RU2797998C1 - Способ вскрытия уран-циркониевой топливной композиции - Google Patents

Способ вскрытия уран-циркониевой топливной композиции Download PDF

Info

Publication number
RU2797998C1
RU2797998C1 RU2022120402A RU2022120402A RU2797998C1 RU 2797998 C1 RU2797998 C1 RU 2797998C1 RU 2022120402 A RU2022120402 A RU 2022120402A RU 2022120402 A RU2022120402 A RU 2022120402A RU 2797998 C1 RU2797998 C1 RU 2797998C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium
zirconium
nitric acid
fuel composition
opening
Prior art date
Application number
RU2022120402A
Other languages
English (en)
Inventor
Юрий Аркадьевич Ворошилов
Ринат Наилевич Хасанов
Сергей Александрович Лукин
Константин Владимирович Бугров
Владимир Станиславович Ермолин
Александр Николаевич Машкин
Анатолий Борисович Мелентьев
Наталья Владимировна Шарова
Ренат Радмирович Лукманов
Кирилл Александрович Кадочигов
Егор Вячеславович Пипков
Владислав Викторович Негруца
Михаил Васильевич Логунов
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк"
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк"
Application granted granted Critical
Publication of RU2797998C1 publication Critical patent/RU2797998C1/ru

Links

Abstract

Изобретение относится к области регенерации ОЯТ и имеет целью перевод уран-циркониевого топлива в азотнокислый раствор. Способ вскрытия уран-циркониевой топливной композиции включает термическое окисление уран-циркониевой топливной композиции, которое проводят при температуре от 650 до 750°С. Полученную смесь смешивают с натриевой щелочью и снова выдерживают при вышеуказанной температуре. Итоговый спек растворяют при нагревании в азотной кислоте. Изобретение обеспечивает полное вскрытие уран-циркониевых топливных композиций с любым массовым соотношением урана и циркония без использования сверхвысоких температур и азотно-фторидных растворов. 3 з.п. ф-лы.

