RU2540342C2 - Способ переработки облученного ядерного топлива - Google Patents
Способ переработки облученного ядерного топлива Download PDFInfo
- Publication number
- RU2540342C2 RU2540342C2 RU2013130121/07A RU2013130121A RU2540342C2 RU 2540342 C2 RU2540342 C2 RU 2540342C2 RU 2013130121/07 A RU2013130121/07 A RU 2013130121/07A RU 2013130121 A RU2013130121 A RU 2013130121A RU 2540342 C2 RU2540342 C2 RU 2540342C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- plutonium
- solution
- uranium
- mol
- nitric acid
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
- Physical Water Treatments (AREA)
Abstract
Заявленное изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива АЭС. В заявленном способе отделение плутония от урана предусмотрено на стадии реэкстракции с использованием водорастворимых комплексонов - моноамидов дигликолевой кислоты. Техническим результатом является возможность осаждения плутония или смеси уран-плутоний непосредственно из полученного рекэкстракта. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.
Description
Предлагаемое изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива (ОЯТ) АЭС. Одной из целей переработки является отделение актинидов (урана, плутония, нептуния, америция),. присутствующих в ОЯТ, от продуктов деления, и их последующее разделение для утилизации или трансмутирования. Выделенные фракции актинидов или чистые актиниды далее переводятся в химические формы, удобные для повторного использования или отверждения, как правило, в окислы.
Известны различные способы экстракционного разделения актинидов при переработке облученного топлива АЭС:
Патент RU 2307794, опубл. 10.10.2007, БИ №28. Отделение плутония от урана проводится бета-этанолгидразином.
«Способ восстановительного разделения нептуния и плутония» Патент RU 2066489 С1 опубл. 10.09.1996 г., БИ №25.
«Способ очистки урана от плутония» Патент RU 2107959 опубл. 27.03.1998.
«Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты)» Патент RU 2249267, опубл. 27.03.2005 БИ №9. Отделение плутония от урана проводят раствором урана (IV).
«Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата» Патент RU 2410774, опубл. 27.01.2011, БИ №3. Разделение плутония и урана проводится с использованием карбогидразида. Недостаток способа - проведение реэкстракции при концентрации азотной кислоты менее 0,5 моль/л.
«Способ регенерации отработанного топлива» Патент RU 2403634, опубл. 10.11.2010.
Основным недостатком известных способов-аналогов является необходимость перевода плутония в другую степень окисления. Известно, что для полноты перехода требуется длительное время - десятки минут.
Известен способ отделения плутония от урана при реэкстракции плутония диметилмоноамидом дигликолевой кислоты из раствора фосфиноксида в предельных углеводородах [Sasaki, Y., Suzuki, H., Sugo, Y., Kimura, Т., Choppin, G.R. New water-soluble organic ligands for actinide cations complexation. Chemistry Letters, (2006), 35, (3), pp.256-257; Sasaki Y., Sugo Y., Kitatsuji Y., Kirishima A., Kimura Т., Choppin G.R. Complexation and back extraction of various metals by water-soluble diglycolamide // Analytical Sciences, Volume 23, Issue 6, June 2007, Pages 727-731]. Известно также, что плутоний может быть реэкстрагирован из раствора трибутилфосфата моно- и диамидами дигликолевой кислоты (Wang Jianchen, Chen Jing, Proceeding of Global 2007 conference, Boise, Idaho, September 9-13, 2007, pp.1131-1136). Однако было неизвестно, возможно ли осаждение плутония из таких растворов. Известно, что присутствие комплексона (например, полиаминополикарбоновых кислот) препятствует осаждению плутония.
Наиболее близким к предлагаемому способу является способ, описанный в патенте [Emin J.-L., Drain F.; Poncelet F., Dinh В.; Pradel P.; Baron P. Masson M, WO 2011000844 (A1) - Improved Method For Treating Spent Nuclear Fuel (Улучшенный способ переработки облученного топлива, опубл. 2011-01-06) (FR 2947663)] - прототип.
По способу-прототипу облученное топливо предусматривает очистку урана, плутония и нептуния от продуктов деления экстракцией раствором фосфорорганического соединения в разбавителе, отделение урана от плутония и нептуния или плутония от урана и нептуния реэкстракцией из органической фазы с использованием реэкстрагирующего агента и осаждение актинидов из рекэкстракта с последующим получением чистых или смешанных окислов актинидов.
