RU2454741C1 - Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций - Google Patents

Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций Download PDF

Info

Publication number
RU2454741C1
RU2454741C1 RU2010152889/07A RU2010152889A RU2454741C1 RU 2454741 C1 RU2454741 C1 RU 2454741C1 RU 2010152889/07 A RU2010152889/07 A RU 2010152889/07A RU 2010152889 A RU2010152889 A RU 2010152889A RU 2454741 C1 RU2454741 C1 RU 2454741C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
extraction
zirconium
solution
plutonium
chromium
Prior art date
Application number
RU2010152889/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Леонид Васильевич Сытник (RU)
Леонид Васильевич Сытник
Борис Яковлевич Зильберман (RU)
Борис Яковлевич Зильберман
Ирина Владимировна Блажева (RU)
Ирина Владимировна Блажева
Андрей Юрьевич Шадрин (RU)
Андрей Юрьевич Шадрин
Егор Артурович Пузиков (RU)
Егор Артурович Пузиков
Николай Дмитриевич Голецкий (RU)
Николай Дмитриевич Голецкий
Дмитрий Николаевич Кухарев (RU)
Дмитрий Николаевич Кухарев
Евгений Алексеевич Боровиков (RU)
Евгений Алексеевич Боровиков
Юрий Степанович Федоров (RU)
Юрий Степанович Федоров
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина"
Российская Федерация, от имени которой выступает Федеральное государственное унитарное предприятие "Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности"
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 "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина", Российская Федерация, от имени которой выступает Федеральное государственное унитарное предприятие "Федеральный центр ядерной и радиационной безопасности" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина"
Priority to RU2010152889/07A priority Critical patent/RU2454741C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2454741C1 publication Critical patent/RU2454741C1/ru

Links

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на локализацию циркония в 1 экстракционном цикле путем совместной экстракции урана, нептуния, плутония, технеция и циркония с селективной реэкстракцией последнего. Способ переработки ОЯТ атомных электростанций включает экстракцию урана(VI), плутония(VI), нептуния(VI), технеция(VII) и циркония(IV) раствором разбавленного трибутилфосфата и реэкстракцию циркония в раствор азотной кислотой с отмывкой экстрагентом от актинидов. Экстракцию проводят в присутствии Cr(VI) при мольном отношении хром(VI): цирконий(IV)>1, а из экстракта, содержащего все эти элементы, проводят реэкстракцию в раствор азотной кислотой с концентрированием циркония, совместно с технецием или селективно, при введении несолеобразующего восстановителя, не вызывающего реэкстракцию плутония. Изобретение направлено на полное извлечение циркония на стадии экстракции, а также на улучшение экстракции нептуния, извлечение которого в центробежных экстракторах и пульсационных колоннах. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл., 4 пр.

