RU2613352C1 - Способ переработки уран-циркониевых отходов - Google Patents
Способ переработки уран-циркониевых отходов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2613352C1 RU2613352C1 RU2016113719A RU2016113719A RU2613352C1 RU 2613352 C1 RU2613352 C1 RU 2613352C1 RU 2016113719 A RU2016113719 A RU 2016113719A RU 2016113719 A RU2016113719 A RU 2016113719A RU 2613352 C1 RU2613352 C1 RU 2613352C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- zirconium
- fuel elements
- processing
- extraction
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/48—Non-aqueous processes
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/14—Processing by incineration; by calcination, e.g. desiccation
-
- 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
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области гидрометаллургии урана и может быть использовано при его регенерации в результате химической переработки отработанных, бракованных или невостребованных твэлов. Способ переработки уран-циркониевых отходов в виде твэлов заключается в том, что исходные твэлы подвергают фрагментации и окисляют на воздухе при температуре 1000-1250°C до прекращения изменения веса. Окисленные фрагменты обрабатывают (3-6)N азотной кислотой при соотношении реагирующих фаз Т:Ж=1:(3÷6) в течение 4-6 часов при температуре 70-90°C. Затем осуществляют фильтрацию и извлечение урана из раствора. Изобретение позволяет существенно снизить скорость коррозии аппаратуры за счет селективного растворения урана, обеспечивает более чем 98% извлечение урана без использования плавиковой кислоты и, кроме того, существенно оптимизирует процесс переработки. 3 з.п. ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к области гидрометаллургии урана и может быть использовано при его регенерации в результате химической переработки отработанных, бракованных или невостребованных твэлов.
Известен процесс переработки, в соответствии с которым уран-циркониевые твэлы подвергают воздействию фтора или хлора при нагревании. В первом случае уран селективно возгоняется в виде легко летучего гексафторида, во втором - в газовую фазу переходит тетрахлорид циркония (Столлер С. Переработка ядерного горючего. Атомиздат, 1964, с. 414). Данная технология не нашла широкого применения из-за трудностей при подборе устойчивых в среде галогенов конструкционных материалов.
Известен способ переработки уран-циркониевых композиций, заключающийся в растворении композиций в смеси плавиковой и азотной кислот, фильтрации раствора и извлечении урана из раствора экстракционным способом (Шведов В.П., Седов В.М. и др. Ядерная технология, М., Атомиздат, 1979, с. 66). Недостаток способа заключается в коррозии аппаратуры под действием плавиковой кислоты.
Наиболее близким по технической сущности и решаемой задаче к предлагаемому изобретению способом, принятым за прототип, является способ переработки уран-циркониевых отходов, включающий растворение отходов в смеси азотной и плавиковой кислот и раствора нитрата алюминия, комплексующего избыточный фтор-ион, фильтрацию раствора и экстракционное извлечение урана из раствора (патент РФ №2379776, МПК G21C 19/44, опубл. 20.01.2010). Недостатком этого способа является интенсивная коррозия аппаратуры, обусловленная присутствием большого количества плавиковой кислоты, необходимой для образования комплексного аниона [ZrF6]2-, то есть полного растворения циркония.
Задача настоящего изобретения и достигаемый при его использовании технический результат - разработка способа переработки уран-циркониевых отходов, представляющих собой отработанные, бракованные или невостребованные твэлы, позволяющего существенно снизить скорость коррозии аппаратуры за счет селективного растворения урана.
Технический результат достигается тем, что в способе переработки уран-циркониевых отходов в виде твэлов, включающем растворение отходов, фильтрацию и извлечение урана, согласно изобретению перед операцией растворения исходные твэлы подвергают фрагментации, окисляют на воздухе при температуре 1000-1250°C до прекращения изменения веса, окисленные фрагменты обрабатывают (3÷6)N азотной кислотой при соотношении реагирующих фаз Т:Ж=1:(3÷6) в течение 4-6 часов при температуре 70-90°C.
Исходные твэлы подвергают фрагментации до размера 20-40 мм.
Фрагменты окисляют в течение 8-10 ч.
Извлечение урана из азотнокислого раствора осуществляют путем осаждения его пероксида.
Как показывает практика, указанная в изобретении совокупность операций оказывается весьма эффективной при переработке отходов, содержащих наряду с цирконием также алюминий и кремний.
