Усовершенствование способа purex и его применение

Авторы патента:


Усовершенствование способа purex и его применение
Усовершенствование способа purex и его применение
Усовершенствование способа purex и его применение
Усовершенствование способа purex и его применение

 


Владельцы патента RU 2400841:

КОМПАНИ ЖЕНЕРАЛЬ ДЕ МАТЬЕР НЮКЛЕЭР (FR)

Изобретение касается способа, представляющего собой усовершенствованный способ Purex для отделения урана от других актиноидов (Pu, Np, Th…) за один цикл очистки. Сущность изобретения: способ включает в себя: а) совместную экстракцию урана (VI), плутония (IV) и других актиноидов (IV) или (VI) из азотнокислого водного раствора с помощью фазы растворителя и промывку этой фазы; b) реэкстракцию плутония в степени окисления (III) из фазы растворителя азотнокислым водным раствором; с) реэкстракцию урана в состоянии окисления (VI) из фазы растворителя азотнокислым водным раствором; d) концентрирование урана (VI) в азотнокислого водном растворе, полученном на стадии с), причем часть водного раствора, обогащенного ураном (VI) и полученного на стадии d), используют для реэкстракции из фазы растворителя актиноида или актиноидов (IV) либо на стадии b), либо между стадиями b) и с). Способ может быть использован при переработке отработанного ядерного топлива на основе UO2, смешанного оксида (U, Pu)O2 или (U, Th)O2. 2 н. и 14 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Область техники

Настоящее изобретение относится к способу, представляющему собой усовершенствованный способ переработки отработанного ядерного топлива, известный под названием «способ Purex».

Способ согласно изобретению позволяет отделять уран от других актиноидов (плутония, нептуния, тория и др.) за один цикл очистки.

Как и способ Purex, он может применяться для переработки отработанного ядерного топлива на основе урана, смеси оксидов урана и плутония или же смеси оксидов урана и тория.

Уровень техники

На всех заводах по переработке отработанного ядерного топлива до настоящего времени применяется способ Purex (Plutonium Uranium Refining by Extraction: очистка плутония и урана их экстракцией) для извлечение урана и плутония, содержащихся в ядерном топливе.

Это достигается применением нескольких циклов очистки экстракцией в системе «жидкость - жидкость».

Первый цикл очистки служит, по существу, для совместной дезактивации урана и плутония от продуктов деления, а также для разделения этих обоих элементов на два раздельных потока.

Этот цикл в том виде, как он применятся на современных заводах по переработке отработанного ядерного топлива, таких как заводы UP3 и UP2-800 COGEMA, Франция, Thorp, Англия, и Rokkasho, Япония, схематически представлен на фиг.1.

В начале цикла проводится операция по совместной экстракции урана и плутония, причем первый находится в степени окисления (VI), второй в степени окисления (IV), из водной фазы, в которой они находятся и которая образовалась при растворении отработанного топлива в азотной кислоте (раствор). Такая совместная экстракция проводится с помощью не растворимого в воде растворителя, состоящего из экстрагента, в данном случае из три-н-бутилфосфата (ТВР), при концентрации 30 об.% в органическом растворителе, а именно гидрированном тетрапропилене (ТРН).

После этой операции проводится одна или несколько промывок фазы растворителя одним или несколькими азотнокислыми водными растворами для завершения дезактивации урана и плутония от продуктов деления.

Комплекс операций по совместной экстракции и промывке показан на фиг.1 в виде клетки «Извлечение - промывка».

Водная фаза, образовавшаяся при этих операциях (рафинат после экстракции), содержит продукты распада и выводится из цикла, в то время как фаза растворителя, содержащая уран (VI) и плутоний (IV), направляется в зону, в которой производится разделение этих обоих элементов.

Разделение включает в себя:

- реэкстракцию большей части плутония, содержащегося в фазе растворителя, обозначенную на фиг.1 в виде клетки «Экстракция плутония»,

- завершение реэкстракции плутония, обозначенной на фиг.1 в виде клетки «Блокирование плутония».

Эти обе операции проводятся путем восстановления плутония (IV) до степени окисления (III), в котором он слабо экстрагируется с помощью три-н-бутилфосфата, что позволяет ему переходить в азотнокислый водный раствор, в то время как уран остается в фазе растворителя.

