Способ очистки регенерированного урана


 


Владельцы патента RU 2447523:

Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" (RU)

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. Способ очистки регенерированного урана от плутония, тория и нептуния включает экстракцию урана трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе из азотнокислого раствора, промывку экстракта и реэкстракцию урана, при этом в азотнокислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, вводят фтор-ион до концентрации 0,03-0,52 г/л. Кроме того, в азотнокислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, возможно введение урана (IV), стабилизированного гидразином, до концентрации 0,5 г/л. На экстракцию направляют раствор регенерированного урана с концентрацией по урану 400-500 г/л. Изобретение позволяет повысить очистку регенерированного урана от плутония, тория, нептуния. 2 з.п. ф-лы, 2 пр., 2 табл.

 

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.

Известен способ экстракционной очистки урана от тория, нептуния и плутония 30%-ным трибутилфосфатом (ТБФ) в додекане (М.Germain, D.Gourisse et M.Sougnez, Extraction en milieu nitrigue du thorium, du neptunium, du plutonium, par les solutions de phosphate de tributyle chargees en uranium // J. Inorg. Nucl. Chem., 1970, Vol.32, pp.245-253) [3]. Способ включает одноступенчатую экстракцию урана трибутилфосфатом в органическом разбавителе из азотнокислого раствора уранилнитрата, содержащего примеси тория, нептуния и плутония. Недостаток способа состоит в недостаточной очистке урана.

Известен способ очистки регенерированного урана от тория-228 и продуктов его радиоактивного распада и способ очистки регенерированного урана от технеция-99, описанные в патенте №2384902, МПК G21C 19/46 (2006.01), опубл. 20.03.2010. Способ включает экстракцию урана трибутилфосфатом в органическом разбавителе, промывку экстракта азотнокислым раствором и реэкстракцию урана. В водную фазу вводили уран (IV) и трилон Б. Для достижения хорошей очистки дорогостоящий трилон Б вводили в довольно большом количестве: 5-10 г/л. Способ выбран за прототип.

Задачей изобретения является разработка способа, обеспечивающего экстракционную очистку регенерированного урана от плутония, тория и нептуния.

Поставленную задачу решают тем, что в способе очистки регенерированного урана от плутония, тория и нептуния, включающем экстракцию урана из азотнокислого водного раствора трибутилфосфатом в органическом разбавителе, промывку экстракта и реэкстракцию урана, в азотнокислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, вводят фтор-ион до концентрации 0,03-0,52 г/л.

В азотнокислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, вводят уран (IV), стабилизированный гидразином, до концентрации 0,5 г/л.

На экстракцию направляют растворы с концентрацией урана (VI) 400-500 г/л.

Фтор-ион практически не экстрагируется трибутилфосфатом в присутствии уранилнитрата и не загрязняет экстракт урана. Введение фтор-иона позволяет очистить уран от плутония, тория и нептуния, а введение в исходный раствор уранилнитрата фтор-иона и урана (IV), стабилизированного гидразином, еще более улучшает очистку урана от плутония.

Способ осуществляют следующим образом.

Пример 1

Исходный водный раствор регенерированного урана содержит уранилнитрат, примеси нитратов плутония Pu(IV), тория Th(IV) и нептуния Np(V), а также азотную кислоту HNO3. Состав исходного раствора приведен в таблице 1.

Таблица 1
[U(VI)], г/л [Pu], мкг/л [Th], Бк/г U [Np], мг/л [HNO3], г/л
446,3 71,0 1510 1,39 62,7

В опытах 2-5 в исходные водные азотнокислые растворы ввели до заданных концентраций фтор-ион, в опыте 1 фтор-ион не вводили. Фтор-ион можно вводить в виде любой водорастворимой соли; однако, чтобы не вводить в раствор посторонние катионы, целесообразно вводить фтор-ион в виде уранилфторида.

Провели противоточную экстракцию урана из исходного раствора, не содержащего фтор-ион, и из растворов, содержащих фтор-ион в количестве 0,03 г/л, 0,09 г/л, 0,19 г/л и 0,52 г/л, трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе в экстракционном блоке, содержащем 4 экстракционные ступени, при соотношении фаз О:В, равном 4,2:1. Получили экстракты с [U]=103 г/л и рафинаты с [U]=0,07 г/л. Из промытых экстрактов провели реэкстракцию урана слабым азотнокислым раствором.

В экстрактах определили содержание примесей: плутония, тория и нептуния. Коэффициенты очистки урана от упомянутых элементов рассчитаны как отношение содержания элемента в исходном растворе, приходящегося на 1 г U в исходном растворе, к его содержанию в экстракте, приходящемуся на 1 г U в экстракте.