Description

При переработке высоковыгоревшего облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) возникают проблемы образования осадков в виде молибдата циркония, причем цирконий и молибден являются продуктами деления с высоким выходом. Образование этих осадков наиболее существенным образом проявляется при упаривании рафинатов и обработке кубового остатка перед отверждением высокоактивных отходов (ВАО). Одним из путей решения этой проблемы является получение комплексов молибдена при упаривании рафината, например, с щавелевой кислотой при удалении циркония экстракцией в рамках первого экстракционного цикла (Патент RU №2303306, МПК G21F 9/08, опубликованный 20.07.2007, Бюл. Изобр. №20, 2007).
Наиболее близким к заявленному изобретению является способ экстракции циркония совместно с ураном, плутонием, нептунием и технецием раствором 30% трибутилфосфата (ТБФ) за счет эффекта «сверхэкстракции циркония» в присутствии урана в противоточном каскаде (Патент SU 1804652 A3, опубликованный 23.03.1993, Бюл. Изобр. №11, 1993).
Этот способ имеет ограниченный диапазон применения, поскольку требует проведения экстракции при высоком отношении удельных расходов экстрагента к исходному раствору (n>3,2) во всей зоне экстракции, что обеспечивается за счет повышенной концентрации урана и других элементов из ОЯТ в исходном растворе, а также отказа от присоединения раствора от кислотной промывки экстракта к потоку исходного раствора с превращением этой операции в реэкстракцию циркония в сочетании с дополнительно вводимой операцией отмывки делящихся актинидов (урана, плутония, в меньшей мере нептуния) из этого реэкстракта дополнительным потоком экстрагента.
Недостатком этого способа является также необходимость проведения для его реализации частичной реконструкции в высокоактивном узле действующих производств с установкой дополнительных экстракционных ступеней и емкостей, а также ограничения в узле осветления исходного раствора ОЯТ, связанные с ограничением удельного объема промывных растворов.
Указанные недостатки могут быть преодолены благодаря обнаруженному эффекту аномального повышения экстрагируемости циркония в присутствии хрома(VI), что иллюстрирует табл.1. При этом уран существенно не влияет на соэкстракцию циркония и хрома(VI).
Известны данные о введении хрома(VI) в исходный раствор низковыгоревшего ОЯТ (облученного природного урана) при его подготовке к переработке с использованием метилизобутилкетона как экстрагента (Переработка ядерного горючего, под ред. С.Столер и Р. Ричардс, М.: Атомиздат, 1964, стр.162-168), причем хром(VI) применялся в качестве окислителя для стабилизации плутония(VI). В Пурекс-процессе (экстракция актинидов с использованием ТБФ) надобность в окислителе плутония отпала, и о применении в таком процессе хрома(VI) не сообщалось. Точно также не известны опубликованные данные о влиянии хрома(VI) на экстракцию циркония.
Задачей заявляемого способа является полное извлечение циркония на стадии экстракции с последующей его реэкстракцией. Как показала стендовая проверка на модельных и реальных растворах, при введении хрома(V1) при мольном отношении Cr(VI):Zr(IV)>1 в головной экстракционный блок классической структуры (экстракция - двухзонная кислотная промывка) было достигнуто практически количественное извлечение циркония из раствора, содержащего 250 г/л урана и 3 моль/л азотной кислоты. Далее осуществляется полная реэкстракция циркония совместно с технецием 3,5-5,5 моль/л азотной кислотой, причем с вдвое более высоким концентрированием по сравнению с патентом (Патент RU №2132578, опубликованный 27.06.1999, Бюл. Изобр. №24, 1999) при введении в зону сильнокислотной реэкстракции раствора либо перекиси водорода, либо гидразиннитрата как восстановителя. Нижняя граница кислотности определяется реэкстрагируемостью технеция, а верхняя - проскоком циркония с экстрактом или «зависанием» обоих элементов в каскаде вследствие соэкстракции. Введение восстановителя с сильнокислым раствором обусловлено предотвращением его взаимодействия с плутонием в слабокислой зоне.
Было также показано, что хром(VI) может быть введен с исходным раствором или с сильнокислым промывным раствором, присоединяемым к исходному раствору, или отдельным потоком в зону экстракции. Кроме того, в качестве восстановителей могут быть использованы азотсодержащие соединения, в частности гидроксиламин или гидразин в сильнокислой среде, или перекись водорода и ее производные, а также низшие первичные спирты, причем восстановители вводят в отношении к хрому(VI) в количестве, близком к стехиометрическому.
Другим техническим результатом реализации заявляемого способа является улучшение экстракции нептуния, извлечение которого в центробежных экстракторах и пульсационных колоннах в отличие от смесителей-отстойников, не превышает 70% вследствие кинетических ограничений. Введение хрома(VI) в головной экстрактор повышает извлечение нептуния до 99% и более.
Наряду с этим также была успешно применена селективная слабокислотная реэкстракция циркония с его концентрированием в 10 раз по отношению к экстракту, также с введением восстановителя хрома(VI), не затрагивающего плутоний. В качестве такового использовали раствор перекиси водорода. При этом технеций преимущественно остается в экстракте.
Техническая применимость способа иллюстрируется примерами. Схема операций с извлечением и реэкстракцией циркония в 1 цикле переработки ОЯТ АЭС на стенде центробежных экстракторов иллюстрируется рисунком.
Примеры
Пример 1. Проверка предлагаемого способа была осуществлена на стенде малогабаритных центробежных экстракторов. Расходы и составы потоков отражены в табл.2. Дальнейшие операции по реэкстракции Pu и U и их очистке от Np, а также регенерация оборотного экстрагента проводятся любым известным способом и на схеме не показаны.
Исходный раствор, содержащий 250 г/л U и 3 моль/л HNO3, реальные концентрации Np, Тс и Zr, а также в 20 раз более низкую концентрацию Pu (по сравнению с типовым ОЯТ ВВЭР-1000 с выгоранием 40 ГВт*сут/т U) подают на экстракцию 30% ТБФ в смеси с додеканом. Экстракт проходит двухзонную кислотную промывку, причем структура промывной зоны соответствует прототипу с тем отличием, что промывной раствор как обычно присоединяют в экстракторе к потоку исходного раствора, а не выводят в качестве реэкстракта Zr (после отмывки от актинидов). Оба промывных раствора содержат Cr(VI), причем основное количество последнего вводят с сильнокислым промывным раствором в соотношении по балансу Cr(VI):Zr>1. В результате весь Zr экстрагируется наряду с U, Pu, Np и Тс, причем Np также экстрагируется полностью.
Совместная кислотная реэкстракция Zr и Тс проводится путем проведения двухзональной операции с оптимальным соотношением и кислотностью потоков, причем с сильнокислым реэкстрагирующим раствором вводя стехиометрическое по отношению к Cr(VI) количество гидразиннитрата в качестве восстановителя, взаимодействующего быстро с Cr(VI). В результате удается сконцентрировать оба эти элемента в 2,2 раза по отношению к входящему экстракту.
Пример 2. Процесс проводят идентично примеру 1, но Cr(VI) в процесс не вводят. В результате практически весь Zr выводится в рафинат, как и положено в стандартном Пурекс-процессе.
Пример 3. Экстракцию и промывку экстракта проводят аналогично примеру 1, однако равное количество Cr(VI) вводят с исходным раствором с тем же результатом. Реэкстракцию Zr (без Tc) с его существенным концентрированном проводят с помощью слабокислого раствора; необходимое количество перекиси водорода для восстановления Cr(VI) вводят в ступень ввода экстракта.
Пример 4. Процесс проводят как в примере 3, но в качестве восстановителя используют этиловый спирт, который вводят в эквимолярном количестве со слабокислым реэкстрагирующим раствором, обеспечивая идентичный результат.
Figure 00000001
Figure 00000002