Высокотемпературное окисление, проводимое в диапазоне 1000-1250°C, приводит к тому, что указанные элементы образуют оксиды в кислотоустойчивой модификации. Примером этому являются известные свойства ZrO2, SiO2, α-Al2O3. Напротив, уран, подвергающийся окислению в указанных условиях, сохраняет способность растворяться в азотной кислоте. Следует отметить, что конверсия металл → оксид, а также переход UO2→U3O8 сопровождаются возникновением внутренних напряжений (ввиду разницы удельных объемов), что способствует дальнейшей дезинтеграции окисляемой композиции.
Предварительная фрагментация твэлов (в частном варианте исполнения размеры фрагментов могут составлять 20-40 мм) и дальнейшее окисление кислородом воздуха в диапазоне заявленных температур, т.е. при 1000-1250°C позволяет полностью завершить этот процесс (в частном варианте исполнения в течение 8-10 часов), о чем свидетельствует прекращение изменения веса.
Дальнейшее увеличение температуры окисления до величины более 1250°C является нецелесообразным из-за образования урансодержащих твердых растворов, а выход за нижнюю границу диапазона (менее 1000°C) резко снижает скорость окисления и не обеспечивает полноту перехода образующихся оксидов Zr, Al, Si в кислотоустойчивую модификацию.
Окисленные фрагменты обрабатывают 3÷6N азотной кислотой при соотношении фаз Т:Ж=1:(3÷6). Выход за нижнюю границу указанных диапазонов концентрации азотной кислоты и соотношения фаз Т:Ж приводит к заметному росту времени процесса растворения, а выход за верхнюю границу указанных диапазонов увеличивает концентрацию циркония в урановом растворе.
Обработка азотной кислотой, проводимая в течение 4-6 часов при температуре 70-90°C, обеспечивает полноту и селективность извлечения урана в нитратный раствор, который после фильтрации, ввиду существенно меньшего содержания в нем циркония, алюминия и кремния, заключенных в нерастворенном остатке, может быть переработан, минуя экстракцию путем однократного пероксидного осаждения.
Сведения, подтверждающие возможность реализации изобретения.
4,6 кг отходов UO2-Zr-Al-Si в виде твэлов (см. таблицу, опыт №1) с помощью гильотинных ножниц порубили на фрагменты размером ≈30 мм. А далее поместили в муфельную печь и окисляли на воздухе при температуре 1200°C до прекращения изменения веса в течение 9 часов.
Окисленные фрагменты твэлов представляли собой порошкообразную смесь оксидов в количестве 5,98 кг, содержащую: 32,8 мас.% урана; 22,8 мас.% алюминия; 17,6 мас.% циркония; 3,1 мас.% кремния.
Смесь оксидов загрузили в химический реактор и обработали 5N азотной кислотой при температуре 80°C и соотношении Т:Ж=1:5.
После проведения фильтрации получили 17,0 литров фильтрата, содержащего: 114 г/л урана; 4,0 г/л алюминия; 2,8 г/л циркония; 0,22 г/л кремния.
Нерастворенный остаток в количестве ≈3,8 кг содержал менее 0,5% мас. урана.
Далее из концентрированного азотнокислого раствора осадили пероксид урана, в результате прокаливания которого получили U3O8, соответствующий отраслевым техническим условиям.
Примеры осуществления способа сведены в таблицу.
Таким образом, как видно из приведенных примеров, заявляемая совокупность операций при их проведении в указанном, экспериментально обоснованном диапазоне параметров, обеспечивает более чем 98% извлечение урана без использования плавиковой кислоты и позволяет существенно снизить скорость коррозии аппаратуры и, кроме того, существенно оптимизирует процесс переработки.