Недостатком способа-прототипа является необходимость проведения окислительно-восстановительных реакций для перевода плутония и нептуния в соответствующие степени окисления. Такие реакции требуют для полноты перевода нуклидов в соответствующую степень окисления значительного времени - нескольких десятков минут. Кроме того, по способу-прототипу предусмотрено промежуточное концентрирование реэкстрактов плутония и/или нептуния, т.е. еще одна операция, требующая специального оборудования и времени. Осаждение оксалатов актинидов также может потребовать предварительного разложения присутствующих в реэкстракте комплексонов.
Задачей изобретения является отделение плутония от урана или основной массы урана с непосредственным осаждением плутония или смеси уран-плутоний непосредственно из полученного раствора для упрощения процесса разделения актинидов при переработке облученного топлива.
Поставленная задача решается экстракцией урана и плутония из азотнокислых растворов раствором органического фосфата, например трибутилфосфата или три-изоамилфосфата, реэкстракцией плутония или плутония с частью урана с использованием в качестве реэкстрагирующих агентов водорастворимых моноамидов дигликолевой кислоты общей формулы
где R и R' - заместители при атоме азота, выбранные из группы: Н, метил, этил, гидроксиэтил, с последующим осаждением плутония или смеси уран-плутоний щавелевой кислотой или аммиаком и получением окислов актинидов известными способами. Реэкстракцию проводят раствором, содержащим 0,2-3,0 моль/л азотной кислоты и 0,05-0,2 моль/л моноамида дигликолевой кислоты указанной формулы
Отделение плутония от урана проходит при контакте органической фазы, содержащей уран и плутоний, с водным раствором, содержащим комплексен и азотную кислоту. При этом уран остается в органической фазе, а плутоний переходит в водную фазу. Особенностью процесса является то, что степень окисления плутония не меняется - остается плутоний (IV). Из полученного реэкстракта плутоний можно осадить добавлением оксалат-иона или аммиака. Полнота осаждения не меняется из-за присутствия комплексона. Полученные осадки также далее известными методами переводятся в соответствующий окисел - для плутония - в двуокись.
Предлагаемые примеры иллюстрируют возможности применения способа.
Пример 1
Раствор нитрата уранила и нитрата плутония (IV) в азотной кислоте контактируют с раствором 30% раствор ТБФ в додекане. Полученный органический экстракт, содержащий 10 г/л (по металлу) урана (VI) и 20 мг/л (по металлу) плутония (IV), контактировали с растворами азотной кислоты, содержащими 0,1 моль/л диметилмоноамида дигликолевой кислоты, К-1, (CH3)2NC(O)CH2OCH2COOH. Результаты приведены на Фиг.1. Видно, что в интервале кислот 0,5-3,0 моль/л азотной кислоты можно реэкстрагировать плутоний, при этом уран остается в органической фазе. Можно также провести концентрирование плутония.
Пример 2
30% раствор трибутилфосфата в додекане, содержащий 10 г/л (по металлу) урана (VI) и 20 мг/л (по металлу) плутония (IV), контактировали с растворами азотной кислоты, содержащими 0,1 моль/л диэтилмоноамида дигликолевой кислоты [(C2H5)2NC(O)CH2OCH2COOH), К-2] Результаты приведены на Фиг 2.
Пример 3
К раствору, содержащему азотную кислоту - 1 моль/л, плутоний (IV) в концентрации 1,2 г/л и комплексен К-1 - 0,1 моль/л, добавили раствор осадителя - аммиака в концентрации 14 моль/л. После осаждения плутония содержание плутония в растворе составило 0,3 мг/л. При осаждении плутония из раствора 1 моль/л азотной кислоты без добавления комплексона К-1 остаточное содержание плутония составило 0,32 мг/л.
Пример 4
30% раствор ТБФ в додекане, содержащий 10 г/л (по металлу) урана (VI) и 20 мг/л (по металлу) плутония (IV), контактировали с растворами азотной кислоты, содержащими 0,1 моль/л моноамида дигликолевой кислоты H2NC(O)CH2OCH2COOH (К-4). Результаты приведены на Фиг.3.