Claims (4)

1. Способ переработки отработанного ядерного топлива атомных электростанций, включающий экстракцию урана, плутония, нептуния, технеция и циркония раствором разбавленного трибутилфосфата и реэкстракцию циркония в раствор азотной кислотой с отмывкой экстрагентом от актинидов, отличающийся тем, что в экстракционную систему вводят хром (VI) при мольном отношении хром (VI): цирконий (IV)>1, а последующую реэкстракцию с концентрированием циркония проводят совместно с технецием или селективно, с введением несолеобразующего восстановителя, не вызывающего реэкстракцию плутония.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что хром (VI) вводят с исходным раствором или с сильнокислым промывным раствором, присоединяемым к исходному раствору, или отдельным потоком в зону экстракции.
3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что в качестве восстановителей используют азотсодержащие соединения, в частности гидроксиламин или гидразин в сильнокислой среде, или перекись водорода или ее производные, или низшие первичные спирты, причем восстановители вводят в отношении к хрому (VI) в количестве, близком к стехиометрическому.
4. Способ по п.1, отличающийся тем, что совместную реэкстракцию циркония и технеция проводят с получением реэкстракта, содержащего 3,5-5,5 моль/л азотной кислоты при отношении органической и водной фаз в сильнокислой зоне не более 2,5, а в слабокислой зоне не более 5.
RU2010152889/07A 2010-12-23 2010-12-23 Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций RU2454741C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2010152889/07A RU2454741C1 (ru) 2010-12-23 2010-12-23 Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2010152889/07A RU2454741C1 (ru) 2010-12-23 2010-12-23 Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2454741C1 true RU2454741C1 (ru) 2012-06-27

