RU2449393C2 - Method to separate uranium and plutonium in extraction technology of spent nuclear fuel recycling - Google Patents
Method to separate uranium and plutonium in extraction technology of spent nuclear fuel recycling Download PDFInfo
- Publication number
- RU2449393C2 RU2449393C2 RU2010126924/07A RU2010126924A RU2449393C2 RU 2449393 C2 RU2449393 C2 RU 2449393C2 RU 2010126924/07 A RU2010126924/07 A RU 2010126924/07A RU 2010126924 A RU2010126924 A RU 2010126924A RU 2449393 C2 RU2449393 C2 RU 2449393C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- plutonium
- stage
- uranium
- solution
- carried out
- Prior art date
Links
Images
Abstract
Description
Изобретение относится к химической технологии, конкретно к технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ).The invention relates to chemical technology, specifically to technology for the processing of spent nuclear fuel (SNF).
В общепринятой мировой практике экстракционной технологии переработки ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах одной из ключевых операций является разделение урана и плутония.In the generally accepted international practice of extraction technology for processing spent nuclear fuel from thermal neutrons, one of the key operations is the separation of uranium and plutonium.
Независимо от применяемых реагентов и типа экстракционной аппаратуры [В.И.Волк, В.М.Мартынов. Современное состояние экстракционной переработки облученного ядерного топлива за рубежом (технология и аппаратура), изд. ГКАЭ-ВНИИНМ, М., 1982 г.], эта операция достаточно однообразно реализуется на всех зарубежных комплексах по переработке ОЯТ и на отечественном комплексе РТ-1. Для разделения урана и плутония экстракт (30% раствор трибутилфосфата в углеводородном разбавителе, содержащий уран, плутоний и сопутствующие элементы - нептуний, технеций и др.) в противотоке обрабатывают водным раствором реагента (или нескольких реагентов), восстанавливающего экстрагируемый плутоний (IV) до слабоэкстрагируемого плутония (III) и выводят водный поток, получаемый в результате такой обработки и содержащий плутоний в степени окисления Pu (III), из экстракционного цикла.Regardless of the reagents used and the type of extraction equipment [V.I. Volk, V.M. Martynov. The current state of extraction processing of irradiated nuclear fuel abroad (technology and equipment), ed. GKAE-VNIINM, M., 1982], this operation is fairly uniformly implemented at all foreign SNF reprocessing complexes and at the domestic RT-1 complex. To separate uranium and plutonium, an extract (a 30% solution of tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent containing uranium, plutonium, and related elements - neptunium, technetium, etc.) is countercurrently treated with an aqueous solution of a reagent (or several reagents), which reduces extracted plutonium (IV) to weakly extractable plutonium (III) and remove the water stream resulting from such processing and containing plutonium in the oxidation state of Pu (III) from the extraction cycle.
Как правило, выводимый поток проходит перед выводом дополнительную обработку потоком оборотного экстрагента для удаления из потока сопутствующего плутонию урана.As a rule, the output stream undergoes additional processing with a reverse extractant stream before removal to remove uranium accompanying plutonium from the stream.
Очевидно, что двуединой задачей операции разделения урана и плутония является а) вывод плутония из цикла в виде максимально концентрированного потока для уменьшения объемов жидких радиоактивных отходов (ЖРО) последующего аффинажного плутониевого цикла и б) максимальная очистка уранового экстракта от плутония.Obviously, the two-fold task of the uranium-plutonium separation operation is a) to remove plutonium from the cycle in the form of a maximum concentrated stream to reduce the volume of liquid radioactive waste (LRW) of the subsequent refining plutonium cycle and b) to maximize the purification of the uranium extract from plutonium.
Недостаток принятого повсеместно способа разделения урана и плутония является внутренне присущим и вытекает из внутреннего противоречия задач, решаемых операцией разделения по принятому способу.The disadvantage of the universally accepted method for the separation of uranium and plutonium is intrinsic and arises from the internal contradiction of the problems solved by the separation operation according to the accepted method.