Результаты приведены в таблице 2

Пример 2

Известно использование урана (IV), стабилизированного гидразином, для экстракционной очистки урана (VI) от плутония. Уран (IV), стабилизированный гидразином, вводят для восстановления Pu(IV) до Pu(III), не экстрагируемого трибутилфосфатом. Степень очистки урана (VI) от плутония, тория и нептуния в присутствии фтор-иона и урана (IV), стабилизированного гидразином, возрастает по сравнению со степенью очитки урана в присутствии только урана (IV), стабилизированного гидразином. Особенно возрастает степень очистки от плутония.

Во всех опытах 6-10 в исходные растворы (состав приведен в таблице 1) ввели уран (IV), стабилизированный гидразином, до концентрации урана (IV) 0,5 г/л и гидразина [N2H4] 0,45 г/л. Затем в опытах 7-10 в растворы ввели фтор-ион до заданных концентраций, в опыте 6 фтор-ион не вводили.

Из полученных растворов провели противоточную экстракцию урана 30%-ным трибутилфосфатом в органическом разбавителе в экстракционном блоке, содержащем 4 экстракционные ступени, при соотношении фаз O:В, равном 4,2:1. Получили экстракты с [U]=103 г/л и рафинаты с [U]=0,07 г/л. Из промытых экстрактов провели реэкстракцию урана слабым азотнокислым раствором. Реэкстракты направили на дальнейшую переработку (на оксиды).

В экстрактах определили содержание примесей: плутония, тория и нептуния. Коэффициенты очистки урана от упомянутых элементов рассчитаны как отношение содержания элемента в исходном растворе, приходящегося на 1 г U в исходном растворе, к его содержанию в экстракте, приходящемуся на 1 г U в экстракте. Коэффициенты очистки U от Pu, Th и Np на экстракции приведены в таблице 2.

Таблица 2
№ опыта Водный раствор урана перед экстракцией, содержание ионов Коэффициенты очистки U от
[F], г/л [U(IV)], г/л Pu Th Np
Пример 1
1 0 0 4,7 3,3 6,1
2 0,03 0 6,5 11,2 8,7
3 0,09 0 9,4 24,5 11,8
4 0,19 0 33,1 38,7 31,8
5 0,52 0 25,3 45,4 37,6
Пример 2
6 0 0,5 14,9 2,7 3,2
7 0,03 0,5 23,4 7,5 5,5
8 0,09 0,5 37,2 15,4 8,6
9 0,19 0,5 64,6 36,7 19,1
10 0,52 0,5 44,0 41,6 18,7

Из данных таблицы 2 следует, что во всех опытах введение фтор-иона увеличило очистку урана от плутония, тория и нептуния по сравнению с опытами, в которых фтор-ион не вводили.

В примере 1 введение в исходный раствор фтор-иона приводит к увеличению очистки урана от Pu(IV), Th(IV) и Np(V). С увеличением концентрации фтор-иона в растворе с 0,03 до 0,19 г/л очистка урана увеличивается от Pu(IV), Np(VI) и Th(IV). При увеличении концентрации фтор-иона в растворе до 0,52 г/л очистка урана еще более увеличивается от Np(VI) и Th(IV), но незначительно уменьшается от Pu(IV) по сравнению с опытом, в котором концентрации фтор-иона в растворе равна 0,19 г/л.

В примере 2 введение четырехвалентного урана привело к восстановлению Pu(IV) до трехвалентного состояния и Np(V) до четырехвалентного состояния. Как и в опытах примера 1, в опытах примера 2 введение фтор-иона в раствор, направляемый на экстракцию, увеличило коэффициент очистки урана от Pu(III), Th(IV) и Np(IV). С ростом содержания фтор-иона в растворе с 0,03 до 0,52 г/л коэффициенты очистки урана от Th(IV) увеличиваются. Очистка урана от Pu(III), как и в примере 1, увеличивается с ростом концентрации фтор-иона с 0,03 до 0,19 г/л и уменьшается при увеличении концентрации фтор-иона до 0,52 моль/л. Такая же закономерность прослеживается и для Np(IV).

В примере 2 в присутствии урана (IV), стабилизированного гидразином, фтор-ион значительно улучшил очистку от плутония, но от тория и нептуния - в меньшей степени, чем в примере 1.

Таким образом, в зависимости от того, от какого элемента преимущественно нужно очистить регенерированный уран, можно использовать либо фтор-ион, либо фтор-ион и уран (IV) в соответствующих количествах.

