Способ переработки облученных ториевых материалов

 

Изобретение относится к способам очистки тория, являющегося возвратным компонентом ториевого цикла. По предлагаемому способу облученные образцы растворяют в азотной кислоте и экстрагируют уран-233 по схеме "Интерим" 3-5%-ным раствором трибутилфосфата (ТБФ). Из рафината проводят совместную экстракцию тория, циркония и технеция в 30%-ным ТБФ при концентрации HNO3 4-5 моль/л, отделяют Zr реэкстракцией в раствор ацетогидроксамовой кислоты с азотной кислотой, затем реэкстрагируют Th азотной кислотой с концентрацией 0,2-0,4 моль/л, после чего Тс выделяют из экстракта с помощью азотно-кислого раствора ацетогидроксамовой кислоты с гидразином. Способ позволяет выделить торий без примеси циркония и технеция и устранить засоление сбросных растворов нитратом алюминия. 3 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 ил.

Изобретение относится к способам очистки тория, являющимся возвратным компонентом ториевого ядерного топливного цикла. Ториевый ядерный цикл включает облучение тория-232, переработку облученного топлива для выделения U-233, являющегося делящимся элементом, а также выделение и очистку тория как возвратного компонента ядерного цикла.

Известен способ переработки облученного ториевого топлива "Интерим" [1], предназначенный только для отделения урана-233 от тория и его очистки от продуктов деления с использованием 1,5-5%-ного раствора трибутилфосфата (ТБФ) в углеводородном разбавителе. Другим аналогом предлагаемого способа переработки облученных ториевых материалов является Торекс-2 [2]. В этом процессе проводится совместная экстракция U-233 и Th 30%-ным раствором ТБФ из кислотно-дефицитного раствора с использованием в качестве высаливателя нитрата алюминия; при этом образуются сильнозасоленные высокоактивные хвостовые растворы. В процессе обеспечивается очистка от продуктов деления, включая цирконий, однако поведение технеция не рассматривается. Процесс предусматривает реэкстракцию Th слабой кислотой до реэкстракции урана, содержание которого в 500-1000 раз ниже содержания тория. Проведенная экспериментально проверка процесса Торекс-2 показала, что при реэкстракции Th из совместного экстракта U и Th разбавленной HNO3 не происходит достаточного их разделения, причем реэкстракция U сопряжена с большими его потерями.

Наиболее близким к заявляемому способу является процесс Торекс-1 [3]. По этому способу из растворенного топлива уран извлекается 3-5%-ным раствором ТБФ, а из кислого рафината, содержащего 1 моль/л НNО3 и дополнительно 0,5 моль/л нитрата алюминия, извлекается торий с помощью 45%-ного ТБФ в углеводородном разбавителе; затем экстракт тория промывается 0,5 моль/л раствором нитрата алюминия для удаления продуктов деления, включая цирконий. О поведении технеция не сообщается. Недостатком данного способа является засоление высокоактивного рафината, препятствующее дальнейшей его переработке, и, согласно нашим данным, отсутствие очистки Th от Тс.

Засоление системы может быть устранено заменой нитрата алюминия на азотную кислоту, концентрация которой составляет в этом случае около 4 моль/л; однако при этом резко возрастает экстракция Zr, так что очистка Th тория Zr на стадии экстракции и промывки делается невозможной.

Предлагаемым изобретением решается задача устранения засоления системы с обеспечением очистки Th от Zr и Тс при экстракции тория из среды с избытком азотной кислоты после отделения урана-233 (по схеме "Интерим").

Для достижения указанного результата предлагается способ, операции которого после отделения урана осуществляются в следующей последовательности: - экстракция Th, Zr, Тс 30%-ного ТБФ в разбавителе из рафината экстракции урана-233 при концентрации HNО3 4-5 моль/л; - отделение Zr от экстракта Th и Тс реэкстракцией Zr в раствор 40-60 г/л ацетогидроксамовой кислоты (АГК) с 4 моль/л НNО3 и последующей дополнительной экстракцией Th и Тc из реэкстракта; - селективная реэкстракция Th с помощью 0,2-0,4 моль/л НNО3 с последующей дополнительной экстракцией Тc из реэкстракта Th; - реэкстракция Тc с помощью 0,1-0,3 моль/л НNО3 в присутствии 10-15 г/л АГК, 2-10 г/л гидразина и 0,1-0,3 моль/л НNО3 при температуре 40-60oС.

Предложенный способ поясняется принципиальной схемой, показанной на чертеже.

Шифры и характеристики потоков, указанные в схеме, приведены в таблице. Следует отметить, что указанная схема не может быть реализована в присутствии урана-233 (как это предусматривается в процессе Торекс-2), поскольку реэкстракция Тc и U проводится в практически идентичных условиях, и при реэкстракции технеция неизбежны большие потери урана, равно как и его потери с оборотным экстрагентом.