Для достижения максимальной очистки уранового экстракта от плутония требуется возрастающий по величине поток реэкстрагента плутония.To achieve maximum purification of the uranium extract from plutonium, an increase in the magnitude of the flow of plutonium stripping agent is required.
Для достижения высокой концентрации плутония в реэкстрагирующем потоке требуется убывающий (до минимально возможного) по величине поток реэкстрагента плутония.To achieve a high concentration of plutonium in the stripping stream, a decreasing (to the minimum possible) largest plutonium stripping stream is required.
В результате операция разделения урана и плутония проводится в компромиссных условиях, т.е. при таком соотношении потоков фаз, при котором каждая из задач операции решается на приемлемом уровне, а некоторая оптимизация решения достигается использованием наиболее эффективных реагентов-восстановителей.As a result, the separation of uranium and plutonium is carried out under compromise conditions, i.e. with such a ratio of phase flows, in which each of the tasks of the operation is solved at an acceptable level, and some optimization of the solution is achieved using the most effective reductant-reducing agents.
На отечественном комплексе РТ-1 операция разделения урана и плутония проводится на блоке из 16 смесительно-отстойных экстракторов (ступеней), из которых 10 ступеней используется для разделительного процесса (восстановительной реэкстракции плутония) и 6 ступеней - для отмывки (удаления) урана из выводимого плутониевого потока.At the RT-1 domestic complex, the separation of uranium and plutonium is carried out on a block of 16 mixing-settling extractors (steps), of which 10 steps are used for the separation process (reductive extraction of plutonium) and 6 steps for washing (removing) uranium from the output plutonium flow.
Соотношение потоков фаз на ступенях 7-16 (разделительная часть блока), O:В, составляет от 8,0 до 8,5, что в сочетании с эффективной системой уран (IV) - нитрат гидразина позволяет получать выводимый плутониевый поток с содержанием плутония от 6 до 8 г/л при остаточном содержании плутония в урановом экстракте 0,020-0,025 мг/л.The ratio of phase flows at stages 7-16 (separation part of the block), O: B, is from 8.0 to 8.5, which, in combination with an effective system of uranium (IV) - hydrazine nitrate, makes it possible to obtain a plutonium stream with a plutonium content of 6 to 8 g / l with a residual plutonium content in the uranium extract of 0.020-0.025 mg / l.
Достигаемый компромиссный результат обусловлен еще и тем, что восстановитель, уран (IV), генерируется непосредственно в потоке реэкстрагента плутония с помощью встроенных электролитических ячеек, т.е. без разбавления потока.The achieved compromise result is also due to the fact that the reducing agent, uranium (IV), is generated directly in the plutonium stripping agent stream using built-in electrolytic cells, i.e. without diluting the stream.
Такой способ является наилучшим из многих способов-аналогов и выбран нами в качестве способа-прототипа [А.А.Копырин, А.И.Карелин, В.А.Карелин. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. - М.: Атомэнергоиздат, 2006 г., стр.231-232].This method is the best of many analog methods and we have chosen as the prototype method [A.A. Kopyrin, A.I. Karelin, V.A. Karelin. Technology for the production and radiochemical processing of nuclear fuel. - M.: Atomenergoizdat, 2006, p.231-232].
Недостатком способа-прототипа является низкое качество разделения урана и плутония, прежде всего невысокая концентрация плутония в выводимом потоке. При среднем содержании плутония 7 г/л величина потока составляет ~1,4 м3/т топлива, а с учетом дополнительных потоков, вводимых в плутониевый цикл (азотная кислота на корректировку ее содержания, промывной поток, реэкстрагирующий поток, ввод реагента-осадителя и др.) объем ЖРО плутониевого цикла составит более 3 м3/т топлива, что сопоставимо с объемом высокоактивного рафината головного цикла.The disadvantage of the prototype method is the low quality of separation of uranium and plutonium, primarily a low concentration of plutonium in the output stream. With an average plutonium content of 7 g / l, the flow rate is ~ 1.4 m 3 / t of fuel, and taking into account additional flows introduced into the plutonium cycle (nitric acid to adjust its content, washing stream, stripping stream, introduction of precipitating reagent and other) the volume of LRW of the plutonium cycle will be more than 3 m 3 / t of fuel, which is comparable with the volume of highly active raffinate of the head cycle.
