RU2754354C1 - Method for dissolving substandard products of mox fuel production - Google Patents
Method for dissolving substandard products of mox fuel production Download PDFInfo
- Publication number
- RU2754354C1 RU2754354C1 RU2021100204A RU2021100204A RU2754354C1 RU 2754354 C1 RU2754354 C1 RU 2754354C1 RU 2021100204 A RU2021100204 A RU 2021100204A RU 2021100204 A RU2021100204 A RU 2021100204A RU 2754354 C1 RU2754354 C1 RU 2754354C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- plutonium
- substandard
- nitric acid
- mox fuel
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G43/00—Compounds of uranium
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G56/00—Compounds of transuranic elements
-
- 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
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- 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
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Geology (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Настоящее изобретение относится к радиохимическим технологиям, а именно к способам растворения некондиционной твердотопливной композиции МОКС-топлива, представляющей собой смесь диоксидов урана и плутония или уран-плутониевый диоксид, прошедший спекание.The present invention relates to radiochemical technologies, in particular to methods of dissolving a substandard solid-fuel composition of MOX fuel, which is a mixture of uranium and plutonium dioxides or uranium-plutonium dioxide, sintered.
При производстве МОКС-топлива на операции фабрикации образуются некондиционные технологические обороты (бракованное топливо), которые представляют собой спеченную таблетированную смесь оксидов урана и плутония. Некондиционные технологические обороты подлежат переработке и возврату в технологическую схему целевых компонентов (урана и плутония)During the production of MOX fuel at the fabrication operation, substandard technological revolutions (rejected fuel) are formed, which are a sintered pelleted mixture of uranium and plutonium oxides. Substandard technological turnovers are subject to processing and return to the technological scheme of target components (uranium and plutonium)
Из существующего уровня техники известен способ растворения PuO2 или NpO2 с использованием электрически-воспроизводимых реагентов [патент US 4 686 019, С22В 3/045, опубл. 26.09.1984], который включает обработку оксидных форм актиноидов горячей азотной кислотой без фтороводорода с получением раствора и нерастворимого остатка, транспортировку суспензии в анодное пространство электролитической ячейки, изолированное от катода полунепроницаемой мембраной, дорастворение в электролитическом режиме без катализатора при потенциале и температуре, обеспечивающих растворение большей части взвесей, а также удаление тетраоксида рутения с газовым потоком кислорода, выделяющимся на аноде. Недостатками способа является отсутствие полноты растворения диоксида плутония без введения специфичных агентов, обеспечивающих в электростатическом режиме образование медиаторов окислительного процесса.From the prior art, a method is known for dissolving PuO 2 or NpO 2 using electrically reproducible reagents [US patent 4 686 019, C22B 3/045, publ. 09/26/1984], which includes the treatment of oxide forms of actinides with hot nitric acid without hydrogen fluoride to obtain a solution and an insoluble residue, transportation of the suspension to the anode space of the electrolytic cell, isolated from the cathode by a semi-permeable membrane, additional dissolution in the electrolytic mode without a catalyst at a potential and temperature that ensures dissolution most of the suspensions, as well as the removal of ruthenium tetroxide with a gas flow of oxygen released at the anode. The disadvantages of this method is the lack of completeness of dissolution of plutonium dioxide without the introduction of specific agents, providing in the electrostatic mode the formation of mediators of the oxidative process.
