SU871221A1 - Способ переработки отходов фторировани дерного топлива - Google Patents

Способ переработки отходов фторировани дерного топлива Download PDF

Info

Publication number
SU871221A1
SU871221A1 SU802939549A SU2939549A SU871221A1 SU 871221 A1 SU871221 A1 SU 871221A1 SU 802939549 A SU802939549 A SU 802939549A SU 2939549 A SU2939549 A SU 2939549A SU 871221 A1 SU871221 A1 SU 871221A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
plutonium
melt
uranium
salt
impurities
Prior art date
Application number
SU802939549A
Other languages
English (en)
Inventor
Владимир Федорович Горбунов
Георгий Петрович Новоселов
Сергей Александрович Уланов
Original Assignee
Предприятие П/Я Р-6575
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 Предприятие П/Я Р-6575 filed Critical Предприятие П/Я Р-6575
Priority to SU802939549A priority Critical patent/SU871221A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU871221A1 publication Critical patent/SU871221A1/ru

Links

Classifications

    • 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)

Description

(54) СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОТХОДОВ ФТОРИРОВАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Claims (2)

  1. Изобретение относитс  к области переработки  дерного топлива неводными высокотемпературными методами с помощью солевых расплавов. При газофторидной переработке топлива образуютс  отходы в виде высокоактивных oiapKofe фторир1овани  и фторид- нЫх сорбентов. Огаркии сорбенты содер жат ценные компоненты: уран, плутоний, америций, а также продукты делени  и коррозии аппаратуры: железо, никель и др Указанные продукты могут быть переработаны с помощью солевых расплавов дл  извлечени  ценных компонентов. Например , известен способ извлечени  урана и плутони  из фторидных расплавов (фториды лити  и натри , смесь фторидов лити  и кальци ) путем восстановлени  урана и плутони  активными металлами: кальцием, алюминием, литийолов нными сплавами, вз тыми с дес тикратным избыт ком относител1.но стехиометрии реакции восстановлонн  тетрафторидов урана и плутони  1. Процессы провод т при 1ООО-12.ООС. Данный метод позвол ет извлечь уран и плутоний из солевой фазы в металлическую с выходом 5О-98%. Недостатки данного процесса - ценные компоненты извлекаютс  нз солевого раоплава в виде концентрата в смеси с металлами-восстановител ми , эти концентраты требуют дополнительной трудоемкой переработки дл  получени  кондиционного продукта, плутоний и уран соосаждакггс  вместе с примес ми продуктов делени  и коррозии без разделени , высока  TeN пература (10ОО-12ООС) усложн ет aftпаратурное оформление процесса. Известен также способ переработки отходов фторировани   дерного топпнва, ail/DOчающий растворение в расплавах, фтористых солей и осаждение окислов плутони  (урана) из солевого расплава при 700- 9ОО С СЗ. В результате практически полностью извлекают уран и плутоний из. солевого расплава до остаточной концентрации менее . Продукты делениж . цезий, рубидий, стронций, барий и редкоземельные элементы остаютс  ррстворомными в расплаве. Такой способ не поовол ет очистить уран и плутоний от тугоплавких продуктов делени  к коррозии, таких как цирконий, ниобий, рутений, молибден, никель, железо так как окислы этих продуктов роосйждакггс  с окислами урана и плутони . Целью изобретени   вл етс  повышение сте еки очистки извлекаемых ценных компонентов . Цель достигаетс -тем, что по способу переработки обходов фторировани   дерного топлива, включающему растворение в расплавах фтористых солей и осаждение окислов плутони  (урана) из солевого рас плава при TOO-QOO C, перед осаждением окислов в солевой расплав ввод т восстановитель и восстанавливают плутоний (уран) до трехвалентного состо ни , а тугоплавкие продукты делени  и коррозии до металлического состо ни , которые затем отдел ют- из солевого расплава . При этом восстановитель берут в количестве, равном стехиометрически необходимому дл  восстановлени  примесей с избытком до 200% относительно стехио метрии реакции восстановлени  тетрафторида плутони  (урана) до металлического состо ни . После введени  восстановител  расплав перемешивают н выдерживают в течение 10-60 мин, После выдержки в течение 1О-60 мин отдел ют примеси тугоплавких металлов, которые осаждаютс  из расплава в виде металлической губки, а плутоний при этом остаетс  растворенным в солевом расплаве . Восстановитель берут в количестве, равном стехиометрически