Восстановление плутония проводится с помощью нитрата уранила и акцептора азотистой кислоты ("nitrous acid scavenger" в англоязычной литературе), назначение которых состоит в одновременной стабилизации нитрата уранила и плутония (III) путем разложения азотистой кислоты. В данном случае акцептором азотистой кислоты является гидразин-нитрат (NH), называемый также гидразином.

Водная фаза, образовавшаяся при разделении, подвергается промывке свежим растворителем для извлечения из нее фракции урана, который способен захватываться плутонием во время реэкстракции. Эта промывка показана на фиг.1 в виде клетки «Промывка урана».

Фаза с содержанием растворителя, образовавшаяся при разделении, направляется в зону, в которой уран (IV) реэкстрагируется слабым водным раствором азотной кислоты. Эта реэкстракция показана на фиг.1 в виде клетки «Реэкстракция урана».

При первом цикле очистки, показанном на фиг.1, содержащийся в растворе нептуний извлекается, по существу, в виде нептуния (VI) одновременно с ураном и плутонием. Во время восстановительной реэкстракции плутония нептуний (VI) восстанавливается нитратом уранила в нептуний (IV), т.е. в состояние, в котором он может экстрагироваться с помощью три-н-бутилфосфата, хотя и в меньшей степени, чем в состоянии окисления (VI).

Действительно, как сообщают Germain и др., J. Inorg. Chem., 1970 г., т.32, стр.245-253 и как изображено на фиг.2, на которой показаны изменения коэффициента распределения нептуния (IV) между азотнокислой водной фазой и фазой растворителя, состоящего из три-н-бутилфосфата при 30 об.% в гидрированном тетрапропилене, в зависимости от содержания урана (VI) в фазе растворителя и при молярных концентрациях азотной кислоты от 0,5 до 3,5 М, коэффициент распределения нептуния (IV) возрастает с увеличением кислотности водной фазы и снижается с увеличением содержания урана (VI) в фазе растворителя.

Поэтому, учитывая повышенное соотношение растворитель/водная фаза (O:В) и низкое содержание урана (VI) в фазе растворителя, преобладающие в экстракторах, в которых проводится разделение на уран и плутоний, нептуний (IV) сохраняется в фазе растворителя в указанных экстракторах вместе с ураном. Также соотношение O:В на участке «Промывка урана» является, как правило, таким, что оно усиливает способность нептуния (IV) сохраняться в фазе растворителя вместе с ураном. В процессе экстракции урана коэффициенты распределения нептуния (IV) ниже коэффициентов распределения урана (VI), вследствие чего нептуний подвергается экстракции столь же эффективно, что и уран.

Следовательно, в первом цикле очистки способом Purex нептуний сопровождает уран квазиколичественно.

На указанных выше заводах по переработке отработанного ядерного топлива водные отходы от экстракции урана проходят после концентрирования (на фиг.1 в виде клетки «Концентрация урана») цикл очистки урана, так называемый «второй цикл очистки», для отделения урана от нептуния.

На создаваемых в перспективе заводах по переработке отработанного ядерного топлива было бы желательно упростить способ Purex с целью одновременного снижения капитальных затрат, эксплуатационных затрат и затрат по поддержанию заводов, но вместе с тем без снижения производительности способа, качества и безопасности переработки.

Однако опыт показывает, что дезактивация урана в продуктах распада является достаточной уже после первого цикла очистки, в т.ч. и для рутения, в том случае, когда выгоревшее топливо охлаждалось, по меньшей мере, в течение десяти лет до переработки. Поэтому «второй цикл очистки урана» оправдан лишь в случае, когда присутствует необходимость в отделении урана от нептуния.

Авторы изобретения поставили своей целью усовершенствование способа Purex, применяемого на современных заводах по переработке отработанного ядерного топлива, таким образом, чтобы он позволял отделять уран не только от плутония, но и от нептуния за один цикл очистки и чтобы способ исключал в результате этого «второй цикл очистки урана» после охлаждения перерабатываемого ядерного топлива в течение десяти лет и более.

Также авторы изобретения поставили своей целью проведение отделения урана от нептуния без применения мощных комплексообразователей нептуния, которые хотя и позволяют извлекать нептуний в водный поток, отдельный от потока урана, однако способны представлять сами по себе или в виде продуктов своего распада нежелательные водные отходы, подлежащие дополнительным специальным видам обработки.