Из существующего уровня техники известен способ растворения смеси оксидов урана и плутония и устройство для его осуществления [Патент RU 2171506, G21C 19/46, C01G 43/00, C01G 56/00,опубл. 01.07.2001], включающий растворение порошка, состоящего из смеси оксидов урана, плутония и/или смешанных оксидов урана и плутония, в растворе азотной кислоты с использованием двухвалентного серебра, полученного электролизом. Способ реализуют в две стадии, которые проводят последовательно в одном и том же устройстве для растворения. На первой стадии в аппарат-растворитель загружают уран-плутониевый порошок и азотную кислоту, реакционный раствор циркулирует в замкнутом контуре, при этом растворяется оксид урана. На второй стадии при участии двухвалентного серебра, генерированного электролизом, растворяют диоксид плутония.From the existing prior art, a method for dissolving a mixture of uranium and plutonium oxides and a device for its implementation is known [Patent RU 2171506, G21C 19/46, C01G 43/00, C01G 56/00, publ. 01.07.2001], including the dissolution of a powder consisting of a mixture of uranium, plutonium and / or mixed oxides of uranium and plutonium in a nitric acid solution using divalent silver obtained by electrolysis. The method is carried out in two stages, which are carried out sequentially in the same dissolution device. At the first stage, uranium-plutonium powder and nitric acid are loaded into the solvent apparatus, the reaction solution circulates in a closed loop, while the uranium oxide dissolves. In the second stage, with the participation of divalent silver generated by electrolysis, plutonium dioxide is dissolved.
Недостатками способа являются: сложность аппаратурного оформления, неэффективное использование производственных мощностей электролитического оборудования для растворения смешанных оксидов урана и плутония, связанных с необходимостью растворения на первой стадии диоксида урана; инициирование осадкообразования при использовании серебра в качестве медиатора переноса заряда, поскольку соли серебра (II) обладают ограниченной растворимостью. В случае использования тяжелого хлорсодержащего разбавителя при экстракционной переработке указанных растворов увеличивается риск образования межфазных образований. Дополнительным ограничением по введению серебра в технологию радиохимической переработки некондиционных оборотов производства МОКС-топлива на этапе растворения является необходимость получения высоких коэффициентов очистки от него плутониевого продукта, поскольку его присутствие в топливной композиции приводит в результате нейтронной активации к генерированию кадмия (нейтронного яда).The disadvantages of this method are: the complexity of the hardware design, ineffective use of the production capacity of electrolytic equipment for dissolving mixed oxides of uranium and plutonium associated with the need to dissolve uranium dioxide at the first stage; initiation of precipitation when using silver as a charge transfer mediator, since silver (II) salts have limited solubility. In the case of using a heavy chlorine-containing diluent in the extraction processing of these solutions, the risk of the formation of interfacial formations increases. An additional limitation on the introduction of silver into the technology of radiochemical reprocessing of substandard turnovers of MOX fuel production at the dissolution stage is the need to obtain high purification factors for the plutonium product from it, since its presence in the fuel composition leads to the generation of cadmium (neutron poison) as a result of neutron activation.
Из существующего уровня техники известен способ растворения некондиционного и/или отработавшего ядерного топлива [Патент RU 2400846, G21F 9/28 опубл. 27.09.2010], характеризующийся использованием в качестве растворителя водного раствора соли железа (III), при этом растворение ведут при рН 1,0-1,4 и мольном отношения топлива к соли железа, равном 1:2,1-2,5.From the existing prior art, a method for dissolving substandard and / or spent nuclear fuel is known [Patent RU 2400846, G21F 9/28 publ. 09/27/2010], characterized by the use of an aqueous solution of an iron (III) salt as a solvent, while the dissolution is carried out at a pH of 1.0-1.4 and a molar ratio of fuel to iron salt equal to 1: 2.1-2.5.
Недостатками способа является сложность поддержания и контроля указанной кислотности в процессе растворения, наличие коррозионно-активных компонентов в случае внесения хлорида железа, увеличение солесодержания и изменение солевого состава, что инициирует образование вторичных осадков, и усложняет операции последующего осветления и экстракционной переработки.The disadvantages of this method are the complexity of maintaining and controlling the specified acidity during the dissolution process, the presence of corrosive components in the case of the addition of ferric chloride, an increase in salt content and a change in the salt composition, which initiates the formation of secondary precipitates, and complicates the operations of subsequent clarification and extraction processing.
