C1 (ru) 2008-09-09 2008-09-09 Способ переработки отработавшего ядерного топлива

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2382425C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110831681A (zh) * 2017-06-29 2020-02-21 原子能和替代能源委员会 用于分离铀(vi)和钚(iv)而无需还原钚(iv)的碳酰胺
RU2793956C1 (ru) * 2022-04-20 2023-04-11 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110831681A (zh) * 2017-06-29 2020-02-21 原子能和替代能源委员会 用于分离铀(vi)和钚(iv)而无需还原钚(iv)的碳酰胺
RU2793956C1 (ru) * 2022-04-20 2023-04-11 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Herbst et al. Standard and advanced separation: PUREX processes for nuclear fuel reprocessing
Birkett et al. Recent developments in the Purex process for nuclear fuel reprocessing: Complexant based stripping for uranium/plutonium separation
RU2431896C2 (ru) Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида
RU2226725C2 (ru) Способ переработки отработанного ядерного топлива (варианты)
RU2537952C2 (ru) Улучшенный способ переработки отработанного ядерного топлива
RU2007129023A (ru) Усовершенствование способа purex и его применение
US8747790B2 (en) Advanced dry head-end reprocessing of light water reactor spent nuclear fuel
US20080224106A1 (en) Process for treating compositions containing uranium and plutonium
JP4549353B2 (ja) アクチニド類(iv)及び/又はアクチニド類(vi)からのウラン(vi)の分離方法及びその使用。
RU2382425C1 (ru) Способ переработки отработавшего ядерного топлива
Campbell et al. The chemistry of fuel reprocessing: present practices, future trends
RU2454742C1 (ru) Способ переработки оят аэс
Malmbeck et al. EURO-GANEX, a Process for the Co-separation of TRU
Tomiyasu et al. Environmentally acceptable nuclear fuel cycle development of a new reprocessing system
RU2080666C1 (ru) Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс
JPH0453277B2 (ru)
RU2366012C2 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
RU2574036C1 (ru) Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс
Boyarintsev et al. Reprocessing of fluorination ash surrogate in the CARBOFLUOREX process
RU2454740C1 (ru) Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов
Volk et al. New technology and hardware for reprocessing spent nuclear fuel from thermal reactors
Paviet-Hartmann et al. Nuclear Fuel Reprocessing
Collins et al. SPENT NUCLEAR FUEL RD&D EXPERIENCE, ACCOMPLISHMENTS, AND CAPABILITY AT ORNL
US3560169A (en) Manner of processing plutonium-containing uranium fuel from nuclear reactors
JP7108519B2 (ja) マイナーアクチノイドの分離方法

Legal Events

Date Code Title Description
MZ4A Patent is void

Effective date: 20200226