Сущность изобретения

Эти и другие цели достигаются с помощью способа переработки отработанного ядерного топлива, включающего в себя:

a) отделение урана от плутония и других актиноидов, а также продуктов деления, содержащихся в азотнокислом водном растворе, полученном растворением топлива в азотной кислоте, причем при отделении проводят совместную экстракцию урана (VI), плутония (IV) и других актиноидов (IV) или (VI) из указанного водного раствора с помощью фазы нерастворимого в воде растворителя, содержащего, по меньшей мере, один экстрагент в органическом растворителе, затем промывку фазы растворителя азотнокислым водным раствором;

b) разделение урана и плутония на два раздельных потока, причем это разделение предусматривает реэкстракцию плутония (III) из фазы растворителя с помощью азотнокислого водного раствора, содержащего восстановитель, способный восстанавливать плутоний (IV) до степени окисления (III), и акцептор азотистой кислоты;

c) реэкстракцию урана (VI) из фазы растворителя с помощью азотнокислого водного раствора;

d) концентрирование урана (VI) в водном растворе, образованном на этапе с);

отличающегося тем, что часть водного раствора, обогащенного ураном (VI) и полученного на стадии d), используют для реэкстракции из фазы растворителя актиноида или актиноидов, присутствующих в данной фазе в степени окисления (IV), либо на стадии b), либо между стадиями b) и с).

Таким образом, способ согласно изобретению отличается от первого цикла очистки в способе Purex, применяемом на современных заводах по переработке отработанного ядерного топлива, в основном тем, что в нем применяют часть водного потока, обогащенного ураном (VI) и образовавшегося при операциях концентрирования, проведенных после реэкстракции урана с целью обогащения фазы растворителя ураном (VI) перед указанной экстракцией, таким образом, чтобы оно приближалось к состоянию насыщения, и для снижения в достаточной степени коэффициентов распределения актиноидов в степени окисления (IV) в данной фазе растворителя для содействия их переходу в водную фазу.

Таким образом, способ позволяет проводить реэкстракцию актиноидов (IV) из фазы растворителя и, следовательно, отделять их от урана (VI) до того, как он сам подвергнется экстракции.

Актиноидами (IV), способными подвергаться реэкстракции способом согласно изобретению, являются по существу нептуний, восстанавливаемый из степени окисления (VI) в степень окисления (IV) в процессе разделения на уран и плутоний, торий, извлеченный в степени окисления (IV) из азотнокислого водного раствора, образовавшегося при растворении топлива, и/или плутоний, который может присутствовать в очень малых количествах в степени окисления (IV) во время разделения.

Как уже указывалось выше, реэкстракция актиноида или актиноидов (IV) из фазы растворителя может проводиться, в первую очередь, на этапе b) способа согласно изобретению, т.е. в процессе разделения на уран и плутоний, при этом актиноид или актиноиды подвергаются реэкстракции одновременно с плутонием (III) и поэтому вовлекаются в поток плутония.

В этом случае, поскольку разделение на уран и плутоний происходит в виде двух раздельных стадий в раздельных экстракторах, а именно:

i) первая стадия, так называемая «Реэкстракция плутония», на которой реэкстрагируется большая часть плутония (III) из фазы растворителя, и

ii) вторая стадия, так называемое «Блокирование плутония», заключающаяся в завершении реэкстракции плутония (III) из фазы растворителя,

часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), используют предпочтительно для реэкстракции актиноида или актиноидов (IV) на стадии «Блокирование плутония».

Для этого указанную часть водного раствора вводят в экстрактор, в котором проводят стадию «Блокирование плутония», и в нее добавляют азотную кислоту, восстановитель, способный восстанавливать плутоний (IV) в плутоний (III), и акцептор азотистой кислоты.

Под термином «экстрактор» в тексте имеется в виду любой аппарат для экстрагирования в системе «жидкость - жидкость», который может применяться на заводах по переработке отработанного ядерного топлива, такой как, например, смеситель-отстойник или батарея смесителей-отстойников, пульсационная колонна или же центробежный экстрактор с одним или несколькими уровнями.

Реэкстракция актиноида или актиноидов (IV) из фазы растворителя может проводиться во вторую очередь между стадиями b) и с) способа согласно изобретению, т.е. между разделением на уран и плутоний и реэкстракцией урана, в этом случае актиноид или актиноиды реэкстрагируются независимо от плутония и образуют третий раздельный поток наряду с потоком плутония и потоком урана.

