RU2770418C1 - Method of removing chlorides of alkali metals, uranium and plutonium chlorides from the surface of solid bodies - Google Patents
Method of removing chlorides of alkali metals, uranium and plutonium chlorides from the surface of solid bodies Download PDFInfo
- Publication number
- RU2770418C1 RU2770418C1 RU2021130063A RU2021130063A RU2770418C1 RU 2770418 C1 RU2770418 C1 RU 2770418C1 RU 2021130063 A RU2021130063 A RU 2021130063A RU 2021130063 A RU2021130063 A RU 2021130063A RU 2770418 C1 RU2770418 C1 RU 2770418C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- chlorides
- plutonium
- uranium
- freon
- crown
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- G21F9/28—Treating solids
Abstract
Description
Изобретение относится к области радиохимической технологии, направлено на уменьшение вторичных отходов и может быть использовано на предприятиях, использующих пирохимическую технологию для дезактивации радиохимического оборудования и материалов.The invention relates to the field of radiochemical technology, aimed at reducing secondary waste and can be used at enterprises using pyrochemical technology to decontaminate radiochemical equipment and materials.
Стратегической целью развития атомной энергетики является замыкание ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах. Решение данной задачи требует создания малоотходных технологий переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с малым временем выдержки и, следовательно, с высоким тепловыделением. Применение пирохимических операций в голове технологического процесса переработки ОЯТ позволяет сокращать время охлаждения ОЯТ за счет отказа от использования водных растворов и применения в качестве среды для технологических процессов солевых расплавов. Однако на пирохимических стадиях переработки ОЯТ образуется специфический вид радиоактивных отходов - отдельные части оборудования с остатками солевого плава, содержащего продукты деления и ядерные материалы, который необходимо удалить с их поверхности. Выбранный метод удаления не должен приводить к образованию большого количества вторичных радиоактивных отходов. Одним из таких методов очистки поверхностей, не приводящим к образованию большого количества вторичных отходов, является флюидная экстракция.The strategic goal of the development of nuclear energy is to close the nuclear fuel cycle with fast neutron reactors. The solution of this problem requires the creation of low-waste technologies for the processing of spent nuclear fuel (SNF) with a short holding time and, consequently, with a high heat release. The use of pyrochemical operations at the head of the SNF reprocessing process makes it possible to reduce the SNF cooling time by eliminating the use of aqueous solutions and using salt melts as a medium for technological processes. However, at the pyrochemical stages of SNF processing, a specific type of radioactive waste is formed - separate parts of equipment with the remains of a salt melt containing fission products and nuclear materials, which must be removed from their surface. The chosen method of disposal should not lead to the generation of large amounts of secondary radioactive waste. One such surface cleaning method that does not generate a large amount of secondary waste is fluid extraction.
Извлечение солей лития их твердых электролитов в среду сверхкритического СО2 исследуется довольно широко, например [Nowak S., Winter М., 2017, Vol. 22, P. 403 (www.mdpi.com/journal/molecules)], однако эти исследования направлены на извлечение лития в форме LiPF6. Кроме того, ранее изучалась флюидная экстракция цезия растворами краун-эфиров [Wai С.М., Kulyako Y.M., Myasoedov B.F., Mendeleev Communication. 1999. Vol. 5. No 9. P. 180]. И наконец, общеизвестно, что увеличить экстрагируемость солей в среде флюида можно с помощью сорастворителя, как правило, метанола.The extraction of lithium salts from their solid electrolytes into a supercritical CO 2 environment is studied quite widely, for example [Nowak S., Winter M., 2017, Vol. 22, P. 403 (www.mdpi.com/journal/molecules)], however, these studies are aimed at extracting lithium in the form of LiPF6. In addition, fluid extraction of cesium with solutions of crown ethers was previously studied [Wai CM, Kulyako YM, Myasoedov BF, Mendeleev Communication. 1999 Vol. 5. No 9. P. 180]. Finally, it is well known that the extractability of salts in a fluid can be increased by using a co-solvent, usually methanol.
Известен способ экстракции микроколичеств щелочных и щелочноземельных металлов [Патент РФ №2274486, МПК B01D 59/24, G21F 9/28, опубл. 20.04.2006] с различных поверхностей с помощью фторзамещенной органической кислоты в присутствии воды и триалкилфосфата в среде сверхкритического углекислого газа или фреона. Недостатком этого способа является использование воды и фторзамещенной органической кислоты, что в случае удаления хлоридов металлов будет вызывать повышенную коррозию оборудования за счет образования соляной кислоты.A known method of extraction of trace amounts of alkali and alkaline earth metals [RF Patent No. 2274486, IPC B01D 59/24, G21F 9/28, publ. 20.04.2006] from various surfaces using a fluorine-substituted organic acid in the presence of water and trialkyl phosphate in a medium of supercritical carbon dioxide or freon. The disadvantage of this method is the use of water and fluoroorganic acid, which, if metal chlorides are removed, will cause increased corrosion of equipment due to the formation of hydrochloric acid.