необходимому дл  восстановлени  примесей с избытком до 200% относительно стехиометрии реак ции восстановлени  тетрафторида плутони  до металлического плутони , что соответствует уравнению босет WPx (0.25-2) CMP где С - количество вещества, Гэкв; МРх фториды примесей тугоплавких металлов; МР. - тетрафториды урана и плутони  Избыток восстановител  в пределах до 2С цр ,как было показано экспериментал но, создает недостаточный восстановитель ный потенциал. Добавка восстановител  в количестве, меньшем нижнего предела, оп редел емого уравнением (1), к недостаточному восстановлению примесей и, как следствие, к недостг«точной очистке осаждаемой двуокиси плутони , а избыок восстановител  по отношению верхного предела приводит к  отере плутони  вследствие захвата осадком металлических примесей. Дл  экспериментальной проверки способа отделени  примесей от пЛутони  использовали в качестве солевой ванны эвтектическую смесь фторидов лити  и г.атри  с содержанием плутони  0,6-6,2 мас.%. Дл  имитации примесей в солевую ванну вводили фториды циркони  и ниоби , меченные радиоактивными изотопами цирконий - 95 и ниобнй - 95, а также дифторид железа . Опыты выполн лись в никелевой аппаратуре в атмосфере аргона при 800 . , В качестне доноров ионов хислорода нри осаждении окислов компонентов расплава использовали окислы алюмини  и кальци , дл  восстановлени  примесей использовали гра1гулированные алюминий, магний и кальций. Оценку распределени  плутони  и при- месой в процессах осаждени  выполн ли методом титровани  путем последовательного введени  взвешенных порций исследуемого осадител  или восстановител  в сОпевой расплав. Фиг. 1. и 2 иллюстрируют примеры 1 и 2 осуществлони  описываемого способа - титрование {засплавов окисью алюмини  без предварительного восстановлени  примесей; на фиг. 3, 4 и 5 даны результаты, описанные в примерах 3, 4 и 5 по восстановлению примесей алюминием. - Пример 1. В расплав, содержаший плутоний, цирконий и ниобий, меченные радиоактивными изотопами цирконий - 95, ниобий - 95 при исходных концентраци х , Г-ЭКВ./100О г расплава: 0,1; 0,132 и См5Р5- °° (0,6, 0,3 и 0,О13 мас.% .соответственно ), ввод т последовательно порции окиси алюмини . Расплав перемешивает и после отстаивани  отбирают пробы осветвлен ного расплава дл  гамма-спектрометрического анализа. Результаты представлены на фнг. 1, где видно, что плутоний соосаж даетс  с цирконием и ниобием во всем интервале изменени  Концентрации. .Пример 2, В расплав, содержащий плутоний и железо с исходными концентраци ми , г ЭКВ./1ООО г расплава: Срурд 1,28} CpgFj 7,22 (7,7 и 20,2 мас.% соответственно), ввод т последовательно порции окиси алюмини . Па фиг. 2 видно, что при введении начальных порций окиси алюмини  наблюдают осажление железа, концентраци  плутони  при этом не измен етс . При примерно равных весовых концентраци х железа и плу тони  они соосаждаютс  без разделени . Таким образом, примеры 1 и 2 показывают , что в процессе осаждени  окислов не происходит очистка плутони  от таких элементов, как цирконий, ниобий и железо. Аналогичные результаты были по лучены при использовании других окислов в качестве осадите лей, например окиси кальци . Очевидно, что указанные примеси необходимо удал ть из солевого расплава операцией осаждени  двуокиси плутони . Пример З.В солевой расплав, содержащий плутоний, цирконий и ниобий с исходными концентраци ми, г экв./ /1ООО г расплава: С(ур 0,1; С 0,132 и 0,007, ввод т после довательно взвешенными порци ми алюми ний. После каждой добавки расплав пе- ремешивакуг в течение 1О мин, отстаивают в течение Ю-15 мин и отбирают пробы осветвленного расплава дл  анализа . Результаты представлены графически на фиг. 3. Из графика видно, что дл  осаждени  циркони  и ниоби  израсходовано алюмини  в количестве, соответствующем стехиометрии реакции 2грд-1-МВС5+РиР 4Ае- 2г- МВ+РиРз ЛеРз (Ч) 2..Р5 Р 4 где С - количество реагирующих веществ Осаждение плутони  из расплава начинаетс  лишь после введени  алюмини  в количестве ) На фиг. 3 видно, гго цирконий и ниобий практически полностью вывод тс  из расплава , а п;1утоний остаетс  растворенным в нем. Остаточное содержание ниоби    циркони  в расплаве составл ет менее 1 мкг/1 г соли (предел чувствительности измерительной аппаратуры в данном опыте)., Пример 4, В расплав, содержащий плутоний и железо с исходными концентраци ми г. ЭКВ./10ОО г расплава: СриР4 и Срврд 6,0 (6.2 и 16,8 мас.