Способ переработки облученного топлива аэс


 


Владельцы патента RU 2535332:

Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" (RU)

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 ядерных технологий, и в частности к переработке облученного топлива (ОЯТ) АЭС на тепловых нейтронах.

В настоящее время универсальным процессом переработки отработавшего топлива (ОЯТ) АЭС является Пурекс-процесс, базирующийся на экстракции трибутилфосфатом (ТБФ) четырех- и шестивалентных актинидов (урана, плутония, нептуния) из азотнокислых растворов. Стандартный слабокислотный Пурекс-процесс, реализованный на заводе РТ-1 (Глаголенко Ю.В., Дзекун Е.Г., Ровный С.И. "Переработка облученного ядерного топлива на комплексе РТ-1: история, проблемы, перспективы «Вопросы радиационной безопасности». 1997, №2, с.3-12), включает в головном цикле следующие типовые операции: совместную экстракцию урана, плутония, нептуния и технеция; промывку экстракта от слабоэкстрагируемых осколочных нуклидов; восстановительную реэкстракцию плутония, нептуния и технеция с последующей отмывкой реэкстракта от урана тем же экстрагентом; реэкстракцию урана и содовую регенерацию экстрагента.

С увеличением выгорания ОЯТ в экстракционном процессе возрастает роль химического поведения отдельных радионуклидов, в особенности технеция. Выведение технеция в реэкстракт плутония и нептуния связано с его восстановлением гидразином до низших слабоэкстрагируемых форм. Вместе с тем, технеций является также катализатором окисления гидразина и способен вызывать осложнения в процессе восстановления плутония (Garraway J., Wilson P.D. "The technetium-catalised oxidation of hydrazine by nitric acid" // J. Less-Common Metals, 1984, №97, p.191-203). Его присутствие в товарном продукте является недопустимым вследствие летучести при прокаливании осадков или концентратов плутония до оксида или смеси оксидов актинидных элементов. Поэтому крайне желательно селективно вывести Tc из процесса в отдельный поток.

Наиболее известен способ, используемый в сильнокислотном Пурекс-процессе, который предусматривает селективную реэкстракцию технеция (Boullis В., Gue J-P., Bernard С."Process for separating technetium present in an organic solvent with zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, which can be used especially for the reprocessing of spent nuclear fuels". Европейский Патент №0270453 Al, приоритет от 26.11.87), осуществляемую путем применения двухзональной промывки; далее сильнокислый реэкстракт технеция промывают оборотным экстрагентом от урана, плутония и нептуния, причем органические потоки объединяются. Снижение концентрации технеция при восстановительной реэкстракции плутония и нептуния ураном(IV), в присутствии гидразина позволяет повысить концентрацию кислоты в восстановительном процессе и при этом достичь лучшей очистки Pu(III) от других актинидов, выводя нептуний (IV) в урановый поток I цикла (Bernard С., Miquel P., Viala M. "Advanced Purex process for the new reprocessing plants in France and Japan". Proceed, of Third Int. Conf. "RECOD'91", 1991, v.1, p.83, AESJ&JAIF, Sendai (Jap).) или в отдельный реэкстракт до реэкстракции урана (Анисимов О.П., Алой А.С., Безносюк В.И., Голецкий Н.Д., Зильберман Б.Я., Мишина Н.Е., Мурзин А.А., Сапрыкин В.Ф., Родионов С.А., Рябков Д.В., Федоров Ю.С., Глаговский Э.М., Куренков Н.В. "Особенности технологии обращения с высоковыгоревшим ОЯТ АЭС". VI Международный ядерный форум (СПб., 26-30.09.2011). Сборник докладов. ЦИПК. СПб. 2011. С.180-190).

К недостаткам указанного способа следует отнести сильную зависимость коэффициента очистки от технеция на операции его сильнокислотной реэкстракции от потока реэкстрагента и, как следствие, низкую степень концентрирования Тс (максимум в два раза по отношению к исходному продукту), что вызывает осложнения при концентрировании высокоактивных технологических отходов.

