RU2474898C1 - Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы - Google Patents

Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы Download PDF

Info

Publication number
RU2474898C1
RU2474898C1 RU2011126408/07A RU2011126408A RU2474898C1 RU 2474898 C1 RU2474898 C1 RU 2474898C1 RU 2011126408/07 A RU2011126408/07 A RU 2011126408/07A RU 2011126408 A RU2011126408 A RU 2011126408A RU 2474898 C1 RU2474898 C1 RU 2474898C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
oxalate
processing
pulp
ions
mother liquor
Prior art date
Application number
RU2011126408/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2011126408A (ru
Inventor
Пётр Михайлович Гаврилов
Юрий Александрович Ревенко
Сергей Иванович Бычков
Владимир Николаевич Алексеенко
Игорь Евгеньевич Поляков
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 RU2011126408/07A priority Critical patent/RU2474898C1/ru
Publication of RU2011126408A publication Critical patent/RU2011126408A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2474898C1 publication Critical patent/RU2474898C1/ru

Links

Landscapes

  • Paper (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности. Способ переработки оксалатных маточных растворов радиохимического производства, содержащих трансурановые элементы, включает разрушение в маточных растворах оксалат-ионов азотной кислотой в присутствии ионов металлов переменной валентности. Переработку оксалатного маточного раствора и пульпообразных отходов осуществляют совместно путем смешивания маточного раствора с твердой фазой гидроксидной пульпы. Изобретение позволяет снизить энергетические затраты и уменьшить массу образующихся РАО. 2 з.п. ф-лы, 3 табл.