Техническая проблема, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, заключается в разработке способа удаления хлоридов щелочных металлов и хлоридов урана и плутония без использования воды и без образования корозионноопасных выделений с обеспечением высокой степени их удаления.The technical problem to be solved by the invention is to develop a method for removing alkali metal chlorides and chlorides of uranium and plutonium without the use of water and without the formation of corrosive secretions with a high degree of their removal.
Технический результат достигается тем, что способ удаления хлоридов щелочных металлов, хлоридов урана и плутония с поверхности твердых тел флюидной экстракцией включает выдержку матрицы, содержащей хлориды щелочных металлов, а также хлориды урана и плутония в экстракционной ячейке высокого давления в среде сверхкритического или жидкого растворителя в присутствии спирта, краун-эфира и фосфорсодержащего экстрагента и последующий сбор экстрагированных солей металлов.The technical result is achieved by the fact that the method of removing alkali metal chlorides, uranium and plutonium chlorides from the surface of solids by fluid extraction includes holding a matrix containing alkali metal chlorides, as well as uranium and plutonium chlorides in a high-pressure extraction cell in a supercritical or liquid solvent in the presence of alcohol, crown ether and phosphorus-containing extractant and subsequent collection of extracted metal salts.
В качестве жидкого или сверхкритического растворителя возможно использование фреона, например, 1,1,1,2-тетрафторэтан (фреон 134а) или пентафторэтан (фреон 125).Freon can be used as a liquid or supercritical solvent, for example, 1,1,1,2-tetrafluoroethane (Freon 134a) or pentafluoroethane (Freon 125).
В качестве спирта возможно использование монометилового эфира дипропиленгликоля ((2-метоксиметилэтокси)пропанол, Даванол).Dipropylene glycol monomethyl ether ((2-methoxymethylethoxy)propanol, Davanol) can be used as alcohol.
В качестве фосфорсодержащего экстрагента возможно использование фосфиноксида разнорадикального (ФОР) или триоктилфосфиноксида (ТОФО).As a phosphorus-containing extractant, it is possible to use phosphine oxide of different radicals (FOR) or trioctylphosphine oxide (TOPO).
В качестве краун-эфира возможно использование дициклогексил-18-краун-6.Dicyclohexyl-18-crown-6 can be used as a crown ether.
Способ осуществляется следующим образом.The method is carried out as follows.
На предварительно взвешенные образцы наносят соли металлов и помещают в экстракционную ячейку высокого давления. После чего систему заполняют сжиженным или сверхкритическим фреоном 134а или фреоном 125 с растворенной экстракционной композицией, содержащей спирт, например, монометиловый эфир дипропиленгликоля ((2-метоксиметилэтокси)пропанол, краун-эфир, например, дициклогексил-18-краун-6 и фосфорсодержащий экстрагент, например, фосфиноксид разнорадикальный (ФОР) или триоктилфосфиноксид (ТОФО), выдерживают 40 мин. под давлением 1,2-1,8 МПа при температуре 20-110°С и прокачивают через систему определенный объем флюида, собирая экстракты в сборники. Далее определяют остатки солей металлов на поверхности образцов.Metal salts are applied to pre-weighed samples and placed in a high-pressure extraction cell. After that, the system is filled with liquefied or supercritical freon 134a or freon 125 with a dissolved extraction composition containing alcohol, for example, dipropylene glycol monomethyl ether ((2-methoxymethylethoxy)propanol, crown ether, for example, dicyclohexyl-18-crown-6 and a phosphorus-containing extractant, for example, phosphine oxide of different radicals (FOR) or trioctylphosphine oxide (TOPO) is kept for 40 minutes under a pressure of 1.2-1.8 MPa at a temperature of 20-110°C and a certain volume of fluid is pumped through the system, collecting extracts in collectors. metal salts on the surface of the samples.