% соответственно), вмп т алюминий взвешенными порци ми, перемош - ва  расплав при каждой загрузке в теч«2- ние Ю мин. После отстаивани  в ние 10-15 мин отбирают пробы осветвленного расплава дл  анализа. Результаты представлены графиками на фиг. 4, где видно, что железо прлктически полностью выдел етс  из расппас  пооле добавки алюминц  в количестве, н(об- . ходимом дл  восстановлени  железа по реакции 3PeF, аАеРз и дл  восстановлени  плутони до трехва лентного состо ни  JpuP + Ae- ЗРиРз т.е. всего + 0,2500 Концентраци  железа в р асплаве при . этом снижаетс  до О,О2 мас.%. Заметное уменьшение концентрации плутони  (на 3%) начинаетс  после добавки алюмини  в количестве .,°Px, Пример 5. В расплав того жесостава , что и в примере 2, вводили еразу количество алюмини , соответствующее уравнению (8), расплав периодически перемешивали и наблюдали изменение концентрации железа и плутони  в зависн мости от времени. Как показано на фиг.5, концентраци  железа уменьшаетс  линейно и через 60 мин достигает зиачени  менее 0,О2 мас.%. Концентраци  йлутони  сначала падает, затем возвращаетс  к исходному значению. Таким образсм, двукратный избыток агаомини  по отношению к стехиометрии реакции восстановлени  четырехвалентного плутони  до металлического оказываетс  недостаточным дл  осаждени  плутони . При замене в примерах 3-5 алюмини  . на кальций или магний были получены аналогичные результаты, но при этом необходимо учитывать потерю восстановвтел  вследствие высокой летучести калыш    магни  при температуре процесса. Нар ду с цирконием, ниобием,, железом з солевого расплат1а .вьщел ютс  также при еси рутени  и других представителей латиновых металлов, а таКже молибдена. -7.8 никел , кремни  в св зи с тем, что фториды этих элементов  вл ютс  подобными или более сильными окислител ми по отиошению к циркоиию, ииобию, железу. Продукты восстановлени  примесей, полученные в примерах , представл ют собой компактную металлическую 1 убку , котора  может быть отправлена на за хоронение без дополнительной переработки Описываемый способ был проведен в лабораторных услови х с навесками шгу- тони  до 100 г. После отделени  тугоплавких металлов от расплавоА: помошью предварительного восстановлени  их фторидов из расплава осаждали двуокись плутони , в полученной двуокиси плутони  содержание указанных примесей составл ет менее 0,01 мас.%. Таким образом, описанный способ поз вол ет вьщелить плутоний, а также америций из фторидных смесей - отходов фто рировани  топлива с необходимой степенью очистки от продуктов делени  и коррозии. Кроме того, продукт восстановлени  примесей представл ет собой компактную металлическую губку, котора  без дополнительной переработки может быть отпра лена на захоронение. Формула изобретени  1. Способ переработки отходов фторировани   дерного топлива, включающий раст ворение в расплавах фтористых солей и 1 осаждение окислов плутони  (yfjaHa) из сол(.пого расплава при температуре 7ОО- , отличающийс  тем, что, с целью повышени  степени очистки извлекаемых ценных компонентов, перед осаждением окислов в солевой расплав ввод т восстановитель и восстанавливают плутоний (уран) до трехвалентного cotrri) ни , а тугоплавкие продукты делении и коррозии до металлического состо ин , которые затем отдел ют из солевого расплава , 2.Способ по п. 1, о т л и ч а ю ш и и с   тем, что восстановитель берут в количестве, равном стехиометрически необходимому дл  восстановлени  прнмесей с избытком до 2ОО% от носите льне стехиометрии реакции восс-тановпони  тетрафторида плутони  (урана) ло металлического состо ни . 3.Способ по пп. 1 и 2, о тли ча- ю щ и и с   тем, что после впадени  восстановител  расплав пгфомешивают и выдерживают в течение. 1 О-GO мин. Источники информации, прин тые во внимание при экспертизе 1.Кощеев И. И. и д). Каьпечение урана и плутони  из фторидных солей кальцийтермическим восстановлением. (пдис)хнми , т. -17, № 4, 1075, с. 515.
  2. 2.Горбунов В. Ф. и др. Исслепованне . взаимодействи  фторндои плутони , урамц н редкоземельных элементов с окислами некоторых металлов в раснлап.чх фтористых солей. Радиохими , т. 1S. № 1, 197б с, 109 (прототип).
    з б. /tOOOr pacn/raSa. Фие 1
    W
    Apffte /fUH. Фиг. 6
SU802939549A 1980-06-05 1980-06-05 Способ переработки отходов фторировани дерного топлива SU871221A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU802939549A SU871221A1 (ru) 1980-06-05 1980-06-05 Способ переработки отходов фторировани дерного топлива