Наиболее близким к заявленному техническому решению является способ растворения МОКС-топлива в растворе азотной кислоты с использованием фтор-иона и гадолиния [Патент RU 2451639, C01G 43/00, C01G 56/00, G21C 19/42, опубл. 27.05.2012], в котором растворение осуществляют при одновременном присутствии в растворе ионов фтора и гадолиния при следующих концентрациях в растворе: азотной кислоты - (6-9) моль/л, фторида натрия - (0,05-0,08) моль/л и нитрата гадолиния в пересчете на гадолиний - (1,3-1,5) г/л.Closest to the claimed technical solution is a method of dissolving MOX fuel in a nitric acid solution using fluorine ion and gadolinium [Patent RU 2451639, C01G 43/00, C01G 56/00, G21C 19/42, publ. 05/27/2012], in which the dissolution is carried out with the simultaneous presence of fluorine and gadolinium ions in the solution at the following concentrations in solution: nitric acid - (6-9) mol / l, sodium fluoride - (0.05-0.08) mol / l and gadolinium nitrate in terms of gadolinium - (1.3-1.5) g / l.
Недостатками данного технического решения являются: высокая остаточная концентрация азотной кислоты, что увеличивает скорость деградации экстракционных систем и требует повышенного расхода нейтрализующего агента при дальнейшем обращении с хвостовыми растворами; снижение ресурса технологического оборудования в результате использования коррозионно-активных компонентов; необходимость получения высокого коэффициента очистки целевого продукта от введенного гадолиния, сильного нейтронного поглотителя.The disadvantages of this technical solution are: a high residual concentration of nitric acid, which increases the rate of degradation of extraction systems and requires an increased consumption of a neutralizing agent during further handling of tail solutions; reduction in the service life of technological equipment as a result of the use of corrosive components; the need to obtain a high purification factor of the target product from the introduced gadolinium, a strong neutron absorber.
Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является упрощение технологического процесса растворения некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива, представляющей собой смесь диоксидов урана и плутония, за счет исключения использования коррозионно-активных добавок, электролитически генерируемых окислителей или агентов, увеличивающих солесодержание.The problem to be solved by the claimed invention is to simplify the technological process of dissolving substandard tableted products of MOX fuel production, which is a mixture of uranium and plutonium dioxides, by eliminating the use of corrosive additives, electrolytically generated oxidants or agents that increase the salt content.
Поставленная задача решается тем, что в способе растворения некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива, включающем совместное растворение урана и плутония в концентрированной азотной кислоте, некондиционный материал, представляющий собой таблетированную смесь диоксидов урана и плутония или уран-плутониевый диоксид, переводят в мелкодисперсное состояние, затем обрабатывают 250-440 г/л раствором азотной кислоты при отношении массы некондиционного материала к объему азотной кислоты в интервале 1:(5÷7) с периодическим введением концентрированного раствора пероксида водорода при температуре 40-60°С. Введение пероксида водорода может быть осуществлено с интервалом 15-30 минут. Концентрация пероксида водорода в реакционном объеме после внесения порции может составлять 20-30 г/л. Некондиционный материал может быть переведен в мелкодисперсное состояние термодеструкцией его кристаллической структуры в результате обработки в кислородсодержащей среде при температуре 450-550°С или предварительно подвергнут измельчению вместо термической обработки в кислородсодержащей среде.The problem is solved by the fact that in the method of dissolving substandard tableted products of MOX fuel production, including the joint dissolution of uranium and plutonium in concentrated nitric acid, the substandard material, which is a tableted mixture of uranium and plutonium dioxides or uranium-plutonium dioxide, is converted into a finely dispersed state, then treated with 250-440 g / l solution of nitric acid at the ratio of the mass of substandard material to the volume of nitric acid in the range 1: (5 ÷ 7) with periodic introduction of a concentrated solution of hydrogen peroxide at a temperature of 40-60 ° C. The introduction of hydrogen peroxide can be carried out at intervals of 15-30 minutes. The concentration of hydrogen peroxide in the reaction volume after adding a portion can be 20-30 g / l. The substandard material can be converted into a finely dispersed state by thermal destruction of its crystal structure as a result of treatment in an oxygen-containing medium at a temperature of 450-550 ° C, or it can be preliminarily subjected to grinding instead of heat treatment in an oxygen-containing medium.