Пример. После растворения облученного ториевого материала раствор подается в экстракционный процесс. Исходный раствор содержит 4,5 моль/л НNО3, 300 г/л Th, 0,6 г/л U, 0,02 г/л Тc и 0,1 г/л Zr, а также все прочие продукты деления. На первой стадии процесса проводится отделение U от Th, Тc и Zr с использованием 3%-ного раствора ТБФ в инертном разбавителе и последующей реэкстракцией U разбавленными растворами НNО3.

Полученный после первой стадии рафинат состава 4,4 моль/л НNО3, 250 г/л Th, 0,08 г/л Zr, 0,017 г/л Тc поступает на экстракционное разделение Th, Zr, Тc с использованием раствора 30%-ного ТБФ в тяжелом разбавителе. Общее число ступеней равно 36. Технологические показатели представлены в таблице. Концентрация АГК в реэкстрагенте Zr определяется временем задержки водной фазы в блоке и должна быть в реэкстракте Zr не менее 20 г/л. Затем из экстракта извлекается Th раствором 0,3 моль/л НNO3 с замывкой реэкстрагента Th от Тс оборотным экстрагентом. Извлечение Тс из экстрагента проводится с использованием 0,1 моль/л НNО3 в присутствии АГК и гидразина при температуре 50oС. Заявленный способ позволяет извлечь из исходного материала 99,9%Th, 99,8% Тс и 99% Zr. При этом реэкстрагент Th содержит 0,002% Zr и 0,0001% Тс; соответственно очистка Th от Zr составляет 15 и 100 от Тс.

Список источников 1. Переработка ядерного горючего. Ред. Столер С. Ричарде Р. Атомиздат, М. 1964. с.270-274.

2. Там же, с.276-290.

3. Там же, с.274-276.

Формула изобретения

1. Способ переработки облученных ториевых материалов, включающий растворение в азотной кислоте, экстракцию урана-233 3-5%-ным раствором трибутилфосфата и экстракцию тория из рафината, отличающийся тем, что торий, цирконий и технеций экстрагируют совместно в 30%-ный трибутилфосфат при концентрации HNO3 4-5 моль/л, отделяют Zr реэкстракцией в раствор ацетогидроксамовой кислоты с азотной кислотой, затем реэкстрагируют Тh азотной кислотой с концентрацией 0,2-0,4 моль/л, после чего Тс выделяют из экстракта с помощью азотно-кислого раствора ацетогидроксамовой кислоты с гидразином.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что проводят дополнительное извлечение в 30%-ный трибутилфосфат остаточных количеств Th и Тс из реэкстракта Zr и извлечение Тс из реэкстракта Th.

3. Способ по п. 1 или 2, отличающийся тем, что реэкстракцию Zr проводят раствором 40-60 г/л ацетогидроксамовой кислоты в 4 моль/л HNO3.

4. Способ по любому из пп. 1-3, отличающийся тем, что реэкстракцию Тс проводят раствором 10-15 г/л ацетогидроксамовой кислоты, 10-15 г/л гидразина и 0,1-0,3 моль/л HNO3 при температуре 40-60oC.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к технологии очистки воды от радиоактивных загрязнений

Изобретение относится к технологии обработки сточных вод и может быть использовано для переработки жидких радиоактивных отходов, образующихся при дезактивации оборудования, спецтранспорта и т.д

Изобретение относится к области переработки жидких отходов химической и радиохимической промышленности, в частности к способам утилизации жидких отходов, содержащих азиды металлов и азотисто-водородную кислоту (АВК)
Изобретение относится к способу рекуперации нитрат-ионов, содержащихся в водных стоках ядерной промышленности

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов, в частности к обезвоживанию и сушке шлама из ядерно-технической установки

Изобретение относится к способам переработки ядерного топлива и может быть использовано при переработке урана, обогащенного ураном-235

Изобретение относится к экстракционным процессам и может быть использовано в технологии переработки ядерного топлива АЭС, обогащенного урана, урансодержащих возвратных изделий, отходов и оборотов

Изобретение относится к переработке отходов ядерной техники и предназначено для переработки легированного металлического плутония
Изобретение относится к переработке радиоактивных растворов, содержащих в своем составе различные радиоактивные компоненты, гидрофобную и/или гидрофильную органику, азотную кислоту

Изобретение относится к технологии переработки облученных материалов

Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки ядерного топлива и может быть использовано при переработке урана, обогащенного ураном-235

Изобретение относится к способу и устройству для растворения порошка, состоящего из смеси оксидов урана, плутония и/или смешанных оксидов урана и плутония

Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива с использованием в качестве разбавителя трибутилфосфата в разбавителе

Изобретение относится к экстракционной переработке урановых растворов в азотнокислых средах и позволяет обеспечить безопасные условия ведения экстракционных процессов

Изобретение относится к переработке ОЯТ АЭС и представляет собой способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива АЭС с использованием трибутилфосфата в разбавителе

Изобретение относится к способам разделения смесей взаиморастворимых жидкостей, например экстракционных смесей, и может быть использовано в химической, атомной и других отраслях промышленности
Наверх