Description

Изобретение относится к области регенерации ОЯТ, и имеет целью перевод уран-циркониевого топлива в азотнокислый раствор, пригодный для его дальнейшей переработки по общепринятой Пурекс-схеме.
Известен способ вскрытия уран-циркониевой топливной композиции, включающий ее растворение в азотной кислоте в присутствии фторид-ионов, с которым цирконий образует комплексные соединения [Переработка ядерного горючего / Атомная техника за рубежом. - М.Ф. Пушленков, Б.Я. Зильберман. - №2, 1966. - с. 31-38]. Недостатком этого способа является высокая степень коррозии используемого оборудования в азотно-фториднокислых средах.
Известен способ, включающий термическое окисление перерабатываемых уран-циркониевых материалов и последующее растворение окисленного продукта в азотной кислоте [Способ переработки уран-циркониевых отходов: патент / ФГУП «НИИ НПО «Луч»; авторы: В.П. Исаков, Н.Б. Алхимов, Д.В. Марушкин, Д.В. Стефановский, А.С. Черкасов, Д.В. Шестых. - №2613352 RU], выбранный в качестве прототипа. Согласно этому способу уран-циркониевую топливную композицию, содержащую кроме урана и циркония алюминий и кремний, окисляют при температурах от 1000°С до 1250°С до прекращения прироста массы, а полученный продукт окисления подвергают обработке азотной кислотой. В результате коррозионное воздействие на аппаратуру при растворении минимизируется.
Недостатком способа является применение сверхвысоких температур, требующих использования специальных дорогостоящих печей. Кроме того, способ непригоден для переработки уран-циркониевых топливных композиций, не содержащих алюминия и кремния, в которых массовая доля циркония существенно превышает массовую долю урана, (выход урана в раствор не превышает 90%).
Задачей заявляемого технического решения является обеспечение полного вскрытия уран-циркониевых топливных композиций с любым массовым соотношением урана и циркония без использования сверхвысоких температур и азотно-фторидных растворов.
Поставленная задача достигается тем, что термическое окисление уран-циркониевой топливной композиции проводят при температуре от 650°С до 750°С в течение 6-8 ч. Проведение окисления при температуре ниже 650°С вызывает многократное замедление процесса. А повышение температуры сверх 750°С не приводит к сокращению его продолжительности.
Полученную смесь оксидов смешивают с натриевой щелочью в массовом соотношении щелочь к смеси (1-1,5):1 и снова выдерживают при вышеуказанной температуре от 2,5 до 3,5 ч. Уменьшение отношения щелочи к смеси оксидов относительно нижней границы указанного диапазона приводит к необеспечению последующего полного растворения полученного спека. В то время как увеличение относительно верхней границы приводит к неоправданному увеличению количества кислоты для последующего растворения.
Уменьшение продолжительности спекания со щелочью до значений менее чем 2,5 ч вызывает недорастворение спека на следующем этапе процесса вскрытия, а увеличение сверх 3,5 ч нецелесообразно, поскольку не приводит к улучшению показателей.
Полученный спек растворяют при нагревании в азотной кислоте с концентрацией от 5 до 8 моль/дм - из расчета не менее 150 моль/кг циркония. Продолжительность растворения - от 1 до 3 ч.
Уменьшение концентрации или общего количества кислоты, а равно как сокращение продолжительности растворения до значений менее чем минимальная граница соответствующего диапазона приводит к недорастворению урана.
Увеличение концентрации, объема кислоты, продолжительности растворения сверх верхних границ диапазонов этих величин не приводит к улучшению показателей процесса (прежде всего повышения доли растворенного урана).
В результате вскрытия в соответствии с приведенными выше условиями достигается полное растворение уран-циркониевых сердечников твэл независимо от соотношения урана и циркония в топливной композиции, а также наличия в ней иных матричных компонентов. Получаемый при этом раствор не содержит галогенидов и, таким образом, обладает умеренной коррозионной активностью.
Сопоставление заявляемого технического решения с прототипом свидетельствует, что заявляемый способ в отличие от прототипа включает стадию спекания термически окисленной топливной композиции со щелочью. Таким образом, заявляемое техническое решение соответствует критерию «новизна».
Из литературы [Елисон С.В. Цирконий физические и химические методы анализа / С.В. Елисон, К.И. Петров. - М.: Издательство главного управления по использованию атомной энергии при совете министров СССР, 1960. - 211 с.] известно, что диоксид циркония проявляет амфотерные свойства и взаимодействует при сплавлении со щелочами с образованием цирконатов. Однако, поведение урана при сплавлении со щелочью после совместного термического окисления уран-циркониевой топливной композиции из известного уровня техники было неочевидно, а возможность последующего полного перевода урана и циркония независимо от их массового соотношения в топливной композиции из спека со щелочью в азотнокислый раствор без использования фторид-ионов обнаружено авторами. Таким образом, заявляемое техническое решение следует признать соответствующим критерию «изобретательский уровень».
Заявленный эффект подтверждается следующими примерами.
Пример 1. Эксперимент выполняли на фрагментированных образцах твэл из уран-циркониевого сплава с массовой долей циркония 80%.
Навеску массой 650 г поместили в печь, нагрели до температуры 750°С и выдержали при этой температуре в течение 6 ч.
Полученную смесь оксидов смешали с натриевой щелочью в массовом соотношении 1:1 и выдержали 3,5 ч при температуре 660°С.
Полученный спек охладили и растворили в азотной кислоте с концентрацией 5 моль/дм3. Количество азотной кислоты составило 166 моль/кг циркония. Раствор нагрели до кипения и выдержали в течение 1 ч.
Итоговый раствор имел следующий состав:
Азотная кислота - 2,9 моль/дм3;
Уран - 7,5 г/дм3;
Цирконий - 29,9 г/дм3.
Выход в раствор по урану и цирконию составил 99,7%.
Пример 2. Следующий эксперимент проводили на том же исходном сырье.
Навеску топливной композиции массой 310 г выдерживали при температуре 650°С в течение 8 ч.
Натриевую щелочь смешали с полученной смесью оксидов в массовом соотношении 1,5:1 и выдержали 2,5 ч при температуре 750°С.
Полученный спек охладили и растворили в азотной кислоте с концентрацией 8 моль/дм3. Количество азотной кислоты составило 150 моль/кг циркония. Раствор нагрели до кипения и выдержали в течение 3 ч.
Итоговый раствор имел следующий состав:
Азотная кислота - 3,4 моль/дм3;
Уран - 12,3 г/дм3;
Цирконий - 49,3 г/дм3.
Выход в раствор по урану и цирконию 99,3%.
Пример 3. Эксперимент проводили на уран-циркониевом сплаве с массовой долей циркония 62%.
457 г измельченной топливной композиции выдерживали при температуре 700°С в течение 6,5 ч.
Натриевую щелочь смешали с полученной смесью оксидов в массовом соотношении 1,2:1 и выдержали 2 ч при температуре 700°С.
Полученный спек охладили и растворили в 5 моль/дм3 азотной кислоте, количество азотной кислоты составило 153 моль/кг циркония. Раствор нагрели до кипения и выдержали в течение 120 мин.
Итоговый раствор имел следующий состав:
Азотная кислота - 3,4 моль/дм3;
Уран - 12,3 г/дм3;
Цирконий - 49,3 г/дм3.
Таким образом, выход в раствор по урану и цирконию 99,3%.
Приведенные примеры свидетельствуют, что заявляемый способ обеспечивает полное вскрытие уран-циркониевой топливной композиции с эффективным переводом в раствор урана и циркония независимо от массового соотношения этих компонентов в топливной композиции. При этом не требуется использование сверхвысоких температур на этапе термического окисления и добавки фторид-ионов на этапе растворения.