Техническим результатом является растворение не менее 98% некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива без использования сложного оборудования и электрогенерируемых окислителей с получением совместного уран-плутониевого нитратного раствора, который не содержит дополнительно внесенных ионов металлов, не входящих в состав МОКС-топлива, а также коррозионно-активных компонентов. Технический результат позволяет осуществлять последующее экстракционное разделение урана и плутония (ПУРЕКС-процесс) или проводить совместное осаждение уран-плутониевой смеси без проведения предварительных подготовительных операций по стабилизации валентных форм плутония.The technical result is the dissolution of at least 98% of substandard tableted products of MOX fuel production without the use of sophisticated equipment and electrogenerated oxidizers to obtain a joint uranium-plutonium nitrate solution, which does not contain additionally introduced metal ions that are not part of the MOX fuel, as well as corrosive -active components. The technical result makes it possible to carry out the subsequent extraction separation of uranium and plutonium (PUREKS-process) or to carry out co-deposition of a uranium-plutonium mixture without carrying out preliminary preparatory operations to stabilize the valence forms of plutonium.
Сущность изобретения заключается в циклической смене растворяющих агентов, воздействующих на предварительно измельченный смешанный оксид урана и плутония, которые формируются в одном и том же растворе азотной кислоты при периодическом внесении пероксида водорода.The essence of the invention lies in the cyclical change of dissolving agents acting on the pre-ground mixed oxide of uranium and plutonium, which are formed in the same solution of nitric acid with periodic introduction of hydrogen peroxide.
Прокаливание таблеток МОКС-топлива в воздушной среде или в атмосфере кислорода приводит к окислению урана и переходу диоксида урана керамического качества в аморфную закись-окись, плутоний же может находиться как в составе твердого раствора с ураном, так и в виде отдельных кристаллитных структур диоксида плутония. Подобная термохимическая подготовка материала приводит к увеличению реакционной способности при взаимодействии обработанного материала с концентрированной азотной кислотой, в том числе за счет увеличения площади активной поверхности. Аналогичный этому результат может быть получен в процессе истирания.Calcining MOX fuel pellets in air or oxygen leads to the oxidation of uranium and the conversion of ceramic grade uranium dioxide into amorphous nitrous oxide, while plutonium can be present both in the composition of a solid solution with uranium and in the form of separate crystallite structures of plutonium dioxide. Such a thermochemical preparation of the material leads to an increase in the reactivity when the treated material interacts with concentrated nitric acid, including due to an increase in the active surface area. A similar result can be obtained during abrasion.
Процесс растворения на поверхности зерен закиси-окиси урана сопровождается образованием азотистой кислоты и протекает по нитритозависимому механизму с открытием центров локализации диоксида плутония. После введения в реакционный объем порции пероксида водорода часть его расходуется на взаимодействие с азотистой кислотой на границе гетерофазного взаимодействия. Растворение кристаллитов диоксида плутония происходит, предположительно, с участием высокоактивного радикала гидроксила, и/или пероксоазотной кислоты (HN04), которая образуется в результате взаимодействия пероксида водорода и концентрированной азотной кислоты, и/или надазотистой кислоты (HOONO), являющейся промежуточным соединением при окислении азотистой кислоты пероксидом водорода. После полного расходования внесенной порции пероксида водорода в зоне гетерофазного взаимодействия вновь происходит образование азотистой кислоты и интенсифицируется преимущественное растворение оксидных форм урана. Управление процессом растворения уран-плутониевой композиции осуществляется периодическим введением пероксида водорода, который является прекурсором окислительного агента. Образование различных окислительных агентов и переход от одного механизма к другому достигается введением пероксида водорода в установленном количестве и с предлагаемой периодичностью. Изменение скорости растворения каждого из компонентов смешанного уран-плутониевой композиции определяется температурой, объемом порций пероксида водорода, скоростью их введения и интенсивностью перемешивания реакционного объема.The process of dissolution on the surface of uranium oxide-oxide grains is accompanied by the formation of nitrous acid and proceeds according to a nitrite-dependent mechanism with the opening of centers of localization of plutonium dioxide. After the introduction of a portion of hydrogen peroxide into the reaction volume, part of it is consumed for interaction with nitrous acid at the interface of the heterophase interaction. The dissolution of plutonium dioxide crystallites occurs, presumably, with the participation of a highly reactive hydroxyl radical and / or peroxonitric acid (HNO 4 ), which is formed as a result of the interaction of hydrogen peroxide and concentrated nitric acid, and / or superandic acid (HOONO), which is an intermediate compound during oxidation nitrous acid with hydrogen peroxide. After the complete consumption of the introduced portion of hydrogen peroxide in the heterophase interaction zone, the formation of nitrous acid again occurs and the predominant dissolution of uranium oxide forms intensifies. The process of dissolution of the uranium-plutonium composition is controlled by the periodic introduction of hydrogen peroxide, which is a precursor of the oxidizing agent. The formation of various oxidizing agents and the transition from one mechanism to another is achieved by the introduction of hydrogen peroxide in the prescribed amount and with the proposed frequency. The change in the rate of dissolution of each of the components of the mixed uranium-plutonium composition is determined by the temperature, the volume of portions of hydrogen peroxide, the rate of their introduction and the intensity of mixing of the reaction volume.
