Способ окислительного разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений



Владельцы патента RU 2532396:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)

Изобретение относится к способу разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений и может быть использовано для переработки растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива, содержащих соединения восстановленного азота, а также фосфорсодержащие соединения, к которым относятся растворы от регенерации экстрагента и комплексоны, образующие при упаривании среднеактивных хвостовых растворов неразлагаемые остатки, что не позволяет направлять растворы на остекловывание. Предложенный способ включает окислительную обработку азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений азотной кислотой при нагревании в автоклаве при концентрации азотной кислоты от 1 до 8 моль/л и температуре 130-220°C в зависимости от прочности соединений. Техническим результатом является разрушение как неорганических, так и органических азотсодержащих и фосфорсодержащих соединений. 3 з.п. ф-лы, 4 пр.

 

Изобретение относится к области переработки растворов, в том числе радиоактивных растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива, содержащих соединения восстановленного азота, а также фосфорсодержащие соединения, к которым относятся растворы от регенерации экстрагента и комплексоны, образующие при упаривании среднеактивных хвостовых растворов неразлагаемые остатки, что не позволяет направлять растворы на остекловывание.

Предлагаемое изобретение направлено на преодоление этого недостатка и может быть использовано в радиохимической и рудной промышленности.

Известны различные способы разрушения нитрата аммония. В частности, известен окислительный способ разрушения солей аммония в азотной кислоте при добавлении в качестве индуктора муравьиной кислоты [Ананьев А.В., Тананаев И.Г., Шилов В.П. Разложение нитрата аммония в процессах гомогенной и каталитической денитрации// Радиохимия, 2005. - Том 47, вып.2. - С.140-144]. Недостатками метода являются продолжительный индукционный период, высокий расход реагентов, большая продолжительность процесса и узкие диапазоны кислотности и температуры.

Более удобен способ окислительного разрушения солей аммония при температуре 95°C и добавлении в качестве индуктора реакции окисления формальдегида при мольном отношении CH2O:NH4 +=1 [Патент RU 2329554 С2, МПК G21F 9/06, опубликован 20.07.2008], выбранный в качестве прототипа. Недостатками данного способа является большой расход индуктора и, как следствие, большой объем отходящих газов. Способ оказывается не применим для разрушения большинства органических соединений восстановленного азота, в частности аминов, аминокислот и их производных, таких как аминацетаты, которые совместно оказываются в кубовых растворах упаривания объединенных среднеактивных технологических отходов при переработке отработавшего ядерного топлива, а также фосфорсодержащих соединений, широко используемых в качестве экстрагентов в радиохимической технологии.

Задача, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, состоит в упрощении технологии обращения с технологическими и нетехнологическими радиоактивными отходами, в состав которых входят азотсодержащие соединения и фосфорсодержащие соединения.

Технический результат состоит в проведении процесса разрушения как неорганических, так и органических азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений без индуктора за непродолжительный период времени и в широких диапазонах концентрации азотной кислоты и температуры.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе окислительного разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений, а также их смесей процесс окислительной обработки азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений азотной кислотой при нагревании ведут в автоклаве при концентрации азотной кислоты от 1 до 8 моль/л и температуре 130-220°C в зависимости от прочности соединений.

В частном варианте реализации способа нагревание проводят в несколько стадий при ступенчатом подъеме температуры.

В другом частном варианте реализации способа образовавшиеся газы после охлаждения автоклава до температуры ниже 100°C регулируемо сдувают в один или несколько газгольдеров, из которых их дозируют с постоянной скоростью в систему газоочистки.

В другом частном варианте реализации способа процесс проводят при постоянном верхнем давлении 1,5-2,0 МПа, поддерживаемом регулирующим клапаном, и сдуваемые газы обрабатывают в непрерывном режиме.