В этом случае часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), используются для проведения реэкстракции актиноида или актиноидов (IV) в экстракторе, специально предназначенном для этой цели.

Поскольку разделение на уран и плутоний проводят в две стадии в раздельных экстракторах, а именно:

i) первая стадия, так называемая «Реэкстракция плутония», состоит в реэкстракции большей части плутония (III) из фазы растворителя, и

ii) вторая стадия, так называемое «Блокирование плутония», состоит в завершении реэкстракции плутония (III) из фазы растворителя,

то указанную часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), вводят предпочтительно в экстрактор, питаемый фазой растворителя из экстрактора, в котором проводят стадию «Блокирование плутония» и в котором в нее добавляют азотную кислоту.

Каким бы не был экстрактор, в котором проводят реэкстракцию актиноида или актиноидов (IV), она происходит путем смешивания фазы растворителя, присутствующей в экстракторе, и части добавляемого туда раствора, обогащенного ураном (VI) в условиях, обеспечивающих обогащение фазы растворителя ураном (VI) до степени, близкой к насыщению, и переход актиноида или актиноидов (IV) в водную фазу, после этого полученную смесь разделяют на фазу растворителя и водную фазу с содержанием экстрагированного актиноида или актиноидов (IV).

Предпочтительно способ согласно изобретению включает в себя дополнительную стадию, на которой водная фаза с содержанием одного или нескольких реэкстрагированных актиноидов (IV) (а также при необходимости извлеченного плутония (III) в том случае, когда актиноиды извлекались в процессе разделения на уран и плутоний) подвергается однократной или многократной промывке фазой нерастворимого в воде растворителя, содержащего, по меньшей мере, экстракт урана (VI) в органическом разбавителе, с целью извлечения урана (VI), увлеченного актиноидами во время их реэкстракции.

С этой целью предпочтительно применять фазу растворителя, экстрагент и органический разбавитель которого аналогичны экстрагенту и органическому разбавителю, применяемым на этапа а) способа согласно изобретению.

Для этого фаза растворителя, применяемая на этапе а), содержит предпочтительно три-н-бутилфосфат в качестве экстрагента и гидрированный тетрапропилен в качестве органического разбавителя предпочтительно в объемном соотношении 30:70.

Восстановителем для восстановления плутония (IV) до степени окисления (III) предпочтительно служит нитрат уранила, в то время как акцептором азотистой кислоты является преимущественно гидразин-нитрат.

Однако возможно применение и другого экстрагента, например, триизобутилфосфата или моноамида и/или другого органического разбавителя, например, н-додекана или керосина, также, как возможно применять другой восстановитель, например, нитрат гидроксиламина и/или другой акцептор азотистой кислоты, например, акцептор азотистой кислоты, растворимый в фазе растворителя.

Согласно изобретению в часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), может быть добавлен один или несколько комплексообразователей актиноидов (IV), при этом отсутствует необходимость, чтобы эти комплексообразователи были сильными или содержались в большом количестве и их разложение может быть отнесено к параметрам, оптимизирующим способ согласно изобретению.

В качестве примеров таких комплексообразователей можно указать на муравьиную и винную кислоты.

Особо предпочтительно, чтобы актиноидом (IV), который реэкстрагируют в основном на стадии b) или между стадиями b) и с), являлся нептуний.

Способу согласно изобретению присущи многие преимущества.

В частности, он позволяет очень эффективно отделять уран от других актиноидов, содержащихся в отработанном ядерном топливе, за один цикл очистки экстракцией в системе «жидкость - жидкость» и отказаться от «второго цикла очистки урана», применяемого в способе Purex, в том случае, когда это топливо охлаждалось в течение 10 лет и более. При этом первый цикл очистки в способе, применяемом на современных заводах по переработке отработанного ядерного топлива, не претерпевает существенных изменений. Необходимо также отметить, что при реэкстракции актиноидов (IV) во время разделения способ согласно изобретению может найти применение на некоторых существующих заводах после внесения в него относительно незначительных изменений.

Кроме того, способ согласно изобретению позволяет реэкстрагировать актиноиды (IV), в частности, нептуний (IV), и включать их в поток плутония, в результате чего будет затруднено использование плутония не в мирных целях.