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU802939549A SU871221A1 (ru) 1980-06-05 1980-06-05 Способ переработки отходов фторировани дерного топлива

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU871221A1 true SU871221A1 (ru) 1981-10-07

Family

ID=20901647

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU802939549A SU871221A1 (ru) 1980-06-05 1980-06-05 Способ переработки отходов фторировани дерного топлива

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU871221A1 (ru)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2001016386A1 (en) * 1999-09-02 2001-03-08 Westinghouse Electric Company Llc Reclamation of metals like uranium from contaminated solids such as incinerator ash by fluorination and leaching
WO2017015975A1 (zh) * 2015-07-24 2017-02-02 中国原子能科学研究院 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法
RU2766610C1 (ru) * 2020-08-29 2022-03-15 Акционерное общество "Прорыв" Способ удаления оксидов редкоземельных элементов при переплавке металлического урана

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2001016386A1 (en) * 1999-09-02 2001-03-08 Westinghouse Electric Company Llc Reclamation of metals like uranium from contaminated solids such as incinerator ash by fluorination and leaching
WO2017015975A1 (zh) * 2015-07-24 2017-02-02 中国原子能科学研究院 一种用于直接获得锆合金燃料的乏燃料干法后处理方法
RU2766610C1 (ru) * 2020-08-29 2022-03-15 Акционерное общество "Прорыв" Способ удаления оксидов редкоземельных элементов при переплавке металлического урана

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA1337740C (en) Process to separate transuranic elements from nuclear waste
Thompson et al. Chemical properties of Berkelium
US3721549A (en) Preparation of metal ingots from the corresponding metal oxides
US3029130A (en) Plutonium recovery from neutronbombarded uranium fuel
Simpson et al. Selective reduction of active metal chlorides from molten LiCl-KCl using lithium drawdown
GB2488089A (en) Liquid/liquid extraction method for purifying uranium from nitric acid dissolution of natural uranium concentrate
SU871221A1 (ru) Способ переработки отходов фторировани дерного топлива
Smith et al. Recovery of nonradioactive palladium and rhodium from radioactive waste
Bruffey et al. Advanced Low-Temperature Chlorination of Zirconium
RU2499306C1 (ru) Способ очистки облученного ядерного топлива
US5503812A (en) Method for separating and purifying fission noble metals
US2990273A (en) Uranium recovery from metallic masses
Cusick et al. Plutonium and americium recovery from spent molten-salt-extraction salts with aluminum-magnesium alloys
JP2966066B2 (ja) 核分裂生成貴金属の分離方法
Navratil Plutonium and americium processing chemistry and technology
JP2005214706A (ja) 水溶液中に存在するウラン(vi)を分枝n,n−ジアルキルモノアミドにより選択的に分離・回収する方法
Selvaduray et al. Survey of nuclear fuel reprocessing technologies
GB1574874A (en) Method for increasing the lifetime of an extraction medium used for reprocessing spent nuclear fuel and/or breeder materials
US3473897A (en) Method for separating uranium and protactinium from spent molten fluoride salt mixtures containing rare earth fission products
US2892701A (en) Pyrochemical decontamination method for reactor fuel
King et al. SUMMARY OF THE CAMPAIGN DURING FEBRUARY 1969 TO PROCESS SIX IRRADIATED HFIR TARGETS IN THE TRANSURANIUM PROCESSING PLANT.
JP2019215299A (ja) 不溶解性残渣処理プロセス
Lacquement et al. Pyrochemical conversion of weapon-grade plutonium into plutonium oxide
Chiotti et al. SEPARATION OF VARIOUS COMPONENTS FROM URANIUM BY OXIDATION-REDUCTION REACTIONS IN A LIQUID KCl-LiCl/ZINC SYSTEM
US2942968A (en) Method of separating uranium from alloys