Description

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности.
На многих предприятиях по переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) накоплены гидроксидные пульпообразные РАО, содержащие актиноидные элементы и ионы металлов переменной валентности. Ужесточение требований, предъявляемых к хранению РАО, вызывает необходимость переработки таких РАО. Для растворения гидроксидных пульпообразных РАО обычно используют растворы азотной кислоты, содержащие окислители или восстановители [Захарова Е.В., Ермолаев В.М., Бондин В.В. и др. Изучение возможности использования растворов различного состава для дезактивации производственных труднорастворимых осадков от радионуклидов, в первую очередь от плутония. Отчет ИФХ РАН и ГХК, 2003 г. Инв. №13-16/1250 от 23.09.03]. После растворения пульп для извлечения из них актиноидных элементов используют, как правило, экстракционный способ переработки.
В то же время на предприятиях по переработке ОЯТ одной из завершающих стадий переработки ОЯТ является оксалатное осаждение трансурановых элементов (ТУЭ). Использование этой операции в технологических схемах связано с определенными трудностями, обусловленными неизбежным получением относительно больших объемов оксалатных маточных растворов. Данные растворы не являются сбросными, так как содержат до 100 мг/л ТУЭ. Концентрация азотной кислоты в оксалатном маточном растворе составляет 160-200 г/л. Вернуть маточные растворы в экстракционный цикл не позволяет содержание в них до 10 г/л щавелевой кислоты, которая существенно влияет на экстракционное поведение урана, плутония и нептуния. Для того чтобы оксалатные маточные растворы, содержащие ТУЭ, переработать, необходимо предварительно разрушить в них оксалат-ионы.
Известен способ разрушения оксалат-ионов при упарке маточных растворов азотной кислотой с концентрацией 12 моль/л [Jenkins J.L., Keen N.I., Wain A.G. Extractive and physical metallurgy of plutonium and it's alloys. New York: Intersci. Publ. 1960. Р.25].
Недостатками данного способа являются: низкая скорость окисления щавелевой кислоты нитрат-ионами и значительные энергетические затраты.
Известен способ разрушения оксалат-ионов окислением их сильными окислителями [Плутоний. Справочник под редакцией Вика. - М.: Атомиздат, 1971, т. С.408-409].
Недостатками данного способа являются: большой расход окислителей и увеличение массы радиоактивно загрязненных солей, образующихся в результате использования способа, нуждающихся в последующей переработке и иммобилизации.
Известен способ утилизации маточных растворов окислением оксалат-ионов азотной кислотой в присутствии катализатора - ионов металлов с переменной валентностью, в качестве которого используют ионы марганца. Для этого маточный раствор вводят в контакт с силикагелем, содержащим ионы марганца. Процесс ведут при нагревании до полного упаривания водных растворов [Патент Российской Федерации №2111562, кл. G21F 9/04, G21F 9/16 от 20.05.1998]. Данный способ выбран в качестве прототипа.
Недостатками данного способа являются высокие энергетические затраты и увеличение массы РАО за счет использования дополнительного реагента - силикагель с солями марганца, нуждающимися в последующей переработке и иммобилизации.
Целью предлагаемого способа является снижение энергетических затрат и уменьшение массы образующихся РАО за счет использования совместной переработки маточников, содержащих трансурановые элементы, и твердой фазы гидроксидной пульпы - отхода радиохимического производства.
Поставленная цель достигается тем, что вместо применяемого в известном способе радиационно чистого силикагеля, содержащего марганец, используют отход радиохимического производства - гидроксидную радиоактивную пульпу, содержащую актиноидные элементы и ионы металлов переменной валентности, в присутствии которых происходит разрушение оксалат-ионов. Концентрация азотной кислоты в оксалатных маточных растворах, направляемых на контактирование с твердой фазой пульп, составляет 60-200 г/л.
Использование данной пульпы позволяет разрушать оксалат-ионы в растворе при комнатной температуре и не создает увеличения массы образующихся РАО за счет исключения применения дополнительных радиационно чистых реагентов.
Заявляемый способ проверен в лабораторных условиях. В эксперименте использовали производственный маточный раствор, образовавшийся при переработке облученного ядерного топлива (см. таблица 1, раствор 1). Кроме того, обработки проведены с растворами 2 и 3 (таблица 1), полученными разбавлением исходного маточного раствора дистиллированной водой в 2 и 3 раза, соответственно.
Таблица 1
Составы растворов, взятых для обработки
Номер обработки и раствора HNO3, г/л H2C2O4, г/л Рu, мг/л U, г/л NH4NO3, г/л
Раствор 1 190 8 41 13,2 30
Раствор 2 95 4 20,5 6,6 15
Раствор 3 63 2,7 13,7 4,4 10
Обработку растворов по предлагаемому способу проводили твердой фазой гидроксидной радиоактивной пульпы, состав которой приведен в таблице 2.
Таблица 2
Состав гидроксидной пульпы
Компонент или показатель Размерность Величина компонента или показателя
Плутоний мг/л 37,0
Уран г/л 14,8
МЭД мкР/л·с 11,1
Активность β-излучающих нуклидов Кu/л 2,9
Алюминий г/л 1,8
Марганец г/л 3,1
Железо г/л 11,4
Хром г/л 3,2
Диоксид кремния г/л 5,2
Никель г/л 3,1
Нитрат натрия г/л 334
Карбонат натрия г/л <2,0
Гидроксид натрия г/л 7,3
Нерастворимая в воде твердая фаза г/л 57,7
В эксперименте по предлагаемому способу использовали порции гидроксидной пульпы объемом по 4 мл. Объем растворов перед обработкой составлял по 50 мл. Температура растворов при обработке образцами твердой фазы составляла 20-22°С. Длительность контакта растворов с образцами твердой фазы при перемешивании составляла 4 ч. Остаток нерастворившейся твердой фазы пульпы подсоединяют к следующей порции пульпы, направляемой для контактирования с новой порцией оксалатного маточного раствора. Выполнение примеров осуществляли в мерных стеклянных цилиндрах.
Результаты, представленные в таблице 3, показывают, что в ходе обработки исходного маточника или его разбавленных растворов происходит разрушение оксалат-ионов. В полученных декантатах происходит снижение общей кислотности раствора за счет разрушения оксалат-ионов и азотной кислоты в ходе окислительно-восстановительных реакций и частичной нейтрализации кислоты гидроксидами металлов. По своему химическому составу полученные растворы пригодны для переработки экстракционными методами.
Figure 00000001

Claims (3)

1. Способ переработки оксалатных маточных растворов радиохимического производства, содержащих трансурановые элементы, включающий разрушение в маточных растворах оксалат-ионов азотной кислотой в присутствии ионов металлов переменной валентности, отличающийся тем, что переработку оксалатного маточного раствора и пульпообразных отходов осуществляют совместно путем смешивания маточного раствора с твердой фазой гидроксидной пульпы.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что концентрация азотной кислоты в оксалатных маточных растворах, направляемых на контактирование с твердой фазой пульп, составляет 60-200 г/л.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что остаток нерастворившейся твердой фазы пульпы подсоединяют к следующей порции пульпы, направляемый для контактирования с новой порцией оксалатного маточного раствора.
RU2011126408/07A 2011-06-27 2011-06-27 Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы RU2474898C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011126408/07A RU2474898C1 (ru) 2011-06-27 2011-06-27 Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2011126408/07A RU2474898C1 (ru) 2011-06-27 2011-06-27 Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2011126408A RU2011126408A (ru) 2013-01-10
RU2474898C1 true RU2474898C1 (ru) 2013-02-10