Другие преимущества и особенности способа согласно изобретению подробнее поясняются ниже в описании с помощью двух примеров его осуществления.

Разумеется, упомянутые примеры приводятся только с целью иллюстрации изобретения и ни в коем случае его не ограничивают.

Краткое описание чертежей

На фиг.1 показана принципиальная схема первого цикла очистки в способе Purex, применяемом на современных заводах по переработке отработанного ядерного топлива.

На фиг.2 показаны изменения коэффициента распределения нептуния (IV) между азотнокислым водным раствором и фазой растворителя, представляющего собой три-н-бутилфосфат при 30 об.% в гидрированном тетрапропилене, в зависимости от содержания урана ([U], г/л) в фазе растворителя при разной мольной концентрации азотной кислоты в водной фазе.

На фиг.3 показана принципиальная схема первого примера осуществления способа согласно изобретению.

На фиг.4 показана принципиальная схема второго примера осуществления способа согласно изобретению.

На фиг.1, 3 и 4 поток растворителя показан двойной линией, при этом водные потоки изображены одинарной линией. Кроме того, операции по промывке водных фаз с помощью гидрированного тетрапропилена специально не показаны с целью упрощения схем.

Осуществление изобретения

На фиг.3 показана принципиальная схема первого примера осуществления способа согласно изобретению, в котором возможно реэкстрагировать нептуний (IV) в процессе разделения на уран и плутоний.

В этом примере способ согласно изобретению включает в качестве первого цикла очистки, применяемого в способе Purex, показанном на фиг.1, следующие операции:

- совместная экстракция урана, плутония и нептуния соответственно в степени окисления (VI), (IV) и (VI), из раствора с помощью растворителя, состоящего из три-н-бутилфосфата при 30 об.% в гидрированном тетрапропилене, с последующей промывкой фазы растворителя, образовавшейся при совместной экстракции, азотнокислым водным раствором для завершения дезактивации урана, плутония и нептуния в продуктах деления («экстракция-промывка»);

- разделение на уран и плутоний, включающее в себя:

- реэкстракцию плутония в степени окисления (III) из фазы растворителя, содержащей уран, плутоний и нептуний азотнокислым водным раствором с содержанием нитрата уранила (U (IV)) и гидразина-нитрата в качестве акцептора азотистой кислоты (реэкстракция плутония);

- промывку фазы растворителя, образовавшейся во время реэкстракции плутония, азотнокислым водным раствором, содержащим также нитрат уранила и гидразин-нитрат (Блокирование плутония);

- промывку водной фазы, содержащей плутоний (III), образовавшейся при разделении на уран и плутоний, свежим растворителем, состоящим из три-н-бутилфосфата при 30 об.% в гидрированном тетрапропилене («Промывка урана»);

- реэкстракцию урана (VI) из фазы растворителя, образовавшейся при разделении на уран и плутоний, азотнокислым водным раствором («Экстракция урана»);

- концентрированно водной фазы с содержанием урана (VI), образовавшейся при реэкстракции урана («Концентрирование»).

Как и в первом цикле очистки способа Purex, показанном на фиг.1, нептуний, первоначально извлеченный в степени окисления (VI), восстанавливают до степени окисления (IV) нитратом уранила в процессе разделения на уран и плутоний.

В отличие от первого цикла очистки в способе Purex, показанном на фиг.1, при котором все количество водного раствора, обогащенного ураном (VI), подается на второй цикл очистки с целью отделения урана (VI) от нептуния (IV), содержащегося в этом растворе, в примере осуществления способа согласно изобретению, показанном на фиг.3, часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), поступает обратно в экстрактор, в котором происходит «Блокирование плутония».

Азотнокислый водный раствор, используемый для «Блокирования плутония», состоит, следовательно, из этого обратного потока, обогащенного ураном (VI), в который добавлены азотная кислота, предпочтительно с молярностью не свыше 2, более предпочтительно не свыше 1, а также нитрат уранила, гидразин-нитрат и дополнительно комплексообразователь нептуния (IV), такой как муравьиная кислота.

Тщательно приготовленная смесь из азотнокислого водного раствора и водной фазы растворителя обеспечивает обогащение указанной фазы ураном (VI) до степени, близкой к насыщению, при таком обогащении в сочетании со слабой кислотностью в экстракторе происходит переход нептуния (IV) в водную фазу.

