RU2382426C1 - Способ растворения металлического урана и отработавшего ядерного топлива на его основе - Google Patents
Способ растворения металлического урана и отработавшего ядерного топлива на его основе Download PDFInfo
- Publication number
- RU2382426C1 RU2382426C1 RU2008137461/06A RU2008137461A RU2382426C1 RU 2382426 C1 RU2382426 C1 RU 2382426C1 RU 2008137461/06 A RU2008137461/06 A RU 2008137461/06A RU 2008137461 A RU2008137461 A RU 2008137461A RU 2382426 C1 RU2382426 C1 RU 2382426C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- uranium metal
- nuclear fuel
- spent nuclear
- fuel based
- Prior art date
Links
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки металлического урана и ОЯТ на основе металлического урана. Сущность изобретения: для эффективного растворения металлического урана в растворе азотной кислоты процесс растворения металлического урана и ОЯТ на его основе проводят в присутствии порошкообразных кислородных соединений урана при массовом соотношении металлического урана к порошкообразному кислородному соединению урана, равном 5-10, и процесс растворения проводится при температуре 80-95°С. Технической задачей является повышение скорости растворения металлического урана и ОЯТ на основе металлического урана и снижение удельного расхода азотной кислоты на процесс растворения. 2 з.п. ф-лы.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологических схемах переработки металлического урана и ОЯТ на основе металлического урана.
В настоящее время для растворения металлического урана и ОЯТ на основе металлического урана используют концентрированные растворы азотной кислоты. Непрерывные экстракционные процессы переработки растворов от растворения ОЯТ требуют организации достаточно высокой скорости растворения ОЯТ. Скорость растворения в сильной степени зависит от общей площади поверхности металлического урана, поэтому в ряде случаев для увеличения площади поверхности и скорости растворения, соответственно, загружают в аппарат растворитель урана, дробленный на куски (см. Переработка топлива энергетических реакторов. Сборник статей, пер. с англ. Э.А.Межова, B.C.Шмидта. Под ред. В.Б.Шевченко. - М.: Атомиздат, 1972 г.). Недостатком данного способа является то, что измельчение слитков урана - очень трудоемкая и дорогостоящая операция, которая заметно ухудшает экономические показатели процесса переработки ОЯТ.
Известен способ переработки ОЯТ на основе металлического урана, в котором для увеличения скорости растворения урана в азотной кислоте осуществляли введения комплексообразующих добавок: HF, (NH4)2SiF6, CaF2, (NH4)S2O8 и Na2SO4 (см. С.М.Стелер, Р.Ричардс. Переработка ядерного горючего. - Пер. с англ. под ред. A.M.Зефирова. - М.: Атомиздат, 1964 г.). Однако эти добавки увеличивают лишь начальную скорость растворения урана и их влияние затем подавляется растворенным ураном, в результате чего добавки не оказывают существенного влияния на общую скорость растворения урана.
Известен способ переработки ОЯТ на основе металлического урана с добавкой фосфорной кислоты в качестве катализатора. В этом способе невысокие концентрации фосфорной кислоты 0,01-0,15 М увеличивают скорость растворения урана в 5-10 М HNO3 (см. С.М.Стелер, Р.Ричардс. Переработка ядерного горючего. - Пер. с англ. под ред. A.M.Зефирова. - М.: Атомиздат, 1964 г.). Недостатком известного способа является то, что скорость растворения замедляется при более высокой концентрации фосфорной кислоты или при более низких концентрациях азотной кислоты и возможность образования малорастворимых соединений на основе фосфатов циркония, ниобия, плутония и фосфомолибдатов, а также повышение солесодержания образующихся при переработке ОЯТ отходов.
Наиболее близким способом к заявляемому, выбранным в качестве прототипа, является растворение металлического урана или ОЯТ на основе металлического урана в 6-11 М азотной кислоты при температуре кипения раствора 95-110°С, причем скорость растворения повышается с ростом концентрации кислоты и урана в растворе. Однако данный способ повышения скорости растворения приводит к значительному парообразованию и разложению азотной кислоты и увеличению ее удельного расхода, что в свою очередь приводит к дополнительным затратам на растворение урана или ОЯТ.
Целью настоящего изобретения является повышение скорости растворения металлического урана и ОЯТ на основе металлического урана и снижение удельного расхода азотной кислоты на процесс растворения.
Поставленная цель достигается тем, что для эффективного растворения металлического урана в растворе азотной кислоты процесс растворения металлического урана и ОЯТ на его основе проводят в присутствии порошкообразных кислородных соединений урана при массовом соотношении металлического урана к порошкообразному кислородному соединению урана, равном 5-10, и процесс растворения ведут при температуре 80-95°С. В этом случае кислородные соединения урана в первую очередь начинают растворяться в азотной кислоте, при этом повышается концентрация урана в растворе, что приводит к повышению скорости растворения металлического урана. А в связи с тем, что процесс проводят при сравнительно низких температурах (ниже температур интенсивного кипения и разложения азотной кислоты), при растворении урана не происходит повышенного удельного расхода азотной кислоты.
