Способ подготовки растворов переработки оят, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов

Авторы патента:

 


Владельцы патента RU 2490735:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU)
Российская Федерация, от имени которой выступает Открытое акционерное общество "Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов" (RU)

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ подготовки растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов при подавлении действия комплексообразователей, состоит из введения в раствор азотнокислых растворов переходных металлов, связывающих комплексообразующие примеси более прочно, чем плутоний. В качестве комплексообразователей в растворе могут содержаться щавелевая, меллитовая и другие многоосновные кислоты и оксикислоты, ДТПА и ЭДТА. В качестве вводимых связующих используют азотнокислые растворы молибдена и/или циркония, в том числе раствор ОЯТ на основе уран-молибденовых сплавов, вводимых в эквимолярных или близких к ним количествах по отношению металл: комплексообразователь. Изобретение позволяет проводить экстракционное извлечение многовалентных актинидов из растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, с применением неразрушающих методов и без сильного изменения реагентной среды. 5 н.п. ф-лы.

 

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и может быть использовано при подготовке растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов.

При переработке ОЯТ образуется достаточно большое количество производственных растворов, содержащих комплексообразователи, которые либо образовались при растворении ОЯТ, например, карбидного ОЯТ, либо были введены в процесс для разделения компонентов, в частности, диэтилентриаминпентауксусная кислота (ДТПА) или этилендиаминтетрауксусная кислота (ЭДТА), либо образовались после осаждения элементов, например, после оксалатного осаждения плутония.

Эти вещества образуют прочные комплексы с плутонием, что делает невозможной переработку таких растворов без обработки или подготовки, ликвидирующей комплексующее действие этих веществ.

Обычным методом подготовки этих растворов перед проведением экстракции актинидов с помощью разбавленного трибутилфосфата (ТБФ) (Пурекс-процесс) является окислительная обработка для глубокого разрушения комплексообразователей, которая проводится, как правило, в присутствии катализаторов. В частности, известен способ разрушения оксалат-иона в маточных растворах после осаждения плутония путем длительного нагревания (кипячения) раствора в присутствии марганца(П) в качестве катализатора (Колтунов B.C. Кинетика и механизм окисления щавелевой кислоты азотной кислотой в присутствии ионов Mn2+. Кинетика и Катализ, 1968, т.9, №5, с.1034-1041).

Для разрушения ДТПА или ЭДТА практически нет удовлетворительных простых способов, и их вредное действие подавляется сильным подкислением раствора (Ровный С.И., Неделина Л.В., Тараканов В.М. и др. Об особенностях разделения плутония и нептуния в условиях переработки отработавшего ядерного топлива на комплексе РТ-1. / Радиохимия. 1998. т.40, №4. с.331-335).

Наиболее близким к предлагаемому является способ подготовки раствора высоковыгоревшего карбидного смешанного уран-плутониевого ОЯТ озонированием для экстракционного извлечения многовалентных актинидов (Natarajan R. Reprocessing of FBTR mixed carbide fuel - some process chemistry aspects. Proc. 16th Ann. Conf. Ind. Nucl. Soc. INSAC-2005. Mumbai, 2005. Paper IT_21.). В этом процессе, который принимается за прототип, роль катализатора играет растворенный осколочный церий.

Недостатком этого способа является не только необходимость глубокого разрушения меллитовой, щавелевой и других многоосновных карбоновых кислот и оксикислот, но и переход плутония(IV) в менее экстрагируемое состояние плутоний(VI), что требует проведения дополнительной окислительно-восстановительной обработки.

Изобретением решается задача подготовки растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов, с применением неразрушающих методов и без сильного изменения реагентной среды.

Для достижения названного технического результата в вышеуказанном способе предлагается проводить подготовку растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов, в том числе из растворов после растворения ОЯТ на основе карбидов металлов, путем введения в экстракционный процесс азотнокислых растворов переходных металлов, связывающих мешающие примеси более сильно, чем плутоний. При этом в качестве добавок используются азотнокислые растворы молибдена и/или циркония, в том числе раствор ОЯТ на основе уран-молибденовых сплавов. При этом "гасимыми" комплексообразователями являются щавелевая, меллитовая и другие многоосновные кислоты и оксикислоты, ДТПА и ЭДТА. К ним относится также маточный раствор от оксалатного осаждения плутония без обработки или после нее. Порядок смешения растворов с реагирующими компонентами является произвольным, т.е. связующие вещества вводятся в исходный раствор и/или в любую зону головного экстрактора, в эквимолярных или близких к ним количествах по отношению к комплексообразователям.