Как и в первом цикле очистки способа Purex, показанном на фиг.3, водная фаза, образующаяся при «Блокировании плутония» и содержащая в данном случае также нептуний (IV) и плутоний (III), подается в экстрактор, в котором происходит «Реэкстракция плутония» и в котором она обогащается плутонием (III). Затем водная фаза направляется в экстрактор, в котором происходит «Промывка урана» и в котором она промывается свежим растворителем для извлечения урана (VI), способного захватываться нептунием (IV) и плутонием (III) во время их реэкстракции.

Фазу растворителя, образующуюся при «Блокировании плутония», подают в экстрактор, в котором проводится «Реэкстракция урана», и извлекают уран (VI), как это обычно делается в первом цикле очистке в способе Purex, показанном на фиг.1.

На фиг.4 показана принципиальная схема второго примера осуществления способа согласно изобретению, предназначенного для экстракции нептуния (IV) и возможных следов плутония (IV), сохраняющихся в фазе растворителя, между разделением на уран и плутоний и реэкстракцией урана.

В этом примере, предусматривающем операции: «Экстракция - промывка», «Реэкстракция плутония», «Блокирование плутония», «Промывка урана», «Реэкстракция урана» и «Концентрирование урана», присущие способу Purex, изображенному на фиг.1, часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), подают обратно в экстрактор, специально предназначенный для реэкстракции нептуния (IV), показанной на фиг.4 в виде клетки «Реэкстракция нептуния», и расположенный между экстрактором для «Блокирования плутония» и экстрактором для «Реэкстракции урана».

Предназначенный для «Реэкстракции нептуния» экстрактор подпитывается фазой растворителя из экстрактора для «Блокирования плутония», в которой содержатся уран (VI), нептуний (IV) и возможные следы плутония (IV), а также водной фазой обратного потока, обогащенного ураном (VI), в который добавлена азотная кислота с молярностью предпочтительно не свыше 2 М, более предпочтительно не свыше 1 М, и дополнительно комплексообразователь нептуния (IV), такой как муравьиная кислота.

Как уже отмечалось выше, тщательно приготовленная смесь из азотнокислого водного раствора и фазы растворителя обогащает эту фазу ураном (VI) до степени, близкой к насыщению, причем это обогащение в сочетании со слабой кислотностью внутри экстрактора переводит нептуний (IV) и возможные следы плутония (IV) в водную фазу.

Водная фаза, образующаяся при «Реэкстракции нептуния», которая в данном случае содержит нептуний (IV) и, в случае необходимости, плутоний (TV), подается в экстрактор для промывки свежим растворителем, состоящим также из три-н-бутилфосфата при 30 об.% в гидрированном тетрапропилене, для извлечения урана (VI), который может быть увлечен нептунием (IV) при его реэкстракции. Эта промывка показана на фиг.4 второй клеткой «Промывка урана». Фаза растворителя, образовавшаяся во время «Реэкстракции нептуния», направляется в экстрактор для «Реэкстракции урана», в котором извлекают уран (VI), как это принято делать на первом цикле очистки в способе Purex, показанном на фиг.1.

Каким бы не был вариант осуществления способа согласно изобретению, его авторы считают, что необходимо и возможно регулировать разные рабочие параметры экстрактора, в котором проводится реэкстракция нептуния (IV), в частности, параметры расхода подаваемой фазы растворителя и водного раствора, обогащенного ураном (VI), таким образом, чтобы можно было довести содержание урана (VI) в фазе растворителя внутри этого экстрактора до величины предпочтительно около 90-105 г/л, причем насыщение ураном (VI) наступает при 114 г/л.

Эти параметры могут быть легко определены и оптимизированы с помощью программного обеспечения PAREX (разработанного Комиссариатом по атомной энергии), в котором содержатся коэффициенты распределения одновременно урана (VI) и нептуния (IV).

