RU2613352C1 - Способ переработки уран-циркониевых отходов - Google Patents

Способ переработки уран-циркониевых отходов Download PDF

Info

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
Application number
RU2016113719A
Other languages
English (en)
Inventor
Николай Борисович Алхимов
Виктор Павлович Исаков
Дмитрий Валерьевич Марушкин
Дмитрий Валерьевич Стефановский
Александр Сергеевич Черкасов
Дмитрий Владимирович Шестых
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ")
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-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ")
Priority to RU2016113719A priority Critical patent/RU2613352C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2613352C1 publication Critical patent/RU2613352C1/ru

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/42Reprocessing of irradiated fuel
    • G21C19/44Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
    • G21C19/48Non-aqueous processes
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids
    • G21F9/06Processing
    • G21F9/14Processing by incineration; by calcination, e.g. desiccation
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
    • Y02W30/00Technologies for solid waste management
    • Y02W30/50Reuse, 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.
Figure 00000001
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.
RU2016113719A 2016-04-11 2016-04-11 Способ переработки уран-циркониевых отходов RU2613352C1 (ru)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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