Отличительным признаком предложенного способа является применение многовалентных переходных металлов, обладающих способностью связывать указанные выше комплексообразователи в соединения более прочные, чем их комплексы с плутонием, причем для этих целей могут использоваться подходящие по составу производственные растворы.

В частности, окислительная каталитическая обработка оксалатных маточных растворов разрушает только свободную щавелевую кислоту, тогда как для разрушения комплексов плутония систему приходится сильно подкислять азотной кислотой. Этого не требуется, если ввести в раствор 0,5-1 г/л Zr; тогда Pu легко экстрагируется при естественной кислотности маточного раствора 2 моль/л.

Аналогичный эффект наблюдается в случае экстракции макроколичеств плутония из его реэкстракта 1-го цикла, содержащего ДТПА. Вместо подкисления этого раствора до 3,5-4 моль/л HNO3 можно в процессе экстракции Pu при 1,5 моль/л HNO3 после извлечения основной массы плутония ввести в раствор необходимое количество Zr, и произвести доизвлечение Pu. Можно также сразу ввести Zr в исходный раствор.

При переработке ОЯТ на основе карбида урана наилучшим решением является введение соединений молибдена для связывания меллитовой и других многоосновных кислот, образующихся в результате растворения карбидного ОЯТ. Для этих целей может быть использован раствор ОЯТ на основе уран-молибденового сплава.

Таким образом, упрощается переработка растворов ОЯТ сложного состава и утилизация производственных хвостовых растворов.

Возможность осуществления заявляемого технического решения подтверждается следующими примерами.

Пример 1.

При экстракционной утилизации маточных растворов от оксалатного осаждения плутония, содержащих 50-100 мг/л Pu и 10 г/л H2C2O4 в 2 моль/л HNO3, коэффициент распределения Pu в 30% ТБФ равен 0,2. При смешении этого раствора с раствором ОЯТ АМБ на основе уран-молибденового сплава, содержащего 150 г/л U, 1 г/л Pu и 13,5 г/л Mo в 5 моль/л HNO3, из расчета Mo:H2C2O4=1 (1,35 объема оксалатного маточного раствора на 1 объем раствора ОЯТ АМБ) получают раствор, содержащий 64 г/л U, ~0,5 г/л Pu и 5,7 г/л Mo в 3,3 моль/л HNO3. Последний направляют на переработку в Пурекс-процесс, причем остаточное содержание Pu в рафинате составляет не более 1 мг/л, а U не более 10 мг/л. Одновременно исключается образование осадков на основе Мо.

Пример 2.

Раствор ОЯТ на основе карбида урана, содержащий 50 г/л U, 0,5 г/л Pu и другие элементы в 5 моль/л HNO3, не может быть переработан без подготовки ввиду низкого коэффициента распределения Pu. Этот раствор смешивают с раствором ОЯТ АМБ на основе уран-металлического сплава (см. Пример 1) из расчета 3:1 по объему, после чего объединенный раствор направляют в Пурекс-процесс, причем остаточное содержание Pu в рафинате составляет не более 1 мг/л, а U не более 5 мг/л.

Пример 3.

При экстракционной утилизации обработанных маточных растворов от оксалатного осаждения плутония, содержащих 50-100 мг/л Pu а также 1,5 г/л ДТПА и 0,5 г/л H2C2O4 в 2 моль/л HNO3, неизвлекаемый остаток составляет 25 мг/л Pu. При смешении этого раствора с раствором ОЯТ ВВЭР с выгоранием 40 ГВт*сут/т, содержащего 300 г/л U, 2,7 г/л Pu, а также 1 г/л Zr, 0,6 г/л Mo и другие элементы, в 3 моль/л HNO3, по балансу процесса переработки получают раствор, содержащий 250 г/л U и ~2,5 г/л Pu в 3 моль/л HNO3. Последний направляют на переработку в Пурекс-процесс, причем остаточное содержание Pu в рафинате составляет не более 1 мг/л, а U не более 10 мг/л.

Пример 4.

На аффинажную экстракцию поступает реэкстракт плутония из 1-го цикла Пурекс-процесса, содержащий 5 г/л Pu, 1,5 моль/л HNO3 и 1,5 г/л ДТПА. После окислительно-восстановительной обработки раствора степень окисления элементов Pu+4 и Np+5. При экстракции в 30% ТБФ коэффициент распределения Pu в последовательных контактах составляет 0,77; 0,68; 0,58; 0,29; 0,11. Неизвлекаемый остаток Pu составляет 0,28 г/л. После добавления к этому раствору 3 г/л Zr коэффициент распределения Pu возрастает до 5,3, что соответствует табличному значению, а неизвлекаемый остаток снижается до 3 мг/л.