Задачей, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, является повышение содержания плутония в выводимом плутониевом потоке при одновременном снижении содержания плутония в урановом экстракте.The problem to which the invention is directed, is to increase the plutonium content in the output plutonium stream while reducing the plutonium content in the uranium extract.
Способ разделения урана и плутония в экстракционной технологии переработки отработавшего ядерного топлива, включающий многоступенчатую противоточную обработку уран-плутониевого экстракта водным раствором восстановителя, восстанавливающего плутоний до слабоэкстрагируемого состояния Pu (III) и вывод водного плутонийсодержащего раствора из экстракционного цикла, отличающийся тем, что разделение урана и плутония проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят при соотношении потоков органической и водной фаз, O:В, от 25 до 50, и образующийся при этом плутонийсодержащий водный раствор выводят из экстракционного цикла, а вторую проводят при O:В от 7 до 15, в образующемся при этом водном растворе разрушают избыток восстановителя и окисляют Pu (III) до Pu (IV), после чего раствор возвращают в экстракционный цикл в зону, предшествующую первой стадии процесса разделения.The method of separation of uranium and plutonium in the extraction technology of spent nuclear fuel reprocessing, including multistage countercurrent treatment of a uranium-plutonium extract with an aqueous solution of a reducing agent, reducing plutonium to a weakly extractable Pu (III) state and withdrawing an aqueous plutonium-containing solution from the extraction cycle, characterized in that the separation of uranium and plutonium is carried out in two successive stages, the first of which is carried out at a ratio of flows of organic and aqueous phases, O: B, from 25 to 50, and the resulting plutonium-containing aqueous solution is removed from the extraction cycle, and the second is carried out at O: B from 7 to 15, in the resulting aqueous solution, the excess reducing agent is destroyed and Pu (III) is oxidized to Pu (IV), after which the solution is returned to the extraction cycle in the zone preceding the first stage of the separation process.
В частном варианте первую стадию процесса разделения (вывод плутония из экстракционного цикла) осуществляют на произвольном количестве массообменных экстракционных аппаратов (ступеней), вплоть до одной ступени.In a particular embodiment, the first stage of the separation process (removal of plutonium from the extraction cycle) is carried out on an arbitrary number of mass transfer extraction apparatus (steps), up to one step.
В частном варианте на ступени (ступенях) стадии вывода плутония из экстракционного цикла в зоне массообмена обеспечивают объемную долю водной фазы, равную от 0,3 до 0,5.In a particular embodiment, at the stage (s) of the stage of withdrawal of plutonium from the extraction cycle in the mass transfer zone, a volume fraction of the aqueous phase equal to 0.3 to 0.5 is provided.
В частном варианте массообмен между органической и водной фазами на стадии вывода плутония из экстракционного цикла осуществляют в слое регулярной зернистой насадки с размерами зерна от 0,3 до 0,8 мм при спутном восходящем движении фаз в зернистом слое и разделении потоков фаз, включая газообразную, после прохождения зернистого слоя.In a particular embodiment, mass transfer between the organic and aqueous phases at the stage of removal of plutonium from the extraction cycle is carried out in a layer of a regular granular packing with grain sizes from 0.3 to 0.8 mm with an upward ascending phase motion in the granular layer and separation of phase flows, including gaseous, after passing through the granular layer.