Пример 1.Example 1
На поверхность образцов (например, сталь 12Х18Н10Т, ХН70Ю, молибден металлический, тантал металлический, плавленый MgO) наносят по 5 мг расплава соли хлорида лития и/или калия и помещают в экстракционную ячейку высокого давления объемом 10 мл и прокачивают через ячейку раствор 1,3 г дициклогексил-18-краун-6, 5 г монометилового эфира дипропиленгликоля и 3,2 г фосфиноксида разнорадикального в 63 г фреона 134а при температуре 60°С и собирают экстракт в сборник. Определение остатков солей на поверхности образцов проводят по потере массы образцов и по определению электропроводности водного смыва с поверхности. В таблице 1 представлены результаты экспериментов по удалению солей щелочных металлов с поверхности различных материалов.On the surface of the samples (for example, steel 12Kh18N10T, KhN70Yu, molybdenum metal, tantalum metal, fused MgO), 5 mg of a molten salt of lithium and / or potassium chloride are applied and placed in a high-pressure extraction cell with a volume of 10 ml and a solution of 1.3 is pumped through the cell g of dicyclohexyl-18-crown-6, 5 g of dipropylene glycol monomethyl ether and 3.2 g of diversified phosphine oxide in 63 g of freon 134a at a temperature of 60 ° C and collect the extract in a collector. The determination of salt residues on the surface of the samples is carried out by the loss of mass of the samples and by determining the electrical conductivity of the water wash from the surface. Table 1 presents the results of experiments on the removal of alkali metal salts from the surface of various materials.
Пример 2.Example 2
На поверхность образцов (например, сталь 12Х18Н10Т, ХН70Ю, молибден, металлический, тантал металлический, плавленый MgO) наносят по 1 мг расплава соли хлоридов урана и/или плутония и помещают в экстракционную ячейку высокого давления объемом 10 мл и прокачивают через ячейку раствор 1,3 г дициклогексил-18-краун-6, 5 г монометилового эфира дипропиленгликоля и 3,2 г фосфиноксида разнорадикального в 63 г фреона 134а при температуре 110°С и собирают экстракт в сборник. Определение эффективности удаления солей проводят по спектрофотометрическому определению урана в экстракте и по измерению α-активности экстракта для плутония. В таблице 2 представлены результаты экспериментов по удалению хлоридов урана и плутония с поверхности различных материалов.On the surface of the samples (for example, steel 12Kh18N10T, KhN70Yu, molybdenum, metal, tantalum metal, fused MgO), 1 mg of a molten salt of uranium and / or plutonium chlorides is applied and placed in a high-pressure extraction cell with a volume of 10 ml and solution 1 is pumped through the cell, 3 g of dicyclohexyl-18-crown-6, 5 g of dipropylene glycol monomethyl ether and 3.2 g of diversified phosphine oxide in 63 g of freon 134a at a temperature of 110°C and collect the extract in a collector. Determination of the efficiency of salt removal is carried out by spectrophotometric determination of uranium in the extract and by measuring the α-activity of the extract for plutonium. Table 2 presents the results of experiments on the removal of uranium and plutonium chlorides from the surface of various materials.
Пример 3.Example 3
На поверхность образцов (например, сталь 12Х18Н10Т, ХН70Ю, молибден металлический, тантал металлический, плавленый MgO) наносят по 5 мг расплава соли хлорида лития и/или калия, содержащих добавку хлорида цезия-137 с активностью ~ 30000 Бк и помещают в экстракционную ячейку высокого давления объемом 10 мл и прокачивают через ячейку раствор 1,3 г дициклогексил-18-краун-6, 5 г монометилового эфира дипропиленгликоля и 3,2 г фосфиноксида разнорадикального в 63 г фреона 134а при температуре 20°С и собирают экстракт в сборник. Определение остатков солей на поверхности образцов проводят по потере массы образцов, электропроводности водного смыва с поверхности и измерением γ-активности образцов. В таблице 3 представлены результаты экспериментов по удалению солей щелочных металлов с поверхности различных материалов.On the surface of the samples (for example, steel 12Kh18N10T, KhN70Yu, molybdenum metal, tantalum metal, fused MgO), 5 mg of a molten salt of lithium and / or potassium chloride containing the addition of cesium-137 chloride with an activity of ~ 30,000 Bq are applied and placed in an extraction cell of high pressure with a volume of 10 ml and a solution of 1.3 g of dicyclohexyl-18-crown-6, 5 g of dipropylene glycol monomethyl ether and 3.2 g of dipropylene phosphine oxide in 63 g of freon 134a is pumped through the cell at a temperature of 20 ° C and the extract is collected in a collector. The determination of salt residues on the surface of the samples is carried out by the loss of mass of the samples, the electrical conductivity of the water washout from the surface and the measurement of the γ-activity of the samples. Table 3 presents the results of experiments on the removal of alkali metal salts from the surface of various materials.