Пример 1

Кубовый остаток от упаривания технологических среднеактивных отходов от переработки отработавшего ядерного топлива, содержащий 4 моль/л нитрата аммония и 4 моль/л азотной кислоты, загружают в автоклав; степень загрузки 30%. В автоклаве производится его ступенчатый нагрев до 160°C и выдержка при общей длительности 4-6 часов. Конечное давление составляет 1,5 МПа. В результате разложения получен раствор с концентрацией нитрата аммония <0,005 моль/л и азотной кислоты 3,9 моль/л. По окончании процесса автоклав охлаждают до 90°C и проводят регулируемую сдувку газов в газгольдер 10-кратного объема, из которого их дозируют с постоянной скоростью в систему газоочистки.

Пример 2

Раствор с концентрацией нитрата метиламмония 1 моль/л и азотной кислоты 2 моль/л загружают в автоклав, степень загрузки 30%. Процесс осуществляется аналогично примеру 1 до конечной температуры 180°C и при постоянном верхнем давлении 1,5-2,0 МПа, поддерживаемом регулирующим клапаном, сдуваемые газы обрабатывают в непрерывном режиме. В результате разложения получен раствор с концентрацией нитрата метиламмония <0,01 моль/л и азотной кислоты 0,4 моль/л.

Пример 3

Кубовый остаток от упаривания технологических среднеактивных отходов от переработки отработавшего ядерного топлива, содержащий диэтилентриаминпентауксусную кислоту с концентрацией 0,3 моль/л и азотную кислоту с концентрацией 8 моль/л загружают в автоклав, степень загрузки 20%. Процесс осуществляют аналогично примеру 1 до конечной температуры 220°С при поддержании конечного давления 2,5 МПа. Газы поступают в систему газоочистки. В результате разложения получен раствор с концентрацией <0,01 моль/л диэтилентриаминпентауксусной кислоты и 4 моль/л азотной кислоты. По окончании процесса автоклав охлаждают до 90°C и проводят окончательную сдувку газов в газгольдер с последующей их газоочисткой.

Пример 4

Кубовый остаток от ректификации экстрагента, на основе трибутилфосфата в разбавителе, с водяным паром по патенту [SU 1630556 А1, МПК G21C 19/00] с объемной концентрацией в эмульсии 10% и 6 моль/л азотной кислоты загружают в автоклав, степень загрузки 25%. Нагрев осуществляется ступенчато с выдержкой при температуре 130°C в течение 4 ч, а затем до конечной температуры 200°C с выдержкой еще 3 ч при поддержании конечного давления 2,0 МПа. В результате разложения получен гомогенный раствор органических соединений <0,01 моль/л и 3 моль/л азотной кислоты. По окончании процесса автоклав охлаждают до 90°C и проводят сдувку газов.

Как видно из примеров, предлагаемый способ позволяет проводить процесс разрушения как неорганических, так и органических азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений без индуктора в широких диапазонах концентраций азотной кислоты и за непродолжительный период времени.

1. Способ окислительного разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений, а также их смесей, включающий окислительную обработку азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений азотной кислотой при нагревании, отличающийся тем, что процесс ведут в автоклаве при концентрации азотной кислоты от 1 до 8 моль/л и температуре 130-220°С в зависимости от прочности соединений.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что нагревание проводят в несколько стадий при ступенчатом подъеме температуры.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что образовавшиеся газы после охлаждения автоклава до температуры ниже 100°С регулируемо сдувают в один или несколько газгольдеров, из которых их дозируют с постоянной скоростью в систему газоочистки.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что процесс проводят при постоянном верхнем давлении 1,5-2,0 МПа, поддерживаемом регулирующим клапаном, и сдуваемые газы обрабатывают в непрерывном режиме.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к диамидам 2,2′-бипиридил-6,6′-дикарбоновых кислот формулы , где X=R1=H, R2=4-C6H13, или X=R1=H, R2=4-Et, или X=R1=H, R2=4-iPr, или X=H, R1=2-Me, R2=4-Me, или X=H, R1=2-Me, R2=5-Me, или X=H, R1=3-Me, R2=4-Ме, или X=R1=H, R2=4-OEt, или X=Br, R1=R2=H, или X=Br, R1=H, R2=4-C6H13, или X=R1=H, R2=2-F, или X=R1=H, R2=3-F, или X=R1=H, R2=4-F, или X=NO2, R1=R2=H.