В частном случае плутонийсодержащий раствор второй стадии разделения смешивают в протоке с раствором азотной кислоты до ее содержания в объединенном потоке от 2,7 до 4,5 моль/л, объединенный поток пропускают через слой активированного угля при температуре от 35 до 50°С и времени контакта от 2 до 5 мин, после чего направляют в экстракционный цикл в качестве промывного раствора.In the particular case, the plutonium-containing solution of the second separation stage is mixed in the flow with a solution of nitric acid until its content in the combined stream is from 2.7 to 4.5 mol / L, the combined stream is passed through a layer of activated carbon at a temperature of from 35 to 50 ° C and time contact for 2 to 5 minutes, after which it is sent to the extraction cycle as a washing solution.
При реализации процесса разделения урана и плутония по предлагаемому способу задачи вывода плутония из цикла и очистки урана от плутония разделены и решаются практически независимо.When implementing the process of separation of uranium and plutonium according to the proposed method, the tasks of removing plutonium from the cycle and purifying uranium from plutonium are separated and are solved almost independently.
На стадии вывода плутония выполняется условие материального баланса, Gвыв=Спост, где Свыв и Gпост - количество выведенного и поступившего извне на переработку плутония в единицу времени.At the stage of plutonium withdrawal, the material balance condition is fulfilled, Gout = C post , where Cout and G post are the amount of plutonium removed and received from outside for processing per unit time.
Кроме поступившего извне (Gпост), на первую стадию поступает плутоний, возвращаемый в экстракционный цикл со второй стадии (Gрефл).In addition to arriving from the outside (G post ), plutonium enters the first stage, which is returned to the extraction cycle from the second stage (G ref ).
Параметр эффективности первой стадии (k) определяется соотношениемThe efficiency parameter of the first stage (k) is determined by the relation
из которого следует, что в интервале 1>k>0,5, т.е. при прямом выходе плутония на первой стадии более 50% одновременно достигается:from which it follows that in the
- заданная высокая концентрация плутония в выводимом потоке;- a given high concentration of plutonium in the output stream;
- пониженная нагрузка по плутонию на вторую (очистную) стадию процесса.- reduced plutonium load on the second (treatment) stage of the process.
Широкий интервал значений k позволяет реализовать на ограниченном числе ступеней (вплоть до одной) первую стадию предлагаемого способа.A wide range of values of k allows you to implement on a limited number of steps (up to one) the first stage of the proposed method.
Для реализации условий массообмена на первой стадии процесс осуществляют в насадочном аппарате с развитой поверхностью насадки, обеспечивающим требуемую задержку (объемную долю) водной фазы и безэмульсионный (пленочный) режим контакта фаз [Алипченко В.Н., Бахрушин А.Ю., Веселев С.Н., Волк В.И. и др. Вестник МЭИ, №4, 2005, стр.40-47]. Такой вариант проведения процесса минимизирует остаточное содержание плутония в органическом урановом потоке за счет а) высокого содержания реагентов-восстановителей в зоне массообмена и б) исключения эмульсионного загрязнения уранового потока концентрированным раствором плутония. Восходящее движение потоков в слое обеспечивает постоянный вывод газообразных продуктов редокс-реакций из зоны массообмена.To implement the conditions of mass transfer at the first stage, the process is carried out in a nozzle apparatus with a developed nozzle surface that provides the required delay (volume fraction) of the aqueous phase and emulsion-free (film) phase contact mode [Alipchenko V.N., Bakhrushin A.Yu., Veselev S. N., Wolf V.I. and other Vestnik MPEI, No. 4, 2005, pp. 40-47]. This process option minimizes the residual plutonium content in the organic uranium stream due to a) a high content of reducing agents in the mass transfer zone and b) elimination of emulsion contamination of the uranium stream with a concentrated plutonium solution. The upward movement of flows in the layer provides a constant output of gaseous products of redox reactions from the mass transfer zone.