Claims (4)
1. Способ переработки уран-циркониевых отходов в виде твэлов, включающий растворение отходов, фильтрацию и извлечение урана из раствора, отличающийся тем, что исходные твэлы подвергают фрагментации, окисляют на воздухе при температуре 1000-1250°C до прекращения изменения веса, окисленные фрагменты обрабатывают (3-6)N азотной кислотой при соотношении реагирующих фаз Т:Ж=1:(3÷6) в течение 4-6 часов при температуре 70-90°C.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что исходные твэлы подвергают фрагментации до размера 20-40 мм.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что фрагменты окисляют в течение 8-10 ч.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что извлечение урана из азотнокислого раствора осуществляют путем пероксидного осаждения урана.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2016113719A RU2613352C1 (ru) | 2016-04-11 | 2016-04-11 | Способ переработки уран-циркониевых отходов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2016113719A RU2613352C1 (ru) | 2016-04-11 | 2016-04-11 | Способ переработки уран-циркониевых отходов |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2613352C1 true RU2613352C1 (ru) | 2017-03-16 |
Family
ID=58458150
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2016113719A RU2613352C1 (ru) | 2016-04-11 | 2016-04-11 | Способ переработки уран-циркониевых отходов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2613352C1 (ru) |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2743383C1 (ru) * | 2020-08-24 | 2021-02-17 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО" "ЛУЧ") | Способ переработки кислотоупорных урансодержащих материалов |
RU2797998C1 (ru) * | 2022-07-22 | 2023-06-13 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Способ вскрытия уран-циркониевой топливной композиции |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB955327A (en) * | 1961-08-30 | 1964-04-15 | Atomic Energy Commission | Dissolution of uranium nuclear fuels |
US3148941A (en) * | 1961-03-30 | 1964-09-15 | Theodore A Gens | Dissolution of uranium-molybdenum reactor fuel elements |
RU2200766C2 (ru) * | 2001-04-19 | 2003-03-20 | Государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт химической технологии" | Способ извлечения керамического ядерного топлива из пакетов тепловыделяющих элементов |
RU2379776C1 (ru) * | 2008-12-15 | 2010-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Способ переработки уран-циркониевых отходов |
RU2395857C1 (ru) * | 2009-01-26 | 2010-07-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Способ переработки уран-молибденовой композиции |
-
2016
- 2016-04-11 RU RU2016113719A patent/RU2613352C1/ru active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3148941A (en) * | 1961-03-30 | 1964-09-15 | Theodore A Gens | Dissolution of uranium-molybdenum reactor fuel elements |
GB955327A (en) * | 1961-08-30 | 1964-04-15 | Atomic Energy Commission | Dissolution of uranium nuclear fuels |
RU2200766C2 (ru) * | 2001-04-19 | 2003-03-20 | Государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт химической технологии" | Способ извлечения керамического ядерного топлива из пакетов тепловыделяющих элементов |
RU2379776C1 (ru) * | 2008-12-15 | 2010-01-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Способ переработки уран-циркониевых отходов |
RU2395857C1 (ru) * | 2009-01-26 | 2010-07-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" | Способ переработки уран-молибденовой композиции |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2743383C1 (ru) * | 2020-08-24 | 2021-02-17 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО" "ЛУЧ") | Способ переработки кислотоупорных урансодержащих материалов |
RU2797998C1 (ru) * | 2022-07-22 | 2023-06-13 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Способ вскрытия уран-циркониевой топливной композиции |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP2985647B2 (ja) | 使用済み触媒の溶解方法 | |
EP2760794B1 (fr) | Procede de preparation d'un oxychlorure et/ou oxyde d ' actinide ( s ) et/ou de lanthanide (s) a partir d'un milieu comprenant au moins un sel fondu | |
Beaudoux et al. | Ultrasound-assisted reductive dissolution of CeO 2 and PuO 2 in the presence of Ti particles | |
RU2613352C1 (ru) | Способ переработки уран-циркониевых отходов | |
RU2553150C2 (ru) | Способ обработки минералов | |
US3243257A (en) | Recovery of uranium and zirconium from aqueous fluoride solutions | |
KR20150027259A (ko) | 특정 용융염을 함유하는 매질의 사용을 포함하는, 적어도 하나의 제2 화학원소 e2로부터 적어도 하나의 제1 화학원소 e1을 분리하는 방법 | |
RU2395857C1 (ru) | Способ переработки уран-молибденовой композиции | |
JP4627517B2 (ja) | 使用済み核燃料の再処理方法 | |
JP4679070B2 (ja) | 使用済み酸化物燃料の再処理方法 | |
RU2707562C1 (ru) | Способ переработки тепловыделяющих элементов | |
JP5017069B2 (ja) | 使用済燃料の再処理方法 | |
Orth | Plutonium metal from trifluoride | |
RU2379776C1 (ru) | Способ переработки уран-циркониевых отходов | |
RU2499306C1 (ru) | Способ очистки облученного ядерного топлива | |
RU2502142C1 (ru) | Способ переработки уран-молибденовой композиции | |
RU2743383C1 (ru) | Способ переработки кислотоупорных урансодержащих материалов | |
US3005682A (en) | Method of dissolving plutonium dioxide in nitric acid using cerium ions | |
JP4860040B2 (ja) | プルトニウムまたはプルトニウム合金の溶解方法 | |
US3251645A (en) | Method for processing aluminumcontaining nuclear fuels | |
RU2379774C1 (ru) | Способ переработки отходов ядерного производства | |
RU2200133C2 (ru) | Способ переработки легированного металлического плутония | |
RU2379775C1 (ru) | Способ переработки ураносодержащих композиций | |
RU2007137136A (ru) | Способ переработки облученного бериллия | |
KR19980703714A (ko) | 소모된 핵연료로부터 희토류 원소 제거방법 |