1. Способ подготовки растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов, включающий подавление действия комплексообразователей, отличающийся тем, что процесс подготовки растворов осуществляют путем введения азотнокислых растворов переходных металлов, связывающих комплексообразующие примеси более прочно, чем плутоний.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве вводимых связующих компонентов используют азотнокислые растворы молибдена и/или циркония, в том числе раствор ОЯТ на основе уран-молибденовых сплавов.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что связующие вещества вводят в исходный раствор и/или в любую зону головного экстрактора в эквимолярных или близких к ним количествах по отношению к комплексообразователям.

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что в качестве комплексообразователей в растворе содержатся щавелевая, меллитовая и другие многоосновные кислоты и оксикислоты, ДТПА и ЭДТА.

5. Способ по п.4, отличающийся тем, что раствором с комплексующими веществами является маточный раствор от оксалатного осаждения плутония.

6. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что при экстракции макроколичеств плутония из растворов переработки ОЯТ, содержащих ДТПА, раствор циркония вводят в середину зоны экстракции после извлечения "свободного" плутония.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к технологии переработки жидких отходов, в том числе и радиоактивных отходов (РАО). .
Изобретение относится к области атомной техники и касается технологии переработки высокосолевых жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, содержащих до 30% органических веществ, путем включения их в магнезиальный цемент.

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности.

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области экологии, к защите природных объектов от загрязнений жидкими радиоактивными отходами (ЖРО) и/или другими жидкими токсичными отходами (ЖТО), побочно образующимися при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) или промышленной деятельности.
Изобретение относится к области переработки отходов ионообменных смол. .

Изобретение относится к технологии очистки растворов от радионуклидов и может быть использовано для дезактивации жидких радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к способу переработки жидких радиоактивных отходов низкого уровня активности и может быть использовано для дезактивации воды различных водных систем.

Изобретение относится к химической обработке воды, промышленных или бытовых сточных вод, содержащих смазачно-охлаждающие жидкости, радиоактивные загрязнения, моющие растворы и ионы тяжелых металлов.

Заявленное изобретение относится к способам обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях. В заявленном способе предусмотрено отстаивание отходов в исходной емкости со сливом загрязнений с поверхности в сборник нефтепродуктов, предочистка на механических насыпных фильтрах с модифицированными азотсодержащими углями и микрофильтрах грубой и тонкой очистки, умягчение и опреснение на обратно-осмотическом фильтре с отстаиванием отходов в двух промежуточных емкостях. При этом фильтрат обратноосмотичесих фильтров отправляют на доочистку на ионообменных фильтрах, а концентрат возвращают в первую промежуточную емкость перед микрофильтрами в качестве подщелачивающего реагента до насыщения по солям с отверждением образующихся радиоактивных концентратов путем включения в портландцемент, причем насыщенные нефтепродуктами угли заменяют новыми, а отработанные сжигают вместе со слитыми из исходной емкости нефтепродуктами, включая зольный остаток в портландцемент вместе с концентратами отходов. Техническим результатом является повышение прочности цементного камня в 1,5-2 раза и надежности фиксации в нем радионуклидов. 1 ил.
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе переработки ОЯТ. Описан способ переработки технециевых растворов, включающий осаждение технеция из азотнокислых растворов с концентрацией азотной кислоты или нитрат-иона, не превышающей 3 моль/л, концентрированными водными растворами о-фенантролиновых или α-бипиридильных комплексов двухвалентных переходных металлов, или смешанными комплексами указанных органических соединений, или смешанными комплексами, содержащими о-фенантролин или α-бипиридил с двухосновными аминами. Полученные осадки металлорганических пертехнетатов прокаливают в токе водорода при температуре 600-1200°С как в присутствии легкоплавкого металла или его оксида с температурами плавления 200-800°С, так и без него для получения на их основе устойчивых и пригодных для дальнейшего хранения и переработки матриц. Технический результат - получение технеция в конечной форме, пригодной для дальнейшего хранения и переработки. 4 з.п.ф-лы, 2 табл., 6 пр.