Предлагаемый способ рефлаксирования плутонийсодержащего раствора второй стадии в экстракционный цикл с проточной корректировкой содержания азотной кислоты и проточным каталитическим окислением избытка восстановителя и окислением Pu (III) до Pu (IV) сохраняет непрерывность процесса и не требует «передержки» потока в емкостях-реакторах.The proposed method for refluxing a plutonium-containing solution of the second stage into the extraction cycle with flow adjustment of the nitric acid content and flow catalytic oxidation of excess reductant and oxidation of Pu (III) to Pu (IV) preserves the continuity of the process and does not require "overexposure" of the flow in the reactor vessels.
На экстракционной установке, технологическая схема которой (количество экстракционных блоков, число ступеней в блоках, относительные величины потоков) повторяет схему головного цикла переработки ОЯТ ВВЭР-440 на ПО «Маяк», была проведена сопоставительная проверка способа-прототипа и предлагаемого способа.At the extraction plant, the technological scheme of which (the number of extraction blocks, the number of stages in the blocks, relative flow rates) repeats the scheme of the head cycle of the VVER-440 spent nuclear fuel reprocessing at Mayak Production Center, a comparative verification of the prototype method and the proposed method was carried out.
Технологическая схема установки представлена на фиг.1, где пунктиром обозначены органические потоки, а сплошной линией водные потоки.The technological scheme of the installation is shown in Fig. 1, where the dotted lines indicate organic streams, and the solid line indicates water streams.
Составы и относительные величины потоков представлены в таблице 1.The compositions and relative values of the flows are presented in table 1.
Схема включает 4 блока, скомпонованных из малогабаритных центробежных экстракторов ЭЦ-33: экстракционно-промывной (16 ступеней), блок разделения урана и плутония (16 ступеней), блок реэкстракции урана (12 ступеней) и блок регенерации экстрагента (3 ступени). На первом блоке проводится извлечение урана и плутония и две разнокислотные промывки экстракта, при этом отработанный слабокислый промывной раствор поступает в зону экстракции в обвод зоны кислой промывки.The scheme includes 4 blocks composed of ETs-33 small-sized centrifugal extractors: extraction-washing (16 steps), uranium-plutonium separation block (16 steps), uranium re-extraction block (12 steps) and extractant regeneration block (3 steps). At the first block, uranium and plutonium are extracted and two different acid washings of the extract are carried out, while the spent weakly acidic wash solution enters the extraction zone into the bypass of the acid wash zone.
Промытый экстракт поступает на блок разделения. Реэкстрагирующий раствор содержит только нитрат гидразина, комплексен и азотную кислоту, а собственно восстановитель, уран (IV), генерируется в электролитических ячейках, установленных на перетоках водной фазы между ступенями 10-11 и 13-14 разделительного блока. Каждая из ячеек генерировала из урана, равновесно распределяемого между водными и органическими потоками, до 10÷15 г/л урана (IV).The washed extract enters the separation unit. The stripping solution contains only hydrazine nitrate, complex and nitric acid, and the reducing agent itself, uranium (IV), is generated in electrolytic cells mounted on the flows of the aqueous phase between steps 10-11 and 13-14 of the separation unit. Each of the cells generated up to 10–15 g / l of uranium (IV) from uranium, which was equilibrium distributed between water and organic flows.
В поток питания, кроме урана и плутония, был введен также технеций в виде Tc (VII), отрицательно влияющий на полноту восстановления Pu (IV) до Pu (III).In addition to uranium and plutonium, technetium in the form of Tc (VII) was also introduced into the feed stream, which negatively affects the completeness of Pu (IV) reduction to Pu (III).
Отбор и анализ выходящих потоков экстракционного цикла производили после выхода цикла на стационарный режим (примерно 3 полных оборота органического потока и постоянство состава выходящих потоков). Как видно из табл.1, составы плутониевого и уранового реэкстракта вполне ожидаемы и соответствуют литературным данным и практике эксплуатации комплекса РТ-1.The selection and analysis of the effluent of the extraction cycle was carried out after the cycle reached the stationary mode (approximately 3 full turns of the organic stream and the constancy of the composition of the effluent). As can be seen from Table 1, the compositions of plutonium and uranium reextract are quite expected and correspond to the literature data and the practice of operating the RT-1 complex.