Верхняя граница диапазона концентрации вводимой для растворения азотной кислоты обусловлена тем, что получаемая в результате химических реакций остаточная кислотность при отношении массы некондиционного материала к объему азотной кислоты в интервале 1:(5÷7) обеспечивает приемлемые коэффициенты распределения урана и плутония при последующем экстракционном разделении. Нижняя граница определяется отсутствием возможности полноценного задействования механизма растворения плутония, поскольку образование пероксоазотной кислоты и высокоактивного радикала гидроксила в слабокислых растворах представляется маловероятным.The upper limit of the concentration range of nitric acid introduced for dissolution is due to the fact that the residual acidity obtained as a result of chemical reactions with the ratio of the mass of substandard material to the volume of nitric acid in the range 1: (5 ÷ 7) provides acceptable distribution coefficients of uranium and plutonium during subsequent extraction separation. The lower limit is determined by the inability to fully engage the plutonium dissolution mechanism, since the formation of peroxonitric acid and a highly active hydroxyl radical in weakly acidic solutions seems unlikely.
Нижнее значение температурного диапазона 40°С рекомендовано с одной стороны для интенсификации процесса растворения, с другой стороны, с целью обеспечения полного разложения введенного количества пероксида водорода для циклической смены механизма растворения в условиях повышенной кислотности и наличия материала с развитой поверхностью. Верхнее значение температурного диапазона 60°С обусловлено температурной устойчивостью пероксида водорода в обозначенных выше условиях для обеспечения формирования минимальных количеств растворяющих плутоний агентов. Снижение концентрации пероксида водорода менее 20 г/л приводит к его преимущественному расходованию на окисление азотистой кислоты без задействования в окислительном процессе предлагаемого механизма, что приводит к снижению полноты растворения диоксида плутония и увеличению продолжительности процесса. Повышение концентрации пероксида водорода более 30 г/л приводит к чрезмерному увеличению объема рабочего раствора при сопоставимом результате.The lower value of the temperature range of 40 ° C is recommended, on the one hand, to intensify the dissolution process, on the other hand, in order to ensure complete decomposition of the introduced amount of hydrogen peroxide for cyclic change of the dissolution mechanism under conditions of increased acidity and the presence of material with a developed surface. The upper value of the temperature range of 60 ° C is due to the temperature stability of hydrogen peroxide under the conditions indicated above to ensure the formation of minimal amounts of plutonium dissolving agents. A decrease in the concentration of hydrogen peroxide less than 20 g / l leads to its predominant consumption for the oxidation of nitrous acid without using the proposed mechanism in the oxidative process, which leads to a decrease in the completeness of dissolution of plutonium dioxide and an increase in the duration of the process. An increase in the concentration of hydrogen peroxide over 30 g / l leads to an excessive increase in the volume of the working solution with a comparable result.