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток. Сущность заявленного способа заключается в том, что предусмотрены операции извлечения пульпы фильтроперлита из емкости хранения, удаления избыточной влаги, транспортирования гидротранспортом и цементирования, введения в пульпу перед транспортированием из емкости хранения отработанных ионообменных смол в количестве 10÷75% от объема фильтроперлита при плотности 1÷1,5 г/см3. Техническим результатом является возможность снижения износа оборудования и трубопроводов в процессе осуществления способа переработки радиоактивных отходов фильтроперлита в 80-100 раз, а также снижение износа насосов при транспортировке фильтроперлита и упрощение операции транспортировки пульпы. 2 ил.
Изобретение относится к гидрометаллургии урана и может быть использовано для утилизации маточников, образующихся при получении тетрафторида урана из азотнокислых растворов с использованием процессов экстракции, реэкстракции и термообработки соединений урана, получаемых из реэкстрактов с получением диоксида урана и дальнейшей его обработкой хлоридно-фторидными растворами. Способ утилизации оборотных маточных растворов производства тетрафторида урана, включающий их смешение при значениях pH 4,0-5,2 барботажем воздухом до стабилизации значения pH и обработку гидроксидом натрия при значениях pH 10,5-11,0, отделение урансодержащих осадков от растворов с последующим возвратом их на стадию выщелачивания исходных продуктов, отстой сбросных растворов на хвостохранилище и закачку отстоявшейся части растворов в подземные горизонты. Техническим результатом является снижение расхода азотной кислоты, гидроксида натрия и извести, сокращение сброса жидких отходов на хвостохранилище. 2 з. п. ф-лы, 6 табл.
Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения. Способ заключается в переведении отходов в гелеобразное состояние и характеризуется тем, что в растворы высокоактивных отходов вводят соли циркония, железа и глицерин до концентрации их в растворах соответственно не менее 0,12, 0,6 и 0,23 М/л, выдерживают полученную смесь в течение не менее 2,5 ч с последующим добавлением в смесь раствора однозамещенного фосфата калия в фосфорной кислоте до мольного соотношения компонентов Zr:Fe:K:PO4=1:3:2:5-8, высушиванием, прокаливанием полученного полимерного геля цирконилфосфата соответственно при 70-90°C и 300-400°С и плавлением полученных гранул при 980-1000°С. 2 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 пр.
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, а именно к способу извлечения редкоземельных элементов из жидкого сплава с цинком. Предлагаемый способ включает погружение сплава в солевой расплав с последующим переводом редкоземельных элементов из жидкого сплава в расплав путем окисления. При этом окисление редкоземельных элементов осуществляют в расплаве хлорида цинка в интервале температур 420-550°С, а в качестве окислителя используют ионы цинка из расплава. Способ обеспечивает большой выход по массе среди продуктов деления. 2 табл., 2 пр.

Заявленная группа изобретений относится к средствам обработки радиоактивных растворов. В заявленном способе обработки радиоактивных растворов перед заполнением емкости раствором в ее нижнюю часть помещают дополнительную емкость из тонкой диэлектрической пленки. Затем радиоактивный раствор заливают в емкость, добавляют в него вещества для управления процессом обработки. После этого раствор подвергают облучению однополярными электромагнитными импульсами мощностью более 1 МВт и длительностью менее 1 нс, частотой повторения не менее 1 кГц. Раствор обрабатывают в течение 10-30 минут, выдерживают в емкости в течение 1-4-х суток, после чего обработанный раствор сливают и удаляют дополнительную емкость, которую подвергают захоронению. Заявленная установка содержит токопроводящий корпус (1), в центральной части которого размещен электрод (2), выполненный в виде горизонтальной пластины. Пластина повторяет форму сечения корпуса, но имеет размеры 20-30% от площади сечения корпуса. Установка также содержит расположенный вне корпуса генератор (3) однополярных электромагнитных импульсов. На время обработки в нижней части корпуса размещена дополнительная емкость (4). Техническим результатом является упрощение технических средств обработки радиоактивных растворов с сохранением высокого качества очистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки жидких радиоактивных отходов радиохимических производств и АЭС. В заявленном способе предусмотрено гетерогенное каталитическое разложение технологических растворов, содержащих оксалат-ионы с концентрацией 16-18 г/л (комплексоны (до 2 г/л), ПАВ (до 50 мг/л)) и азотную кислоту (до 60 г/л) на платиновом катализаторе, нанесенном на анионообменную смолу ВП-1АП (0,05-2 вес.% платины). Техническим результатом является достижение степени разложения оксалат-ионов, комплексонов, поверхностно-активных веществ до 99,9%, остаточных концентраций - менее 10 мг/л по оксалат-иону и менее 1 мг/л по комплексону (ЭДТА, трилон Б) и ПАВ (сульфонол). 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций. Способ удаления радиоактивного изотопа 60Co включает окисление кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор под воздействием жесткого ультрафиолетового излучения ксеноновой лампы, вводимой перекиси водорода и непрерывным инжектированным воздухом в реактор, который предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор, и выделение активированных продуктов коррозии фильтрацией. Изобретение обеспечивает эффективное удаление радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций и экономию количества реагентов для соосадительной доочистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.
Наверх