Family

ID=46682007

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2010152889/07A RU2454741C1 (ru) 2010-12-23 2010-12-23 Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2454741C1 (ru)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2535332C2 (ru) * 2013-02-25 2014-12-10 Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ переработки облученного топлива аэс
RU2686076C1 (ru) * 2018-08-17 2019-04-24 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла purex-процесса от технеция
RU2751019C1 (ru) * 2020-11-16 2021-07-07 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ управления процессом насыщения экстрагента в экстракционной пульсационной колонне ядерно-безопасного исполнения

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1240766A (en) * 1968-06-18 1971-07-28 Gen Electric Irradiated nuclear fuel recovery process
RU2080666C1 (ru) * 1993-07-27 1997-05-27 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс
RU2132578C1 (ru) * 1997-06-16 1999-06-27 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1240766A (en) * 1968-06-18 1971-07-28 Gen Electric Irradiated nuclear fuel recovery process
RU2080666C1 (ru) * 1993-07-27 1997-05-27 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс
RU2132578C1 (ru) * 1997-06-16 1999-06-27 Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
СТОЛЕР С. и РИЧАРДС Р. Переработка ядерного горючего. - М.: Атомиздат, 1964, с.162-168. *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2535332C2 (ru) * 2013-02-25 2014-12-10 Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ переработки облученного топлива аэс
RU2686076C1 (ru) * 2018-08-17 2019-04-24 Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла purex-процесса от технеция
RU2751019C1 (ru) * 2020-11-16 2021-07-07 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ управления процессом насыщения экстрагента в экстракционной пульсационной колонне ядерно-безопасного исполнения

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2400841C2 (ru) Усовершенствование способа purex и его применение
Herbst et al. Standard and advanced separation: PUREX processes for nuclear fuel reprocessing
RU2558332C2 (ru) Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония
JP5802660B2 (ja) 使用済み核燃料の改善された処理方法
JP6688873B2 (ja) 単一のサイクルで、プルトニウムの還元逆抽出を伴う操作を全く必要としない、使用済み核燃料の溶解から生じる硝酸水溶液の処置のための方法
CN110656247B (zh) 一种从含钚硝酸溶液中萃取回收钚的方法
US10210958B2 (en) Method for processing spent nuclear fuel comprising a step for decontaminating uranium (VI) from at least one actinide (IV) by complexing this actinide (IV)
RU2454741C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций
CN85105352B (zh) 从放射性废液中分离锕系元素的方法
Goletskii et al. Ways of technetium and neptunium localization in extraction reprocessing of spent nuclear fuel from nuclear power plants
RU2454742C1 (ru) Способ переработки оят аэс
Liljenzin et al. Reducing the long-term hazard of reactor waste through actinide removal and destruction in nuclear reactors
Zhaowu et al. Uranium/plutonium and uranium/neptunium separation by the Purex process using hydroxyurea
RU2574036C1 (ru) Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс
JPH0453277B2 (ru)
RU2454740C1 (ru) Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов
RU2642851C2 (ru) Способ выделения и разделения плутония и нептуния
RU2623943C1 (ru) Экстракционная смесь для извлечения тпэ и рзэ из высокоактивного рафината переработки оят аэс и способ её применения (варианты)
JPH07239396A (ja) 再処理施設の高レベル廃液処理方法
RU2540342C2 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
RU2767931C1 (ru) Способ экстракционной очистки экстракта урана от технеция
Kudinov et al. Batching of spent AMB nuclear fuel for reprocessing at the industrial association mayak
RU2490735C2 (ru) Способ подготовки растворов переработки оят, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов
Todd Solvent Extraction Research and Development in the US Fuel Cycle Program
RU2561065C1 (ru) СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ СОВМЕСТНОГО РАСТВОРА U И Pu