Предлагаемый способ реализуют в соответствии с блок-схемой, изображенной на фигуре, в следующей последовательности. На порцию 440 г/л раствора азотной кислоты вносят навеску предварительно измельченного или подвергнутого термообработке в кислород-содержащей среде некондиционной продукции производства МОКС-топлива из расчета соотношения Т:Ж в интервале 1:(5÷7). Далее производят нагрев реакционного объема до температуры в интервале 40-60°С после чего при перемешивании порционно через 30 минут дозируют концентрированный раствор пероксида водорода до получения концентрации 20-30 г/л. В промежутке времени между внесением порций пероксида водорода перемешивание реакционного объема не проводят. В результате получают раствор, содержащий уран и плутоний, пригодный для использования на операции экстракционного разделения или совместного осаждения.The proposed method is implemented in accordance with the block diagram shown in the figure in the following sequence. On a portion of 440 g / l of nitric acid solution, a weighed portion of substandard products produced by MOX fuel, which has been preliminarily crushed or heat-treated in an oxygen-containing medium, is added based on the ratio of S: L in the range of 1: (5 ÷ 7). Next, the reaction volume is heated to a temperature in the range of 40-60 ° C, after which, with stirring, a concentrated solution of hydrogen peroxide is dosed in portions after 30 minutes until a concentration of 20-30 g / l is obtained. In the interval between the introduction of portions of hydrogen peroxide, stirring of the reaction volume is not carried out. The result is a solution containing uranium and plutonium suitable for use in an extraction separation or coprecipitation operation.
Пример 1Example 1
Некондиционный материал производства МОКС-топлива в виде спеченных таблеток, состоящих из смеси диоксидов урана и плутония, массой 5,05 граммов обработали в атмосфере кислорода при температуре 500°С в течение 3 часов. Масса полученного порошка составила 5,21 г. Для проведения процесса использовали термостатируемый стеклянный аппарат, оснащенный ротационной мешалкой, объемом 100 мл с обратным холодильником. В аппарат дозировали 440 г/л раствор азотной кислоты объемом 35 мл. Раствор нагревали до 50°С, выдерживали без перемешивания 30 минут, после чего в течение 10 минут вносили порцию 30% раствора пероксида водорода при скорости вращения ротора 500 об/мин. Объем единовременно вносимой порции пероксида водорода составил 3,5 мл. Затем прекращали механоактивацию реакционного объема и при той же температуре выдерживали смесь в течение 30 минут. Количество внесенных порций пероксида водорода составило 10. По окончании внесения пероксида водорода перемешивающее устройство останавливали, выдерживали 20 минут. В полученном растворе концентрация урана составила 51 г/л, плутония - 12,9 г/л, азотной кислоты - 180 г/л, что составляет 99,2% и 98,1% урана и плутония от исходного количества соответственно.Substandard material for the production of MOX fuel in the form of sintered pellets consisting of a mixture of uranium and plutonium dioxides weighing 5.05 grams was treated in an oxygen atmosphere at a temperature of 500 ° C for 3 hours. The mass of the obtained powder was 5.21 g. A thermostatically controlled glass apparatus equipped with a rotary stirrer with a volume of 100 ml with a reflux condenser was used for carrying out the process. A 440 g / L solution of nitric acid with a volume of 35 ml was dosed into the apparatus. The solution was heated to 50 ° C, kept without stirring for 30 minutes, after which a portion of 30% hydrogen peroxide solution was added within 10 minutes at a rotor speed of 500 rpm. The volume of a lump-sum portion of hydrogen peroxide was 3.5 ml. Then the mechanoactivation of the reaction volume was stopped and the mixture was kept at the same temperature for 30 minutes. The number of added portions of hydrogen peroxide was 10. At the end of the introduction of hydrogen peroxide, the stirring device was stopped and held for 20 minutes. In the resulting solution, the concentration of uranium was 51 g / l, plutonium - 12.9 g / l, nitric acid - 180 g / l, which is 99.2% and 98.1% of uranium and plutonium from the initial amount, respectively.