Для проверки предлагаемого способа в технологическую схему установки были внесены необходимые изменения:To verify the proposed method, the necessary changes were made to the technological scheme of the installation:
- в схему включен массообменный аппарат-сепаратор с зернистой загрузкой (металлический порошок из нержавеющей стали с диаметром зерна от 0,3 до 0,5 мм) для проведения первой стадии процесса разделения;- the scheme includes a mass transfer apparatus separator with granular loading (stainless steel metal powder with a grain diameter of 0.3 to 0.5 mm) for the first stage of the separation process;
- в схему включена колонна каталитического окисления с загрузкой активированным углем АГ-3;- the scheme includes a catalytic oxidation column loaded with activated carbon AG-3;
- из разделительного блока исключены ступени отмывки плутониевого реэкстракта от урана (6 ступеней), т.к. ожидаемое соотношение Pu/U в выводимом потоке уже превышает требуемое в МОКС-топливе (потребитель потока).- the steps of washing the plutonium reextract from uranium (6 steps) are excluded from the separation block; the expected Pu / U ratio in the output stream already exceeds that required in the MOX fuel (flow consumer).
Технологическая схема установки для проверки предлагаемого способа представлена на фиг.2, где органические потоки изображены пунктиром, а водные сплошной линией.The technological scheme of the installation for checking the proposed method is presented in figure 2, where the organic flows are shown by a dotted line, and water by a solid line.
Условное обозначение К.К.О. означает колонку каталитического обмена. Установка с обозначением С означает сепаратор.Symbol K.K.O. means catalytic exchange column. A unit marked C stands for separator.
Предлагаемый способ был проверен в нескольких вариантах, различающихся составом и(или) величиной потоков - реэкстрагентов плутония на первой и второй стадиях процесса.The proposed method was tested in several versions, differing in the composition and (or) the magnitude of the flows of re-extractants of plutonium in the first and second stages of the process.
При проверке без изменений остались составы и величины потоков 01, 02, 03, 13 и 17. Поток 09 (в предлагаемом способе - реэкстрагент плутония второй стадии) не изменялся по составу, но в различных вариантах изменялся по величине, величина потока 13 понижена (при том же составе) до 10,10 м3/TU.During the verification, the compositions and values of
Вариант 1. Для первой стадии процесса использован раствор карбогидразида, CO(N2H3)2. Этот реагент одновременно выполняет функции восстановителя и стабилизатора плутония (III), т.н. «антинитрита». Состав реэкстрагента плутония второй стадии - без изменений, однако величина потока понижена с 1,41 м3/т до 1,0 м3/т.
Величины и составы выходных и промежуточных потоков после выхода установки на стационарное состояние представлены в табл.2.The values and compositions of the output and intermediate flows after the installation reaches a stationary state are presented in Table 2.
Как видно из результатов, представленных в табл.2, величина плутониевого потока, выводимого из цикла, понижена по сравнению с прототипом примерно в 4,3 раза с пропорциональным ростом содержания плутония в потоке.As can be seen from the results presented in table 2, the magnitude of the plutonium stream removed from the cycle is reduced compared with the prototype by about 4.3 times with a proportional increase in the content of plutonium in the stream.
Параметр эффективности первой стадии процесса разделения, исходя из содержания плутония в потоках 04 и 04, равен k=0,73, что позволило резко уменьшить содержание плутония в потоке, поступающем на вторую стадию.The efficiency parameter of the first stage of the separation process, based on the plutonium content in
На первой стадии вместе с плутонием из экстракта удаляется преобладающая часть технеция. Эти факторы позволили на второй стадии процесса понизить в 2,5 раза (по сравнению с прототипом) содержание плутония в урановом продукте при уменьшенном на 30% потоке реэкстракта.At the first stage, together with plutonium, the predominant part of technetium is removed from the extract. These factors made it possible to lower the plutonium content in the uranium product by a factor of 2.5 (as compared with the prototype) in the second stage of the process with a 30% decrease in the reextract stream.