1. Способ очистки регенерированного урана от плутония, тория и нептуния, включающий экстракцию урана из водного азотно-кислого раствора трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе, промывку экстракта и реэкстракцию урана, отличающийся тем, что в водный азотно-кислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, вводят фтор-ион до концентрации 0,03-0,52 г/л.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в водный азотно-кислый раствор регенерированного урана, направляемый на экстракцию, вводят уран (IV), стабилизированный гидразином, до концентрации 0,5 г/л.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что на экстракцию направляют раствор регенерированного урана с концентрацией по урану 400÷500 г/л.



 

Похожие патенты:

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 способу регенерации отработанного ядерного топлива на основе оксида урана или смешанного уран-плутониевого оксида. .

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 технологиям переработки отработанного ядерного топлива. .
Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива (ОЯТ) водными методами. .

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 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.

Изобретение относится к способу переработки отработанного ядерного топлива. Заявленный способ включает очистку урана, плутония и нептуния, присутствующих в азотнокислой водной фазе, полученной при растворении упомянутого ядерного топлива в HNO3, от примесей актинидов (III) и большей части продуктов деления, также присутствующих в данной фазе, причем указанная очистка от примесей включает в себя, по меньшей мере, совместную экстракцию урана, плутония и нептуния в фазу растворителя; разделение урана, плутония и нептуния, присутствующих в фазе растворителя, на первую водную фазу, содержащую либо плутоний без U или Np, либо смесь Pu+U без Np, или смесь Pu+U+Np, и вторую водную фазу, содержащую либо смесь U+Np без Pu, либо уран без Pu и Np; хранение первой водной фазы; очистку плутония, либо смеси Pu+U, либо смеси Pu+U+Np, присутствующих в первой водной фазе, от продуктов деления, все еще присутствующих в данной фазе, при этом указанная очистка включает в себя, по меньшей мере, однократное добавление урана для получения в конце данной стадии водного раствора, содержащего смесь Pu+U или Pu+U+Np; и совместную конверсию полученной таким образом смеси Pu+U или Pu+U+Np в смешанный оксид. Техническим результатом является возможность исключения присутствиия очищенного плутония, даже смешанного с ураном или ураном и нептунием, на месте переработки отработанного ядерного топлива. 35 з.п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к средствам для ингибирования образования осадка молибдата циркония в водном растворе, содержащем элемент молибден и элемент цирконий, и характеризуется тем, что предусмотрено применение химического элемента, выбираемого из плутония, теллура, сурьмы и их смесей, для ингибирования образования осадка молибдата циркония в водном растворе, содержащем элемент молибден и элемент цирконий. Техническим результатом является возможность использования неорганических ингибиторов, не имеющих фосфатных групп, для ингибирования образования осадка молибдата циркония в водном растворе, что позволяет повысить стойкость данных ингибиторов, в частности, в азотнокислой среде, а также исключить осаждение плутония, циркония или молибдена в форме фосфатов данных элементов. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к способу переработки отработанного ядерного топлива. Заявленный способ включает очистку урана и плутония, присутствующих в азотнокислой водной фазе, совместную реэкстракцию в азотнокислую водную фазу урана и плутония, разделение урана и плутония, присутствующих в азотнокислой водной фазе, получаемой ранее, селективную экстракцию всего или части урана в степени окисления VI в органическую фазу, несмешивающуюся с водой, реэкстракцию в азотнокислую водную фазу урана и очистку плутония или смеси урана и плутония, присутствующих в водной фазе, получаемой экстракцией. Техническим результатом является устранение необходимости восстановительной реэкстракции плутония. 19 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к способу очистки азотнокислых урановых продуктов от изотопов рутения. В заявленном способе осуществляется очистка технологических азотнокислых урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения, содержащих уран до 300 г/л и азотную кислоту до 40 г/л, на твердофазном катализаторе в присутствии восстановителя гидразин-нитрата с концентрацией до 10 г/л. Техническим результатом является достижение коэффициентов очистки азотнокислых урановых растворов от изотопов рутения более 85. 4 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл., 2 пр.

Группа изобретений относится к переработке израсходованных ядерных топлив. Отделяют америций от других металлических элементов, присутствующих в кислотной водной фазе или в органической фазе, путем образования комплекса америция с водорастворимым производным этилендиамина. Способ селективного извлечения америция из кислотной водной фазы, содержащей америций и другие металлические элементы, включает упомянутое отделение америция. Обеспечивается повышение эффективности отделения америция от других металлических элементов. 2 н. и 25 з.п. ф-лы, 3 ил., 8 табл., 3 пр.
Наверх