Пример 2Example 2
Некондиционный материал производства МОКС-топлива в виде спеченных таблеток, состоящих из смеси диоксидов урана и плутония, массой 5,03 граммов подвергли измельчению на механической мельнице до мелкодисперсного состояния. Для проведения процесса использовали термостатируемый стеклянный аппарат, оснащенный ротационной мешалкой, объемом 100 мл с обратным холодильником. В аппарат дозировали 440 г/л раствор азотной кислоты объемом 25 мл. Раствор нагревали до 60°С, выдерживали реакционный объем без перемешивания 30 минут, после чего температуру раствора снижали до 40°С и в течение 10 минут вносили порцию 30% раствора пероксида водорода при скорости вращения ротора 500 об/мин. Затем прекращали механоактивацию реакционного объема, поднимали температуру раствора до 60°С с термостатированием при этой температуре в течение 30 минут, после чего вновь снижали температуру и вносили пероксид водорода, объем единовременно вносимой порции пероксида водорода составлял 2,5 мл. Количество внесенных порций пероксида водорода составило 10. По окончании внесения пероксида водорода останавливали перемешивающее устройство, выдерживали 20 минут. В полученном растворе концентрация урана составила 69,9 г/л, плутония - 17,3 г/л, азотной кислоты - 126 г/л что составляет 99,0% и 98,3% урана и плутония от исходного содержания соответственно.Substandard material for the production of MOX fuel in the form of sintered pellets consisting of a mixture of uranium and plutonium dioxides weighing 5.03 grams was subjected to grinding in a mechanical mill to a finely dispersed state. The process was carried out using a thermostatically controlled glass apparatus equipped with a rotary stirrer with a volume of 100 ml with a reflux condenser. A 440 g / L solution of nitric acid with a volume of 25 ml was dosed into the apparatus. The solution was heated to 60 ° C, the reaction volume was maintained without stirring for 30 minutes, after which the temperature of the solution was reduced to 40 ° C, and a portion of 30% hydrogen peroxide solution was added within 10 minutes at a rotor speed of 500 rpm. Then the mechanoactivation of the reaction volume was stopped, the temperature of the solution was raised to 60 ° C with thermostating at this temperature for 30 minutes, after which the temperature was again reduced and hydrogen peroxide was introduced, the volume of a lump-sum portion of hydrogen peroxide was 2.5 ml. The number of added portions of hydrogen peroxide was 10. At the end of the introduction of hydrogen peroxide, the stirrer was stopped and held for 20 minutes. In the resulting solution, the concentration of uranium was 69.9 g / l, plutonium - 17.3 g / l, nitric acid - 126 g / l, which is 99.0% and 98.3% of uranium and plutonium from the initial content, respectively.
Полученный раствор после удаления мелкой взвеси фильтрацией можно отправлять на экстракционное разделение урана и плутония или на операцию совместного соосаждения.The resulting solution, after removing the fine suspension by filtration, can be sent to the extraction separation of uranium and plutonium or to the co-precipitation operation.
Предлагаемый способ, в отличие от способа-прототипа, позволяет растворять некондиционную таблетированную продукцию производства МОКС-топлива, представляющую собой смесь диоксидов урана и плутония, не менее чем на 98% как по урану, так и по плутонию без использования коррозионно-активных добавок, электролитически генерируемых окислителей или агентов, значительно увеличивающих солесодержание. Получаемый раствор может быть отправлен на операцию разделения урана и плутония без проведения стабилизации валентных форм плутония или операцию совместного осаждения уран-плутониевой смеси.The proposed method, in contrast to the prototype method, allows you to dissolve substandard tableted products of MOX fuel production, which is a mixture of uranium and plutonium dioxides, by at least 98% both for uranium and plutonium without the use of corrosive additives, electrolytically generated oxidants or agents that significantly increase salinity. The resulting solution can be sent to the operation for separating uranium and plutonium without stabilizing the valence forms of plutonium or the operation of co-precipitation of a uranium-plutonium mixture.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021100204A RU2754354C1 (en) | 2021-01-11 | 2021-01-11 | Method for dissolving substandard products of mox fuel production |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021100204A RU2754354C1 (en) | 2021-01-11 | 2021-01-11 | Method for dissolving substandard products of mox fuel production |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2754354C1 true RU2754354C1 (en) | 2021-09-01 |