ПРИМЕР
В аппарат-растворитель объемом 1 дм3, изготовленный из нержавеющей стали, загружали предварительно взвешенный и освобожденный от алюминиевой оболочки слиток металлического урана. Добавляли заданное количество кислородного соединения урана - закиси-окиси урана (U3O8). Заливали стехиометрическое количество 8 М азотной кислоты. Растворение проводили при температуре 80-95°С. В этом же аппарате-растворителе проводили растворение слитка металлического урана по способу, выбранному в качестве прототипа, - в азотной кислоте 8 М при температуре 95-110°С. Результаты опытов приведены в таблице. Как видно из данных, представленных в таблице, на растворение металлического урана близкой массы при температуре 80-95°С по предлагаемому способу потребовалось в 2,5 раза меньше времени, т.е. скорость растворения была значительно выше, и в 1,6-1,7 раза меньше азотной кислоты, нежели при растворении по способу-прототипу. При растворении урана в присутствии оксидов урана при температуре ниже 80°С скорость растворения снижается, а при температуре выше 95°С происходит увеличение удельного расхода азотной кислоты.
Таблица | |||||||
Результаты опытов по растворению слитков металлического урана | |||||||
№ опыта | Продолжительность опыта, ч | Температура опыта, °С | Масса U блока, г | Масса U3O8, г | Масса израсходованной HNO3, г | Масса растворившегося U, г | Удельный расход НNО3, г/г U |
1 | 2 | 95 | 1515 | 353 | 434 | 705 | 0,616 |
2 | 2 | 80 | 1515 | 353 | 350 | 566 | 0,619 |
3 | 6 | 50 | 1515 | 353 | 12,4 | 20 | 0,620 |
4 | 2 | 110 | 1515 | 353 | 484 | 538 | 0,909 |
5 | 5 | 110 | 1768 | OTCT. | 681 | 643 | 1,060 |
Таким образом, предлагаемый способ позволяет не только повысить скорость растворения металлического урана, но и снизить удельный расход азотной кислоты.
Claims (3)
1. Способ растворения металлического урана и ОЯТ на его основе, заключающийся в порционном растворении урана или ОЯТ при повышенной температуре с получением концентрированных по урану растворов, отличающийся тем, что растворение проводят при температуре 80-95°С в присутствии порошкообразных кислородных соединений урана.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве порошкообразного кислородного соединения урана используют закись-окись урана U3O8.
3. Способ по п.2, отличающийся тем, что массовое отношение металлического урана к кислородному соединению урана составляет 5-10.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2008137461/06A RU2382426C1 (ru) | 2008-09-18 | 2008-09-18 | Способ растворения металлического урана и отработавшего ядерного топлива на его основе |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2008137461/06A RU2382426C1 (ru) | 2008-09-18 | 2008-09-18 | Способ растворения металлического урана и отработавшего ядерного топлива на его основе |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2382426C1 true RU2382426C1 (ru) | 2010-02-20 |
Family
ID=42127194
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2008137461/06A RU2382426C1 (ru) | 2008-09-18 | 2008-09-18 | Способ растворения металлического урана и отработавшего ядерного топлива на его основе |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2382426C1 (ru) |
-
2008
- 2008-09-18 RU RU2008137461/06A patent/RU2382426C1/ru not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
СТЕЛЕР С.М. и др. Переработка ядерного горючего. Пер. с англ. под ред A.M.Зефирова. - М.: Атомиздат, 1964 г. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN104894372B (zh) | 一种萃取分离三价镧系与三价锕系离子的方法 | |
RU2706954C2 (ru) | Способ обработки водного азотнокислого раствора, полученного при растворении отработавшего ядерного топлива, выполняемый в одном цикле и не требующий какой-либо операции, включающей восстановительную реэкстракцию плутония | |
US8753420B2 (en) | Method for selectively recovering americium from a nitric aqueous phase | |
RU2008151145A (ru) | Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида | |
US8354085B1 (en) | Actinide and lanthanide separation process (ALSEP) | |
US3987145A (en) | Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process | |
Bell et al. | Efficient extraction of Rh (iii) from nitric acid medium using a hydrophobic ionic liquid | |
RU2382426C1 (ru) | Способ растворения металлического урана и отработавшего ядерного топлива на его основе | |
RU2514947C2 (ru) | Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата | |
US3276850A (en) | Method of selectively reducing plutonium values | |
RU2454742C1 (ru) | Способ переработки оят аэс | |
US3119658A (en) | Aluminum cladding dissolution | |
RU2410774C2 (ru) | Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата | |
RU2003100275A (ru) | Способ экстракционной переработки высокоактивного рафината пурекс-процесса для отработанного ядерного топлива аэс | |
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 | |
JP2971729B2 (ja) | ウラン、プルトニウム及びネプツニウムの共抽出方法 | |
US6444182B1 (en) | Nuclear fuel reprocessing using hydrophilic substituted hydroxylamines | |
JP6835525B2 (ja) | マイナーアクチノイドの分離方法及び分離装置 | |
JOP20220143A1 (ar) | طريقة لتركيز نفايات سائلة نشطة إشعاعيا | |
JP5784476B2 (ja) | ウランの回収方法 | |
RU2793956C1 (ru) | Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов | |
FR2840446A1 (fr) | Procede de retraitement d'un combustible nucleaire epuise | |
RU2408101C2 (ru) | Способ переработки отработавшего ядерного топлива | |
RU2547822C2 (ru) | Способ удаления ядерного топлива из контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов | |
JPH0319169B2 (ru) |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MZ4A | Patent is void |
Effective date: 20200226 |