Изобретение относится к способу обработки радиоактивного раствора, содержащего радионуклиды кобальта совместно с органическим комплексообразователем и радионуклиды цезия.

Изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке жидких радиоактивных отходов.

Изобретение относится к области переработки отходов, содержащих натрий и радиоактивное вещество. .

Изобретение относится к радиохимической технологии, конкретно к очистке жидких радиоактивных отходов. .
Изобретение относится к области определения радиоактивной загрязненности пресных вод. .

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 переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами и применяется для очистки вод радио- и химическитоксичных загрязнений в мобильных установках переработки ЖРО.

Изобретение относится к области защиты окружающей среды и ликвидации последствий аварий, касается процесса высокоэффективной очистки воздуха (газов) от радиоактивных веществ и предназначено для использования в системах газоочистки предприятий, производящих радиоактивные изотопы, и особенно в местах постоянного загрязнения воздушной среды радиоактивными веществами.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при очистке и дезактивации оборудования, эксплуатируемого в среде жидкого свинцового теплоносителя, и переработке (обезвреживании) образующихся жидких радиоактивных отходов на стадиях их очистки, концентрирования и отверждения.

Заявленное изобретение относится к способу переработки облученного топлива АЭС. Заявленный способ включает совместное экстракционное извлечение урана, плутония, нептуния и технеция 30%-ным трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе из азотнокислого раствора, промывку экстракта этих элементов раствором азотной кислоты, восстановительную реэкстракцию плутония и нептуния с отмывкой от урана с технецием комплексующим восстановителем - ацетогидроксамовой кислотой, селективную восстановительную реэкстракцию технеция раствором того же восстановителя с гидразином и реэкстракцию урана. При этом реэкстракцию технеция проводят во всем блоке его реэкстракции, дополнительно вводя в процесс уран(IV) в смеси с комплексующим восстановителем и гидразином, а процесс разделения урана и технеция проводят до полного извлечения урана (IV), обеспечив его распространение с экстрактом по блоку при отсутствии в реэкстракте технеция путем регулирования соотношения экстрагента и реэкстракта технеция при его отмывке от урана. Техническим результатам является повышение эффективности реэкстракции технеция. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 5 пр.

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.

Заявленное изобретение относится к способу получения совместного раствора U и Pu при переработке облученного ядерного топлива АЭС. Заявленный способ включает предварительную экстракцию U, Pu, Np, Тc из азотнокислого раствора 30%-ным раствором трибутилфосфата в алифатическом разбавителе. Отделение Tc и реэкстракция Pu предусмотрены с помощью раствора обедненного или регенерированного урана в форме U(IV) с очисткой от нептуния с помощью стабилизированного нитратом гидразина раствора U(IV) с повышенной концентрацией азотной кислоты, подаваемого в первую ступень зоны отмывки реэкстракта Pu(III) от U(VI) блока реэкстракции Pu с расходом, обеспечивающим в отмытом реэкстракте Pu(III) весовое соотношение U:Pu до 6. Одновременно осуществляется подача в середину блока небольшого потока слабокислого раствора U(IV) и в конец блока раствора, содержащего 0,1-1,0 моль/л HNO3 и 0,05-0,5 моль/л N2H5NO3 с расходами, обеспечивающими выведение Np(IV) и избытка U(IV) с экстрактом U(VI) с последующим окислением U(IV) и разделением U(VI) и Np. Техническим результатом является совмещение способов совместного получения раствора Pu и обедненного U путем применения для реэкстракции плутония раствора обедненного урана в виде U(IV) и проведение этого процесса в сильнокислотном режиме для очистки Pu от Np. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к способу переработки отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (АЭС) и имеет целью отделение (фракционирование) и локализацию долгоживущих радионуклидов для их последующего захоронения в виде устойчивых матриц. Заявленный способ включает экстракцию урана(+6), плутония(+4), нептуния(+6) и технеция(+7) из азотнокислого раствора разбавленным трибутилфосфатом и циркония в присутствии хрома(+6) с насыщением экстракта актинидами более 85%, а также селективную восстановительную реэкстракцию нептуния(+5) из экстракта с помощью раствора пероксосоединений при содержании азотной кислоты в реэкстракте 0,7-2,5 моль/л с промывкой реэкстракта оборотным экстрагентом. При этом вводимый на реэкстракцию экстракт актинидов разбавляют в протоке оборотным экстрагентом до содержания в нем актинидов 65-82% в экстракте после реэкстракции нептуния и циркония. Техническим результатом является возможность эффективного (более чем на 97%) проведения реэкстракции нептуния совместно с цирконием во втором блоке экстракционной схемы, без промывки экстракта в головном экстракторе при потерях плутония и урана с реэкстрактом нептуния не более 0,1%. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл., 2 пр.