Вариант 2. Отличается от варианта 1 составом реэкстрагента плутония на первой стадии. В качестве восстановительных реагентов принята пара уран (IV)+гидразин, раствор приготовлен с использованием электролизера, не входящего в схему установки.Option 2. It differs from
Величины и составы выходных и промежуточных потоков в стационарном состоянии установки представлены в табл.3.The values and compositions of the output and intermediate flows in the stationary state of the installation are presented in table 3.
Как видно из результатов табл.3, реэкстрагент первой стадии демонстрирует существенно более высокую эффективность, k=0,95, что в 7 раз снижает нагрузку по плутонию на вторую стадию разделения (поток 04') и позволяет понизить содержание плутония в урановом потоке до 50 мкг/кг U, т.е. более чем в 5 раз по сравнению со способом-прототипом.As can be seen from the results of Table 3, the stripping agent of the first stage demonstrates a significantly higher efficiency, k = 0.95, which reduces the plutonium load by the second stage of separation by a factor of 7 (stream 04 ') and allows reducing the plutonium content in the uranium stream to 50 μg / kg U, i.e. more than 5 times in comparison with the prototype method.
Вариант 3. Результаты проверки предлагаемого способа по варианту 2 послужили основанием для дальнейшей оптимизации процесса. В варианте 3 была увеличена концентрация урана (IV) в реэкстрагенте плутония 1 стадии и понижена величина этого потока с O:В=30,6 (вариант 2) до O:В=43,9 (вариант 3). Поток реэкстрагента плутония 2 стадии также был понижен с O:В=10 до 0:В=15, т.е. объем рефлаксного потока (поток 05) практически стал равным потоку кислой промывки (поток 05) в способе-прототипе.
Результаты проверки предлагаемого способа в варианте 3 представлены в табл.4.The verification results of the proposed method in
Из данных, представленных в табл.4, следует, что проведение процесса разделения в оптимизированном режиме демонстрирует, в сопоставлении со способом-прототипом, следующие преимущества:From the data presented in table 4, it follows that the process of separation in an optimized mode demonstrates, in comparison with the prototype method, the following advantages:
- объем выводимого из цикла плутонийсодержащего потока понижен с 1,41 м3/тU до 0,23 м3/тU, т.е более чем в 6 раз по сравнению со способом-прототипом;- the volume removed from the cycle of plutonium-containing stream is reduced from 1.41 m 3 / tU to 0.23 m 3 / tU, i.e. more than 6 times in comparison with the prototype method;
- нагрузка на стадию очистки урана от плутония снижена с 10 г Pu/кг U до 0,735 г Pu/кг U, что позволило даже при пониженном расходе реэкстрагента второй стадии повысить очистку урана от плутония в 5 раз по сравнению со способом-прототипом.- the load on the stage of purification of uranium from plutonium is reduced from 10 g Pu / kg U to 0.735 g Pu / kg U, which made it possible to increase the purification of uranium from plutonium by 5 times even with a reduced consumption of second stage extractant compared with the prototype method.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010126924/07A RU2449393C2 (en) | 2010-07-01 | 2010-07-01 | Method to separate uranium and plutonium in extraction technology of spent nuclear fuel recycling |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010126924/07A RU2449393C2 (en) | 2010-07-01 | 2010-07-01 | Method to separate uranium and plutonium in extraction technology of spent nuclear fuel recycling |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2010126924A RU2010126924A (en) | 2012-01-10 |
| RU2449393C2 true RU2449393C2 (en) | 2012-04-27 |
Family
ID=45783398
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2010126924/07A RU2449393C2 (en) | 2010-07-01 | 2010-07-01 | Method to separate uranium and plutonium in extraction technology of spent nuclear fuel recycling |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2449393C2 (en) |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2221751C1 (en) * | 2002-05-18 | 2004-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А.Бочвара" | Method of fixing plutonium in tetravalent state (options) |