Пример 5
Раствор комплексона К-1, полученный от осаждения по примеру 3, подкисляют азотной кислотой до концентрации азотной кислоты 1 моль/л и используют для реэкстракции плутония в условиях примера 1. Коэффициент распределения плутония составил 0,02.
Пример 6
Раствор 30% ТБФ в додекане, содержащий уранилнитрат (10 г/л по металлу) и нитрат плутония (IV) (20 мг/л по металлу), контактировали с азотнокислыми растворами 0,1 моль/л К-5 (оксиэтилмоноамида дигликолевой кислоты - HOCH2CH2NHC(O)CH2OCH2COOH) при различных концентрациях азотной кислоты. Коэффициенты распределения приведены на Фиг.4
Пример 7
Раствор 30% ТБФ в додекане, содержащий уранилнитрат (90 г/л по металлу) и нитрат плутония (IV) (2 г/л по металлу), контактировали с 1,0 моль/л раствором азотной кислоты, содержащим 0,2 моль/л диметилмоноамида дигликолевой кислоты (К-1) при соотношении фаз = 7/1. Получен реэкстракт с содержанием плутония 14 г/л и содержанием урана 16 г/л.
Пример 8
Реэкстракт, полученный в примере 7, обрабатывают раствором щавелевой кислоты с концентрацией 1 моль/л, взятой с 10% мольным избытком.
Содержание урана в растворе после осаждения 5000 мг/л, содержание плутония в растворе после осаждения 110 мг/л.
Пример 9
К раствору, содержащему азотную кислоту - 1 моль/л, плутоний (IV) в концентрации 1,2 г/л и комплексен К-2 - 0,1 моль/л, добавили раствор осадителя - щавелевой кислоты в концентрации 1 моль/л.
После осаждения оксалата плутония содержание плутония в растворе составило 98 мг/л. При осаждении плутония из раствора 1 моль/л азотной кислоты без введения комплексона К-2 остаточное содержание плутония составило 100 мг/л.
Пример 10
Раствор 30% триамилфосфата в додекане, содержащий уранилнитрат (12 г/л по металлу) и нитрат плутония (IV) (20 мг/л по металлу), контактировали с азотнокислым раствором 0,1 моль/л К-6 (метилмоноамида дигликолевой кислоты - CH3NHC(CH2OH2COOH) в 2 моль/л азотной кислоте. Коэффициент распределения для урана составил 9, для плутония - 0,2.
Приведенные примеры подтверждают, что по сравнению со способом-прототипом предложенное техническое решение имеет следующие основные преимущества:
а) возможность концентрирования актинидов в реэкстракте;
б) возможность осаждения актинидов или смеси актинидов непосредственно из полученного реэкстракта;
в) возможность повторного использования реэкстракта после осаждения актинидов для новой реэкстракции.
Возможность осаждения плутония и урана из реэкстрактов, содержащих комплексоны, является неожиданным техническим эффектом. Аналоги этих соединений - водорастворимые диамиды дигликолевой кислоты, например тетраметилдиамид дигликолевой кислоты, реэкстрагируют плутоний из органической фазы. Однако провести осаждение плутония из полученного реэкстракта с помощью щавелевой кислоты оказалась невозможным.
Claims (3)
1. Способ переработки облученного ядерного топлива, включающий экстракцию урана и плутония из азотнокислых растворов раствором органического фосфата, например, трибутилфосфата или три-изоамилфосфата в органическом разбавителе, реэкстракцию плутония или плутония с частью урана из органической фазы обработкой водным раствором с использованием реэкстрагирующих агентов, отличающийся тем, что в качестве реэкстрагирующих агентов используют водорастворимые моноамиды дигликолевой кислоты общей формулы:
где R и R' - заместители при атоме азота, выбранные из группы: Н, метил, этил, гидроксиэтил, с последующим осаждением плутония или смеси уран-плутоний и получением окислов актинидов известными способами.
где R и R' - заместители при атоме азота, выбранные из группы: Н, метил, этил, гидроксиэтил, с последующим осаждением плутония или смеси уран-плутоний и получением окислов актинидов известными способами.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что реэкстракцию проводят раствором, содержащим 0,2-3,0 моль/л азотной кислоты и 0,05-0,2 моль/л моноамида дигликолевой кислоты указанной формулы.