Данный способ позволяет более эффективно проводить очистку твердых тел от макроколичеств хлоридов щелочных металлов и хлоридов урана и плутония без применения водных растворов, а также снизить рабочее давление и снизить количество образующихся жидких радиоактивных отходов при дезактивации оборудования от пирохимической технологии переработки ОЯТ.This method makes it possible to more effectively purify solids from macro-quantities of alkali metal chlorides and uranium and plutonium chlorides without the use of aqueous solutions, as well as reduce the operating pressure and reduce the amount of liquid radioactive waste generated during decontamination of equipment from the pyrochemical technology of SNF processing.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021130063A RU2770418C1 (en) | 2021-10-14 | 2021-10-14 | Method of removing chlorides of alkali metals, uranium and plutonium chlorides from the surface of solid bodies |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021130063A RU2770418C1 (en) | 2021-10-14 | 2021-10-14 | Method of removing chlorides of alkali metals, uranium and plutonium chlorides from the surface of solid bodies |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2770418C1 true RU2770418C1 (en) | 2022-04-18 |
Family
ID=81212613
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2021130063A RU2770418C1 (en) | 2021-10-14 | 2021-10-14 | Method of removing chlorides of alkali metals, uranium and plutonium chlorides from the surface of solid bodies |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2770418C1 (en) |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1995033541A1 (en) * | 1994-06-09 | 1995-12-14 | Idaho Research Foundation, Inc. | Fluid extraction of metals and/or metalloids |
| WO1999062072A1 (en) * | 1998-05-22 | 1999-12-02 | British Nuclear Fuels Plc | A method for removing inorganic matter from solid surfaces |
| RU2168779C2 (en) * | 1999-09-14 | 2001-06-10 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Method for supercritical fluidic extraction of metals |
| RU2295788C1 (en) * | 2005-10-10 | 2007-03-20 | Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии | Extraction mixture for supercritical extraction of actinide oxides |
| JP4753141B2 (en) * | 2007-08-01 | 2011-08-24 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | Method for dissolving and separating uranium using ionic liquid, and method for recovering uranium using the same |
-
2021
- 2021-10-14 RU RU2021130063A patent/RU2770418C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1995033541A1 (en) * | 1994-06-09 | 1995-12-14 | Idaho Research Foundation, Inc. | Fluid extraction of metals and/or metalloids |
| WO1999062072A1 (en) * | 1998-05-22 | 1999-12-02 | British Nuclear Fuels Plc | A method for removing inorganic matter from solid surfaces |
| RU2168779C2 (en) * | 1999-09-14 | 2001-06-10 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Method for supercritical fluidic extraction of metals |
| RU2295788C1 (en) * | 2005-10-10 | 2007-03-20 | Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии | Extraction mixture for supercritical extraction of actinide oxides |
| JP4753141B2 (en) * | 2007-08-01 | 2011-08-24 | 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 | Method for dissolving and separating uranium using ionic liquid, and method for recovering uranium using the same |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Campbell et al. | Organic analysis at the Hanford nuclear site | |
| JPH03500337A (en) | How to separate transuranic elements from nuclear waste | |
| CN103155047A (en) | Reactor decontamination process and reagent | |
| JP2016008891A (en) | Separation method of actinide and separation unit of actinide | |
| RU2770418C1 (en) | Method of removing chlorides of alkali metals, uranium and plutonium chlorides from the surface of solid bodies | |
| WO2015059777A1 (en) | Method for separating actinide and device for treating spent fuel | |
| JP2011107156A (en) | Recovery method of uranium using ionic liquid | |
| CN108538417B (en) | Method for directly separating rare earth elements from uranium dioxide or spent fuel | |
| Samsonov et al. | Supercritical fluid extraction in modern radiochemistry | |
| JP4753141B2 (en) | Method for dissolving and separating uranium using ionic liquid, and method for recovering uranium using the same | |
| Yamashita et al. | C-14 release behavior and chemical species from irradiated hull waste under geological disposal conditions | |
| Chao et al. | Sequential extraction separation for determination of technetium-99 in radwastes by ICP-MS | |
| Restani et al. | Characterisation of PWR cladding hulls from commerical reprocessing | |
| RU2755814C1 (en) | Composition for conversion of solid forms of actinoids and rare earth elements into a soluble form | |
| RU2363060C2 (en) | Method of irradiated beryllium processing | |
| Frano et al. | Application of PHADEC method for the decontamination of radioactive steam piping components of Caorso plant | |
| RU2274486C2 (en) | Metal extraction process | |
| Bucur et al. | 14C content in CANDU spent fuel cladings and its release under alkaline conditions | |
| Chmielewski | Chemistry for the nuclear energy of the future | |
| JP2005283415A (en) | Processing method and system of radioactive waste | |
| Ferlay et al. | From the Phenix irradiation end to the analytical results: PROFIL R target destructive characterization | |
| Zhang et al. | Synthesis of N, N’-dimethyl-3-oxa-glutamic acid and application in the simplification of TRPO process | |
| Sakurai et al. | Thermochemical and experimental considerations of NOx composition and iodine species in the dissolution of spent PWR-fuel specimens | |
| Benker et al. | Demonstration of Integrated PostIrradiation Process Steps forMultikilogram Amounts of Low-and High-Burnup Used Nuclear Fuels | |
| Griggs | Feasibility studies for decontamination and densification of chop-leach cladding residues |