Группа изобретений относится к системе дезактивации семейства радиоактивных веществ. Система дезактивации содержит магнитную композитную частицу для дезактивации; средство магнитного накопления. Магнитная композитная частица имеет многослойную структуру. Включает в себя: магнитную частицу, сформированную в сердцевинном участке; состав захвата, сформированный в поверхностном слое; и промежуточный слой, который покрывает магнитную частицу и сформирован между магнитной частицей и составом захвата, состав захвата и промежуточный слой связаны вместе посредством электростатической связи, магнитная частица имеет средний размер зерна от 1 нм до 10 мм. Имеются варианты магнитной композитной частицы, а также способ изготовления композитной частицы. Группа изобретений позволяет дезактивировать семейство радиоактивных веществ с высокой эффективностью, имеет высокую устойчивость к воздействию окружающей среды. 4 н. и 14 з.п. ф-лы, 51 ил., 3 табл., 205 пр.

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает использование агента для декомплексации кобальта, введение в жидкие радиоактивные отходы сульфидсодержащее вещество и отделение радиоактивного осадка от раствора. В качестве агента декомплексации кобальта используют растворимую соль никеля(II), которую вносят в жидкие радиоактивные отходы, имеющие рН от 3 до 12, вместе с селективным к цезию сорбентом на основе ферроцианида переходного металла. Раствор перемешивают не менее 1 часа. Вводят в него сульфидсодержащее вещество, перемешивают суспензию не менее 0,5 часа. Изобретение позволяет повысить эффективность способа за счет его упрощения, обеспечения высокой степени очистки ЖРО от радионуклидов, имеющих сложный химический и радиохимический состав при широком диапазоне рН исходных растворов. 4 з.п. ф-лы, 6 пр.

Изобретение относится к области химической технологии выделения и концентрирования радионуклидов из азотнокислых растворов и может быть использовано в экстракционных процессах при переработке жидких радиоактивных отходов. Экстракционная смесь для извлечения актинидов из азотнокислых растворов, включающая экстрагент, состоящий из нейтрального органического соединения, и разбавитель на основе производных фторированных спиртов, отличающаяся тем, что в качестве разбавителя она содержит карбонаты фторированных спиртов. Изобретение позволяет повысить растворимость экстрагента и исключить токсичные компоненты из состава экстракционной смеси. 6 з.п. ф-лы, 31 пр., 32 табл.

Изобретение относится к способу обработки сырой воды, содержащей тритиевую воду. Способ обработки сырой воды, содержащей тритиевую воду, включает: подачу части сырой воды, содержащей тритиевую воду, и щелочной воды в циркуляционный резервуар; смешивание сырой воды со щелочной водой в циркуляционном резервуаре с образованием электролита, имеющего требуемую концентрацию щелочи; и непрерывный электролиз электролита при циркуляции электролита, при проведении которого сырую воду, находящуюся в резервуаре для хранения, подвергают электролизу щелочной воды и таким образом превращают сырую воду в газ. Превращение сырой воды, содержащей тритиевую воду, в газ посредством электролиза щелочной воды снижает до 1/1244 концентрацию трития в тритийсодержащем газообразном водороде, при этом может быть снижен объем сырой воды, содержащей тритиевую воду. Изобретение позволяет произвести прямое разложение дистиллированной воды, а также позволяет проводить электролиз при высоких значениях электрического тока, что позволит сократить время проведения электролиза. 10 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2014-11-10 2014-11-09T20:10:33
Наверх