| RU2270172C2 (en) * | 2004-02-24 | 2006-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Tetravalent plutonium stabilization in nitric acid solutions |
-
2010
- 2010-07-01 RU RU2010126924/07A patent/RU2449393C2/en active
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2221751C1 (en) * | 2002-05-18 | 2004-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А.Бочвара" | Method of fixing plutonium in tetravalent state (options) |
| RU2270172C2 (en) * | 2004-02-24 | 2006-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" | Tetravalent plutonium stabilization in nitric acid solutions |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| КОПЫРИН А.А. и др. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. - М.: Атомэнергоиздат, 2006, с.206-208, 233. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2010126924A (en) | 2012-01-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR101386696B1 (en) | Process for reprocessing a spent nuclear fuel and of preparing a mixed uranium-plutonium oxide | |
| US7731870B2 (en) | Purex method and its uses | |
| RU2558332C9 (en) | Method of treating spent nuclear fuel without need for reductive re-extraction of plutonium | |
| RU2706954C2 (en) | Method of treating aqueous nitrate solution obtained during dissolution of spent nuclear fuel, performed in one cycle and not requiring any operation, including reductive re-extraction of plutonium | |
| CN105849818B (en) | Including the method by the way that processing spent nuclear fuel of at least one actinides (IV) from the actinides (IV) the step of purification uranium (VI) is complexed | |
| CA1064707A (en) | Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process | |
| US7622090B2 (en) | Method for separating uranium (VI) from actinides(IV) and/or actinides (VI) and its uses | |
| EP1029327B1 (en) | Nuclear fuel reprocessing | |
| US4021313A (en) | Method for purifying actinides which are in low oxidation states | |
| RU2449393C2 (en) | Method to separate uranium and plutonium in extraction technology of spent nuclear fuel recycling | |
| EP2223305B1 (en) | Use of a wash solution in continuous reprocessing of nuclear fuel and a system thereof | |
| Volk et al. | New technology and hardware for reprocessing spent nuclear fuel from thermal reactors | |
| US5057289A (en) | Process for the separation of uranium from a radioactive feed solution containing technetium | |
| JPS63198897A (en) | Method particularly used for reprocessing irradiated nuclear fuel in order to separate technetium existing in organic solvent together with one kind or more of other metal such as zirconium and uranium or plutonium | |
| JPS6141994A (en) | Method for recovering value uranium in extracting reprocessing process for spent nuclear fuel | |
| RU2229178C2 (en) | METHOD FOR RECOVERING SPENT NUCLEAR FUEL (ALTERNATIVES), Np(VI)-\lang1033\f1 TO\lang1049\f0 -Np(V) REDUCER, Pu(IV)-TO-Pu(III) REDUCER, AND JOINED Np(VI)-TO-Np(V) AND Pu(IV)-TO- (Pu(III) REDUCER | |
| RU2012075C1 (en) | Method of processing of irradiated fuel of atomic power plants | |
| Inoue et al. | Recovery of Mo, V, Ni and Co from spent hydrodesulphurization catalysts | |
| JP2971729B2 (en) | Method for co-extraction of uranium, plutonium and neptunium | |
| US2916349A (en) | Continuous chelation-extraction process for the separation and purification of metals | |
| Todd et al. | Plutonium-238 recovery from irradiated neptunium targets using solvent extraction | |
| Sivakumar et al. | Purification and recovery of plutonium from uranium oxide obtained in the fast reactor fuel reprocessing plant using hydroxyurea as reductant | |
| RU2535332C2 (en) | App irradiated fuel processing method | |
| Bugrov et al. | Development and pilot testing of new Flow diagrams for plutonium purification at the RT-1 plant | |
| JP4338899B2 (en) | Spent fuel reprocessing method, purex reprocessing method, method of reducing Np (VI) to Np (V), and method of reducing Pu (IV) to Pu (III) |