В качестве примера проводилось с помощью указанного программного обеспечения проводили моделирование второго примера осуществления способа согласно изобретению, показанного на фиг.4. При этом моделировании не применялся какой-либо специальный комплексообразователь со степенью окисления (IV). Входные данные при указанном моделировании составляли:

Поток фазы растворителя, выходящий из экстрактора для «Блокирования плутония»:

расход: 1746 л/ч
U (VI): 75,5 г/л
HNО3: 0,017 мол/л
Np (IV): 38 мг/л

Поток водной фазы (обозначен как «НNО3» на фиг.4), входящий в экстрактор для «Реэкстракции нептуния»:

расход: 70 л/ч
U (VI): 0 г/л
HNO3: 0,1 мол/л
Np (IV): 0 мг/л

Поток водной фазы, входящий в экстрактор для «Реэкстракции нептуния» и подаваемый из экстрактора для «Концентрирования урана»:

расход: 200 л/ч,
U (VI): 400 г/л
HNO3: 0,5 мол/л
Np (IV): <1 мг/л

Поток фазы растворителя (на фиг.4 обозначен как «растворитель»), входящий в экстрактор для «Промывки урана», расположенный рядом с экстрактором для «Реэкстракции нептуния»:

расход: 254 л/ч
три-н-бутилфосфат: 30 об.%
НNО3: 0 мол/л

При этих данных и при использовании батареи экстракторов с двумя уровнями (в направлении потока фазы растворителя) были получены следующие составы для фазы растворителя и водной фазы:

Фаза растворителя, выходящая из экстрактора для «Реэкстракции нептуния»:

расход: 2026 л/ч
U (VI): 105 г/л
HNО3: 3,5·10-3 мол/л
Np (IV): 0,18 мг/л

Водная фаза, выходящая из экстрактора для «Промывки урана», расположенного рядом с экстрактором для «Реэкстракции нептуния»:

расход: 247 л/ч
U (VI): 5 г/л
HNO3: 0,5 мол/л
Np (TV): 267 мг/л

Коэффициент дезактивации урана в нептуний составил около 180, что соответствует требуемой степени дезактивации.

1. Способ переработки отработанного ядерного топлива, включающий:
a) отделение урана, плутония и других актиноидов от продуктов деления, содержащихся в азотнокислом водном растворе, полученном при растворении топлива в азотной кислоте, где указанное отделение включает совместную экстракцию урана (VI), плутония (IV) и других актиноидов (IV) или (VI) из водного раствора с помощью не растворимого в воде растворителя, содержащего, по меньшей мере, один экстрагент в органическом разбавителе, затем промывку фазы растворителя азотнокислым водным раствором,
b) разделение на уран и плутоний в виде двух раздельных потоков, где указанное разделение включает реэкстракцию плутония (III) из фазы растворителя азотнокислым водным раствором, содержащим восстановитель для восстановления плутония (IV) до степени окисления (III),
c) реэкстракцию урана (VI) из фазы растворителя азотнокислым водным раствором,
d) концентрирование азотнокислого водного раствора урана (VI), полученного на стадии с),
отличающийся тем, что часть водного раствора, обогащенного ураном (VI) и полученного на стадии d), используют для реэкстракции из фазы растворителя актиноида или актиноидов, находящихся в этой фазе в степени окисления (IV), либо на стадии b), либо между стадиями b) и с).

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что актиноидом или актиноидами (IV) являются нептуний (IV), торий (IV) и/или плутоний (IV).

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что стадия b) состоит из двух стадий, проводимых в двух раздельных экстракторах, а именно:
i) первой стадии, состоящей в проведении реэкстракции большей части плутония (III) из фазы растворителя, и
ii) второй стадии, состоящей в завершении реэкстракции плутония (III) из фазы растворителя,
причем часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), предпочтительно используется для реэкстракции актиноидов (IV) на второй стадии ii).

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что указанную часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), подают в экстрактор, в котором проводят стадию ii), в нее добавляют азотную кислоту, восстановитель для восстановления плутония (IV) в плутоний (III) и акцептор азотистой кислоты.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что указанную часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), используют для реэкстракции актиноидов (IV) в экстракторе, специально предназначенном для этой цели.

6. Способ по п.5, отличающийся тем, что стадия b) состоит из двух стадий, проводимых в раздельных экстракторах, а именно:
i) первая стадия, состоящая в проведении реэкстракции большей части плутония (III) из фазы растворителя,
ii) вторая стадия, состоящая в завершении реэкстракции плутония (III) из фазы растворителя,
причем часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), предпочтительно вводят в экстрактор, подпитываемый фазой растворителя из экстрактора, служащего для проведения стадии ii), и в указанную часть водного раствора добавляют азотную кислоту.