Family

ID=48795123

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2011126408/07A RU2474898C1 (ru) 2011-06-27 2011-06-27 Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2474898C1 (ru)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2346817A1 (fr) * 1976-03-31 1977-10-28 Commissariat Energie Atomique Procede de decontamination d'effluents radioactifs, notamment en antimoine et en ruthenium
EP0475635A1 (en) * 1990-09-10 1992-03-18 JAPAN as Represented by DIRECTOR GENERAL OF AGENCY OF INDUSTRIAL SCIENCE AND TECHNOLOGY Method for removing cesium from aqueous solutions of high nitric acid concentration
RU2111562C1 (ru) * 1996-05-29 1998-05-20 Производственное объединение "МАЯК" Способ утилизации оксалатных маточных растворов трансурановых элементов
RU96110730A (ru) * 1996-05-29 1998-08-27 Производственное объединение "МАЯК" Способ утилизации оксалатных маточных растворов трансурановых элементов

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2346817A1 (fr) * 1976-03-31 1977-10-28 Commissariat Energie Atomique Procede de decontamination d'effluents radioactifs, notamment en antimoine et en ruthenium
EP0475635A1 (en) * 1990-09-10 1992-03-18 JAPAN as Represented by DIRECTOR GENERAL OF AGENCY OF INDUSTRIAL SCIENCE AND TECHNOLOGY Method for removing cesium from aqueous solutions of high nitric acid concentration
RU2111562C1 (ru) * 1996-05-29 1998-05-20 Производственное объединение "МАЯК" Способ утилизации оксалатных маточных растворов трансурановых элементов
RU96110730A (ru) * 1996-05-29 1998-08-27 Производственное объединение "МАЯК" Способ утилизации оксалатных маточных растворов трансурановых элементов

Also Published As

Publication number Publication date
RU2011126408A (ru) 2013-01-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Mincher et al. Tributylphosphate extraction behavior of bismuthate-oxidized americium
Mincher et al. Recent advances in f-element separations based on a new method for the production of pentavalent americium in acidic solution
Mezyk et al. Alpha and gamma radiolysis of nuclear solvent extraction ligands used for An (III) and Ln (III) separations
KR101068523B1 (ko) 방사성 폐액으로부터 코발트 및 세슘을 제거하는 방법
RU2474898C1 (ru) Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы
RU2514823C1 (ru) Способ обработки радиактивного раствора
Rudisill et al. Enhanced Chemical Cleaning of SRS Waste Tanks to Improve Actinide Solubility
Harjula et al. Development of a selective cesium and strontium removal system for the JAERI Tokai-Mura site-laboratory tests
Myasoedov et al. New approaches to reprocessing of oxide nuclear fuel
RU2111562C1 (ru) Способ утилизации оксалатных маточных растворов трансурановых элементов
RU2793956C1 (ru) Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов
Nilsson et al. TALSPEAK chemistry in advanced nuclear fuel cycles
RU2447523C2 (ru) Способ очистки регенерированного урана
Sivakumar et al. Spectrophotometric determination of hydroxyurea and stability in nitric acid medium
RU2603019C1 (ru) Способ переработки облучённого ядерного топлива
RU2550343C1 (ru) Способ извлечения радионуклидов и микроэлементов
Volkova et al. Coagulation treatment of radioactively contaminated waters using sodium ferrate
JP4565127B2 (ja) 固体を共存した水溶液への放射線照射による水溶液中の強酸化性金属イオンの処理回収方法
US2860949A (en) Plutonium separation method
RU2733055C1 (ru) Способ переработки отработавших ионообменных смол
RU2102803C1 (ru) Способ очистки растворов от радионуклидов
Łyczko et al. NEW METHOD FOR DISSOLUTION OF THORIUM OXIDE
US20150337412A1 (en) Oxidation of americium in acidic solution
Kiliari et al. Americium and samarium determination in aqueous solutions after separation by cation-exchange
RU2547822C2 (ru) Способ удаления ядерного топлива из контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов

Legal Events

Date Code Title Description
MZ4A Patent is void

Effective date: 20200819