Family
ID=77669916
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2021100204A RU2754354C1 (en) | 2021-01-11 | 2021-01-11 | Method for dissolving substandard products of mox fuel production |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2754354C1 (en) |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB696022A (en) * | 1942-05-22 | 1953-08-19 | Mini Of Supply | Improvements in or relating to the purification of uranium salts |
| RU2451639C1 (en) * | 2010-09-22 | 2012-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of dissolving mox fuel |
| US10297355B1 (en) * | 2016-12-14 | 2019-05-21 | U.S. Department Of Energy | Reduction-oxidation of actinides extraction process (ROANEX) for used nuclear fuel recycling |
| RU2704310C1 (en) * | 2019-04-30 | 2019-10-28 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Method for dissolving off-grade pelletized products of mox-fuel production |
-
2021
- 2021-01-11 RU RU2021100204A patent/RU2754354C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB696022A (en) * | 1942-05-22 | 1953-08-19 | Mini Of Supply | Improvements in or relating to the purification of uranium salts |
| RU2451639C1 (en) * | 2010-09-22 | 2012-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of dissolving mox fuel |
| US10297355B1 (en) * | 2016-12-14 | 2019-05-21 | U.S. Department Of Energy | Reduction-oxidation of actinides extraction process (ROANEX) for used nuclear fuel recycling |
| RU2704310C1 (en) * | 2019-04-30 | 2019-10-28 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Method for dissolving off-grade pelletized products of mox-fuel production |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US7749469B2 (en) | Process for recovering isolated uranium from spent nuclear fuel using a highly alkaline carbonate solution | |
| US4056482A (en) | Method for preparing aqueous, radioactive waste solutions from nuclear plants for solidification | |
| RU2282590C2 (en) | Method for co-precipitation of actinides and method for preparing mixed actinide oxides | |
| RU2610067C2 (en) | Method of producing oxyhalogenide and/or oxide of actinide(s) and/or of lanthanide(s) from medium comprising at least one molten salt | |
| CN112390292A (en) | Bulk phase doped manganous-manganic oxide and preparation method and application thereof | |
| JPH0611649B2 (en) | Method for producing uranium tetrafluoride | |
| JPS6228089B2 (en) | ||
| RU2754354C1 (en) | Method for dissolving substandard products of mox fuel production | |
| WO1989010981A1 (en) | Apparatus and method for dissolving hazardous waste materials by catalyzed electrochemical dissolution | |
| US4591488A (en) | Process for selective separation of plutonium from uranium and other metals | |
| US3154379A (en) | Plutonium separation from uranium and lanthanides by precipitation from molten chloride solutions | |
| RU2704310C1 (en) | Method for dissolving off-grade pelletized products of mox-fuel production | |
| Hur et al. | Chemical behavior of fission products in the pyrochemical process | |
| US5609745A (en) | Process for the electrochemical oxidation of Am(III) to Am(VI) usable for separating americium from spent nuclear fuel reprocessing solutions | |
| JP2559819B2 (en) | Ammonium puratonate uranate, a process for its preparation and its use for preparing a mixed oxide (U, Pu) O 2 | |
| RU2696475C1 (en) | Method of dissolving plutonium dioxide to obtain a concentrated solution | |
| CN111170416B (en) | Method for removing nitric acid in nitric acid-containing solution | |
| GB1602929A (en) | Process for reducing plutonium | |
| JP2762281B2 (en) | Dissolution method of plutonium dioxide useful for treatment of organic waste contaminated by plutonium dioxide | |
| JP3727741B2 (en) | Electrolytic catalytic reduction dissolution method of refractory cerium compounds | |
| US2813004A (en) | Process for separating plutonium from impurities | |
| US3005682A (en) | Method of dissolving plutonium dioxide in nitric acid using cerium ions | |
| RU2732081C1 (en) | Method of dissolving plutonium dioxide, mox-fuel scrap and extracting americium | |
| JPH07140293A (en) | Recovery method of transuranic element from high level radioactive waste liquid | |
| Volkovich et al. | The reprocessing of nuclear waste using molten salts: selective precipitation using phosphate and solving problems of speciation |