7. Способ по п.1, отличающийся тем, что реэкстракцию актиноида или актиноидов (IV) из фазы растворителя проводят смешением этой фазы растворителя с частью раствора, обогащенного ураном (VI), и последующим разделением смеси на фазу растворителя и водную фазу, содержащую реэкстрагированный актиноид или актиноиды (IV).

8. Способ по п.7, отличающийся тем, что он дополнительно включает в себя стадию, на которой водную фазу, содержащую реэкстрагированный актиноид или актиноиды (IV), подвергают однократной или многократной промывке фазой не растворимого в воде растворителя и содержащего экстрагент урана (VI) в органическом разбавителе.

9. Способ по п.8, отличающийся тем, что экстрагент и органический разбавитель указанной фазы растворителя аналогичны экстрагенту и органическому разбавителю фазы растворителя, применяемым на стадии а).

10. Способ по п.1, отличающийся тем, что применяемая на стадии а) фаза растворителя содержит три-н-бутилфосфат в качестве экстрагента.

11. Способ по п.1, отличающийся тем, что фаза растворителя, используемая на стадии а), содержит гидрированный тетрапропилен в качестве органического разбавителя.

12. Способ по п.1, отличающийся тем, что восстановителем для восстановления плутония (IV) в плутоний (III) служит нитрат уранила.

13. Способ по п.4, отличающийся тем, что в указанную часть водного раствора, обогащенного ураном (VI), дополнительно вводят один или несколько комплексообразователей актиноидов (IV).

14. Способ по п.6, отличающийся тем, что актиноидом (IV), который, по существу, экстрагируют на стадии b) или между стадиями b) и с), является нептуний.

15. Способ по п.1, отличающийся тем, что актиноидом (IV), предназначенным для реэстракции на стадии b) либо между стадиями b) и с), является нептуний.

16. Применение способа по п.1 для переработки отработанного ядерного топлива на основе оксида урана, смеси оксидов урана и плутония или смеси оксидов урана и тория.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии получения ядерного топлива энергетического назначения, в частности к процессу очистки от примесей оксидов природного, регенерированного или возвратного (оружейного) урана.
Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах переработки облученного ядерного топлива, где необходима очистка урана от бета-активного технеция-99.
Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах переработки ядерного топлива.

Изобретение относится к области регенерации облученного ядерного топлива, обработки руд редкоземельных металлов, тория и/или урана. .
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. .

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. .

Изобретение относится к области обращения с отработавшим ядерным топливом. .
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами

Изобретение относится к технологиям переработки отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в области переработки отработавшего ядерного топлива для непрерывной очистки нитрата уранила от продуктов деления путем осаждения

Изобретение относится к способу регенерации отработанного ядерного топлива на основе оксида урана или смешанного уран-плутониевого оксида

Изобретение относится к способу коллективного отделения всех актинидов (III), (IV), (V) и (VI), находящихся в сильнокислой водной фазе, от продуктов распада, и, в частности, лантанидов, также находящихся в этой фазе, путем применения двух экстрагентов, которые действуют в несвязанных химических областях
Изобретение относится к способам экстракционной очистки регенерированного урана и может быть использовано в технологических процессах при переработке облученного ядерного топлива, где необходима очистка урана от плутония, тория-228 и нептуния-237

Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят в запредельном режиме, и образующийся при этом водный поток, содержащий от 15% до 50% суммы извлекаемых элементов, на второй стадии обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в режиме полного извлечения элементов. Органические потоки, полученные после первой обработки и после второй обработки, объединяют и объединенный поток направляют на последующие операции. Техническим результатом является достижение более высоких коэффициентов очистки целевых компонентов от продуктов деления и сокращение объема радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива водными методами. Предложен способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата, содержащего плутоний в четырехвалентном состоянии, в водный азотнокислый раствор осуществляют путем контактирования указанного органического раствора с водным раствором, содержащим азотную кислоту, карбогидразид в качестве восстановителя, переводящего плутоний в трехвалентное состояние, и аминокарбоновую кислоту. В качестве аминокарбоновой кислоты может использоваться глицин с концентрацией от 0,2 до 0,5 моль/л в растворе восстановителя. В растворе восстановителя содержание азотной кислоты поддерживается в диапазоне от 0,25 до 1,5 моль/л. Технический результат - достижение высокой полноты реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата (ТБФ) при снижении концентрации восстановителя и увеличении диапазона рабочей концентрации азотной кислоты. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 пр.
Наверх