Claims (4)

1. Способ вскрытия уран-циркониевой топливной композиции, включающий термическое окисление уран-циркониевых материалов и последующее растворение окисленного продукта в азотной кислоте, отличающийся тем, что термическое окисление уран-циркониевой топливной композиции проводят при температуре от 650 до 750°С, полученную смесь смешивают с натриевой щелочью и снова выдерживают при вышеуказанной температуре, а итоговый спек растворяют при нагревании в азотной кислоте.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что стадию термического окисления проводят в течение 6-8 ч.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что полученную смесь оксидов смешивают с щелочью в массовом отношении щелочь к смеси оксидов (1-1,5):1 и проводят спекание в течение от 2,5 до 3,5 ч.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что полученный щелочной спек растворяют в азотной кислоте с начальной молярной концентрацией от 5 до 8 моль/дм, общее количество азотной кислоты составляет не менее 150 моль/кг циркония, а продолжительность растворения составляет от 1 до 3 ч.
RU2022120402A 2022-07-22 Способ вскрытия уран-циркониевой топливной композиции RU2797998C1 (ru)

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2797998C1 true RU2797998C1 (ru) 2023-06-13

Family

ID=

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3322509A (en) * 1963-05-15 1967-05-30 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Method of reprocessing and/or separating nuclear fuels
FR2750242B1 (fr) * 1996-06-25 2000-03-03 Japan Atomic Energy Res Inst Procede de retraitement de combustibles nucleaires
RU2379774C1 (ru) * 2008-12-15 2010-01-20 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" Способ переработки отходов ядерного производства
RU2395857C1 (ru) * 2009-01-26 2010-07-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" Способ переработки уран-молибденовой композиции
RU2613352C1 (ru) * 2016-04-11 2017-03-16 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ переработки уран-циркониевых отходов

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3322509A (en) * 1963-05-15 1967-05-30 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Method of reprocessing and/or separating nuclear fuels
FR2750242B1 (fr) * 1996-06-25 2000-03-03 Japan Atomic Energy Res Inst Procede de retraitement de combustibles nucleaires
RU2379774C1 (ru) * 2008-12-15 2010-01-20 Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" Способ переработки отходов ядерного производства
RU2395857C1 (ru) * 2009-01-26 2010-07-27 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "Луч" Способ переработки уран-молибденовой композиции
RU2613352C1 (ru) * 2016-04-11 2017-03-16 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ переработки уран-циркониевых отходов

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP2021523300A5 (ru)
DE2228425A1 (ru)
RU2797998C1 (ru) Способ вскрытия уран-циркониевой топливной композиции
CN114656256A (zh) 一种利用含钛矿物制备的压电复合材料及其方法
Barinova et al. SHS immobilization of radioactive wastes
Zhang et al. Decomposition process of zircon sand concentrate with CaO-NaOH
JP4690623B2 (ja) 廃棄物固定化用のセラミック媒質及び再処理核燃料集合体からの廃棄物を固定化する方法
Schmutzler et al. Transformation of Ba-Al-Si precursors to celsian by high-temperature oxidation and annealing
JP4674312B2 (ja) 核燃料ペレットの製造方法および核燃料ペレット
CN111072281A (zh) 一种稀土掺杂负离子陶瓷釉及生产方法
Pfeiffer et al. Sol–gel synthesis of Li2ZrSi6O15 powders
Benay et al. Preparation of yttria-stabilized zirconia-ceria kernels as fuel precursors using internal gelation
PL217122B1 (pl) Sposób unieszkodliwiania odpadów promieniotwórczych w szkłach krzemionkowych
EP1412950B1 (en) Encapsulation of waste
Bhattacharya et al. Effect of Calcination Temperature and Time on Synthesis of BaO-CaO-Al2O3-SiO2 Glass
RU2808895C1 (ru) Способ синтеза фторида бария-лантана
KR102694352B1 (ko) 사용후핵연료의 고준위 방사성 폐기물 저감 방법
CN116216731B (zh) 利用粉煤灰制备铝硅氧化物的方法及所得的铝硅氧化物
Ma et al. Comparison of the powderization effect of non-equilibrium plasma oxidation and thermochemical oxidation powders of uranium dioxide solids for actinide analysis
US3567646A (en) Stable cesium compounds
Alvani et al. Preparation of Li2ZrO3 by powder reaction and hydrolysis of metal alkoxides
RU2237937C1 (ru) Способ изготовления мишеней-накопителей
Elovikov et al. Thermal stability of the waylandite-structured nanocrystalline BiAl3 (PO4) 2 (OH) 6
Farid et al. Spectrophotometric determination of the oxygen to metal ratio during the preparation of simulated spent nuclear fuel
Georgieva et al. Nano-technological Synthesis of Wollastonite for High-Efficiency Dry Pressing of Innovative Insulating Bodies for Low Voltage Apparatus