Очистка урана от технеция может быть достигнута путем использования раствора LJ(IV) с гидразином, что применяется в Пурекс-процессе заводов UP-2, 3 во Франции (Baron P., Miquel P., Dormant J. e. a. Extraction cycles design for La Hague plants. - Proc. Intern. Conf. Global'93, (USA), 1993, p.63-69) или при окончательной очистке регенерированного урана перед его газофторидным обогащением по изотопу 235U (Патент RU №2184083, Бюл.12, 2002). Однако в обоих случаях речь идет об удалении остаточных количеств Тс, которые уже не могут вызвать автокаталитической реакции окисления гидразина. Во втором случае, кроме того, процесс осуществляется в кислотно-дефицитной системе, что не может быть реализовано в Пурекс-процессе любой модификации.

Наиболее близком к заявленному является "Способ переработки облученного топлива АЭС" (Патент RU 2012075, Бюл.8, 1994), принимаемый за прототип, который предусматривает совместное извлечение урана, плутония, нептуния и технеция оборотным экстрагентом - 30% (по объему) ТБФ в предельных углеводородах, слабокислотную промывку экстракта, после чего проводится мягкая восстановительная реэкстракция плутония и нептуния с помощью реагентов, не восстанавливающих Tc(VII). В качестве такого реагента используется раствор ацетогидроксамовой кислоты (АГК), причем процесс разделения урана с технецием и плутония с нептунием проводят до полного извлечения технеция с ураном, регулируя соотношение потока экстрагента и водного восстановительного раствора при отмывке реэкстракта плутония и нептуния от урана. Далее проводят реэкстракцию технеция водным раствором того же восстановителя с добавлением гидразина, причем раствор ацетогидроксамовой кислоты вводят в среднюю часть аппарата реэкстракции технеция, а раствор гидразина - в зону вывода экстракта урана, причем в этой зоне поддерживают температуру 50-60°С. Недостатком этого способа является необходимость проводить процесс в аппаратах типа «смеситель-отстойник» при большом числе ступеней по причине замедленности восстановления Тс гидразином, причем само восстановление Тсе зачастую оказывается неполным, вследствие чего Тс частично проскакивает в реэкстракт урана, несмотря на присутствие комплексующего лиганда - АГК.

Задачей предлагаемого изобретения является существенное повышение эффективности реэкстракции Тс.

Поставленная задача решается тем, что реэкстракцию Тс проводят во всем блоке его реэкстракции водным раствором комплексующего восстановителя с добавлением гидразина, причем в процесс дополнительно вводят U(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 путем регулирования соотношения экстрагента и водного восстановительного раствора при отмывке реэкстракта технеция от урана. При этом 10-100 г/л U(IV) вводят с гидразином в составе потока, первоначально содержавшего только АГК, который дозируют в середину блока реэкстракции Tc, и 10-60 г/л АГК вводят в поток 2-15 г/л гидразина, дозируемого в ступень вывода экстракта. При этом соотношение потоков должно обеспечить экстракцию U(IV) на нескольких ступенях и его распространение с экстрактом по всему блоку. Если процесс проводится в смесителях-отстойниках, то генерирование необходимого количества U(IV) может осуществляться с помощью электрохимических ячеек, устанавливаемых в перетоках водной фазы в ступенях, смежных с вводом U(IV). Если же процесс проводится в центробежных экстракторах, где U(IV) достаточно быстро окисляется вследствие эмульгирования с воздухом, то предусматривается дополнительный ввод реагента, представляющего собой концентрированный раствор U(IV), АГК и гидразина, перед последней третью блока (по ходу экстракта). При этом концентрация азотной кислоты в блоке не отличается от прототипа.

Схема блока реэкстракции Tc дана на фигуре, где F1 - экстракт U и Тс; F2 - оборотный экстрагент (30% ТБФ в тридекане); F3 - восстановительный промывной раствор; F4, F5 - концентрированный раствор сильного восстановителя и/или комплексообразователя; F6 - реэкстракт Tc; F7 - промытый экстракт U.

Предложенное техническое решение позволяет поднять коэффициент очистки U от Tc с ~10 до 200-2000 в зависимости от аппаратурного исполнения процесса. В последнем случае содержание технеция в уране составляет 0,5 ppm, что удовлетворяет требованиям последующих термохимических операций с упаренным реэкстрактом урана, что позволяет исключить цикл аффинажа урана. Одновременно резко повышается эффективность очистки экстракта урана от микроколичеств Pu и Np, захваченных экстрактом.