3. Способ по п.2, отличающийся тем, что осаждение актинидов из реэкстракта проводят либо раствором щавелевой кислоты, либо раствором аммиака.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013130121/07A RU2540342C2 (ru) | 2013-07-01 | 2013-07-01 | Способ переработки облученного ядерного топлива |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2013130121/07A RU2540342C2 (ru) | 2013-07-01 | 2013-07-01 | Способ переработки облученного ядерного топлива |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2013130121A RU2013130121A (ru) | 2015-01-10 |
RU2540342C2 true RU2540342C2 (ru) | 2015-02-10 |
Family
ID=53278923
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2013130121/07A RU2540342C2 (ru) | 2013-07-01 | 2013-07-01 | Способ переработки облученного ядерного топлива |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2540342C2 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2706954C2 (ru) * | 2015-07-29 | 2019-11-21 | Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | 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 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4131527A (en) * | 1977-03-30 | 1978-12-26 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for selectively reducing plutonium values by a photochemical process |
US4751677A (en) * | 1986-09-16 | 1988-06-14 | Honeywell Inc. | Differential arrangement magnetic memory cell |
RU2410774C2 (ru) * | 2009-04-13 | 2011-01-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата |
-
2013
- 2013-07-01 RU RU2013130121/07A patent/RU2540342C2/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4131527A (en) * | 1977-03-30 | 1978-12-26 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for selectively reducing plutonium values by a photochemical process |
US4751677A (en) * | 1986-09-16 | 1988-06-14 | Honeywell Inc. | Differential arrangement magnetic memory cell |
RU2410774C2 (ru) * | 2009-04-13 | 2011-01-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2706954C2 (ru) * | 2015-07-29 | 2019-11-21 | Коммиссариат А Л' Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | 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 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2013130121A (ru) | 2015-01-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5457188B2 (ja) | 塩析媒体中の溶媒和抽出剤を使用する高度に酸性の水性相からのアクチノイドのプールされた分離 | |
Choppin et al. | Actinide separation science | |
Mathur et al. | Extraction of actinides and fission products by octyl (phenyl)-N, N-diisobutylcarbamoylmethyl-phosphine oxide from nitric acid media | |
US4162230A (en) | Method for the recovery of actinide elements from nuclear reactor waste | |
JP5689467B2 (ja) | 硝酸水相から選択的にアメリシウムを回収する方法 | |
RU2537952C2 (ru) | Улучшенный способ переработки отработанного ядерного топлива | |
CN107851470B (zh) | 处理由溶解废核燃料产生的硝酸水溶液的方法 | |
JP2017504013A (ja) | 少なくとも1種のアクチニド(iv)からこのアクチニド(iv)を錯化することによりウラン(vi)を除染するための工程を含む、使用済み核燃料を処理する方法 | |
US5826161A (en) | Process for the selective separation of actinides (III) and lanthanides (III) | |
RU2540342C2 (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива | |
Kulyako et al. | Separation of Am and Cm by extraction from weakly acidic nitrate solutions with tributyl phosphate in isoparaffin diluent | |
RU2454741C1 (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций | |
RU2574036C1 (ru) | Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс | |
RU2713010C1 (ru) | Способ очистки азотнокислых растворов от америция | |
Tkachenko et al. | Dynamic test of extraction process for americium partitioning from the PUREX raffinate | |
Boyarintsev et al. | Reprocessing of fluorination ash surrogate in the CARBOFLUOREX process | |
Vats et al. | A novel approach for extraction of plutonium and americium from aqueous complexing media | |
RU2623943C1 (ru) | Экстракционная смесь для извлечения тпэ и рзэ из высокоактивного рафината переработки оят аэс и способ её применения (варианты) | |
JP4036357B2 (ja) | 三座配位子を含むアクチノイド抽出溶媒の改質法 | |
JP2530150B2 (ja) | 有価金属の回収方法 | |
Maillard et al. | Development of several chromatography extraction separations for the measurement of minority elements present in high level radioactive solutions | |
RU2774155C1 (ru) | Способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов | |
RU2686076C1 (ru) | Способ очистки экстракта актинидов первого экстракционного цикла purex-процесса от технеция | |
McCann | Hexavalent group actinide separation: exploratory research with copper (III) periodate | |
Schulz | Trilaurylamine extraction of neptunium and plutonium from Purex process waste |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20200702 |