Пример 1 (по прототипу)

Схема блока реэкстракции Тс дана на фигуре. Процесс проводят в центробежных экстракторах при естественной температуре 38-43°C, создаваемой вращением ротора. Экстракт (F1), содержащий 80 г/л U и 75 мг/л Тс, а также следы Pu и Np, вводят в ступень 5 с относительным расходом 1000. В ступень 1 вводят оборотный экстрагент (F2) с относительным расходом 100. В ступень 14 вводят раствор (F3), содержащий 5 г/л N2H4, с относительным расходом 70, а в ступень 8 - раствор 50 г/л АГК (F4) с относительным расходом 15. Реэкстракт (F6), содержащий 625 мг/л Tc 0,8 моль/л HNO3 с относительным расходом 85 выводят из ступени 1, а промытый экстракт (F7), содержащий 72 г/л U и 20 мг/л Tc с относительным расходом 1100 - из ступени 14. Содержание технеция в уране 330 ppm. Эффективность восстановления Тс 70%.

Пример 2

Процесс проводят в условиях примера 1 с тем отличием, что в раствор (F3), содержащий 5 г/л N2H4, дополнительно вводят 10 г/л АГК. Остальные параметры процесса без изменений. Реэкстракт Тс (F6) содержит 775 мг/л Тс, а промытый экстракт (F7) содержит 8 мг/л Тс. Содержание технеция в уране 125 ppm. Эффективность восстановления Тс 88%.

Пример 3

Процесс проводят в условиях примера 2 с тем отличием, что в раствор (F4) дополнительно вводят 40 г/л U(IV) в смеси с 20 г/л U(VI). Остальные параметры процесса без изменений. Реэкстракт Тс (F6) содержит 855 мг/л Тс, а промытый экстракт (F7) содержит 2 мг/л Тс. Содержание технеция в уране 33 ppm. Эффективность восстановления Тс 97%.

Пример 4

Процесс проводят в условиях примера 3 с тем отличием, что в ступень 11 вводят раствор (F5), идентичный по составу раствору (F4) и с тем же расходом. Остальные параметры процесса без изменений. Реэкстракт Тс (F6) с относительным расходом 100 содержит 745 мг/л Тс, а промытый экстракт (F7) - менее 0,5 мг/л Тс. Содержание технеция в уране 5 ppm. Эффективность восстановления Тс 99,5%.

Пример 5

Процесс проводят в смесителях-отстойниках в условиях примера 2 с температурным режимом по прототипу. В гидрозатвор водной фазы ступени 8 помещен изолированный анод из платинированного титана, а катодом служит корпус, что позволяет проводить частичное электрохимическое восстановление урана в протоке. Реэкстракт Тс (F6) с относительным расходом 85 содержит 880 мг/л Тс, а промытый экстракт (F7) - менее 0,1 мг/л Тс. Содержание технеция в уране менее 1 ppm. Эффективность восстановления Тс более 99,95%.

1. Способ переработки облученного топлива АЭС, включающий 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 (АГК), селективную восстановительную реэкстракцию технеция раствором того же восстановителя с гидразином и реэкстракцию урана, отличающийся тем, что реэкстракцию технеция проводят во всем блоке его реэкстракции, причем в процесс дополнительно вводят U(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.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве комплексующего восстановителя используют водный раствор 10-60 г/л ацетогидроксамовой кислоты (АГК), содержащий дополнительно 2-15 г/л гидразина.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что концентрированный раствор, содержащий 10-100 г/л U(IV) в смеси с АГК и гидразином вводят перед последней третью реэкстракционной зоны по ходу экстракта и/или в первой части этой зоны, в частности, в ступень, примыкающую к вводу экстракта U и Тc.

4. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что генерацию требуемых количеств U(IV) осуществляют электрохимически с помощью ячейки, устанавливаемой в перетоках водной фазы в ступенях, смежных с вводом U(IV).



 

Похожие патенты:
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.

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 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.
Наверх