Способ переработки облученного ядерного топлива



Способ переработки облученного ядерного топлива
Способ переработки облученного ядерного топлива
Способ переработки облученного ядерного топлива
Способ переработки облученного ядерного топлива
Способ переработки облученного ядерного топлива
Способ переработки облученного ядерного топлива

 


Владельцы патента RU 2540342:

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

Заявленное изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива АЭС. В заявленном способе отделение плутония от урана предусмотрено на стадии реэкстракции с использованием водорастворимых комплексонов - моноамидов дигликолевой кислоты. Техническим результатом является возможность осаждения плутония или смеси уран-плутоний непосредственно из полученного рекэкстракта. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

 

Предлагаемое изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке облученного топлива (ОЯТ) АЭС. Одной из целей переработки является отделение актинидов (урана, плутония, нептуния, америция),. присутствующих в ОЯТ, от продуктов деления, и их последующее разделение для утилизации или трансмутирования. Выделенные фракции актинидов или чистые актиниды далее переводятся в химические формы, удобные для повторного использования или отверждения, как правило, в окислы.

Известны различные способы экстракционного разделения актинидов при переработке облученного топлива АЭС:

Патент RU 2307794, опубл. 10.10.2007, БИ №28. Отделение плутония от урана проводится бета-этанолгидразином.

«Способ восстановительного разделения нептуния и плутония» Патент RU 2066489 С1 опубл. 10.09.1996 г., БИ №25.

«Способ очистки урана от плутония» Патент RU 2107959 опубл. 27.03.1998.

«Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты)» Патент RU 2249267, опубл. 27.03.2005 БИ №9. Отделение плутония от урана проводят раствором урана (IV).

«Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата» Патент RU 2410774, опубл. 27.01.2011, БИ №3. Разделение плутония и урана проводится с использованием карбогидразида. Недостаток способа - проведение реэкстракции при концентрации азотной кислоты менее 0,5 моль/л.

«Способ регенерации отработанного топлива» Патент RU 2403634, опубл. 10.11.2010.

Основным недостатком известных способов-аналогов является необходимость перевода плутония в другую степень окисления. Известно, что для полноты перехода требуется длительное время - десятки минут.

Известен способ отделения плутония от урана при реэкстракции плутония диметилмоноамидом дигликолевой кислоты из раствора фосфиноксида в предельных углеводородах [Sasaki, Y., Suzuki, H., Sugo, Y., Kimura, Т., Choppin, G.R. New water-soluble organic ligands for actinide cations complexation. Chemistry Letters, (2006), 35, (3), pp.256-257; Sasaki Y., Sugo Y., Kitatsuji Y., Kirishima A., Kimura Т., Choppin G.R. Complexation and back extraction of various metals by water-soluble diglycolamide // Analytical Sciences, Volume 23, Issue 6, June 2007, Pages 727-731]. Известно также, что плутоний может быть реэкстрагирован из раствора трибутилфосфата моно- и диамидами дигликолевой кислоты (Wang Jianchen, Chen Jing, Proceeding of Global 2007 conference, Boise, Idaho, September 9-13, 2007, pp.1131-1136). Однако было неизвестно, возможно ли осаждение плутония из таких растворов. Известно, что присутствие комплексона (например, полиаминополикарбоновых кислот) препятствует осаждению плутония.

Наиболее близким к предлагаемому способу является способ, описанный в патенте [Emin J.-L., Drain F.; Poncelet F., Dinh В.; Pradel P.; Baron P. Masson M, WO 2011000844 (A1) - Improved Method For Treating Spent Nuclear Fuel (Улучшенный способ переработки облученного топлива, опубл. 2011-01-06) (FR 2947663)] - прототип.

По способу-прототипу облученное топливо предусматривает очистку урана, плутония и нептуния от продуктов деления экстракцией раствором фосфорорганического соединения в разбавителе, отделение урана от плутония и нептуния или плутония от урана и нептуния реэкстракцией из органической фазы с использованием реэкстрагирующего агента и осаждение актинидов из рекэкстракта с последующим получением чистых или смешанных окислов актинидов.

Недостатком способа-прототипа является необходимость проведения окислительно-восстановительных реакций для перевода плутония и нептуния в соответствующие степени окисления. Такие реакции требуют для полноты перевода нуклидов в соответствующую степень окисления значительного времени - нескольких десятков минут. Кроме того, по способу-прототипу предусмотрено промежуточное концентрирование реэкстрактов плутония и/или нептуния, т.е. еще одна операция, требующая специального оборудования и времени. Осаждение оксалатов актинидов также может потребовать предварительного разложения присутствующих в реэкстракте комплексонов.

Задачей изобретения является отделение плутония от урана или основной массы урана с непосредственным осаждением плутония или смеси уран-плутоний непосредственно из полученного раствора для упрощения процесса разделения актинидов при переработке облученного топлива.

Поставленная задача решается экстракцией урана и плутония из азотнокислых растворов раствором органического фосфата, например трибутилфосфата или три-изоамилфосфата, реэкстракцией плутония или плутония с частью урана с использованием в качестве реэкстрагирующих агентов водорастворимых моноамидов дигликолевой кислоты общей формулы

где R и R' - заместители при атоме азота, выбранные из группы: Н, метил, этил, гидроксиэтил, с последующим осаждением плутония или смеси уран-плутоний щавелевой кислотой или аммиаком и получением окислов актинидов известными способами. Реэкстракцию проводят раствором, содержащим 0,2-3,0 моль/л азотной кислоты и 0,05-0,2 моль/л моноамида дигликолевой кислоты указанной формулы

Отделение плутония от урана проходит при контакте органической фазы, содержащей уран и плутоний, с водным раствором, содержащим комплексен и азотную кислоту. При этом уран остается в органической фазе, а плутоний переходит в водную фазу. Особенностью процесса является то, что степень окисления плутония не меняется - остается плутоний (IV). Из полученного реэкстракта плутоний можно осадить добавлением оксалат-иона или аммиака. Полнота осаждения не меняется из-за присутствия комплексона. Полученные осадки также далее известными методами переводятся в соответствующий окисел - для плутония - в двуокись.

Предлагаемые примеры иллюстрируют возможности применения способа.

Пример 1

Раствор нитрата уранила и нитрата плутония (IV) в азотной кислоте контактируют с раствором 30% раствор ТБФ в додекане. Полученный органический экстракт, содержащий 10 г/л (по металлу) урана (VI) и 20 мг/л (по металлу) плутония (IV), контактировали с растворами азотной кислоты, содержащими 0,1 моль/л диметилмоноамида дигликолевой кислоты, К-1, (CH3)2NC(O)CH2OCH2COOH. Результаты приведены на Фиг.1. Видно, что в интервале кислот 0,5-3,0 моль/л азотной кислоты можно реэкстрагировать плутоний, при этом уран остается в органической фазе. Можно также провести концентрирование плутония.

Пример 2

30% раствор трибутилфосфата в додекане, содержащий 10 г/л (по металлу) урана (VI) и 20 мг/л (по металлу) плутония (IV), контактировали с растворами азотной кислоты, содержащими 0,1 моль/л диэтилмоноамида дигликолевой кислоты [(C2H5)2NC(O)CH2OCH2COOH), К-2] Результаты приведены на Фиг 2.

Пример 3

К раствору, содержащему азотную кислоту - 1 моль/л, плутоний (IV) в концентрации 1,2 г/л и комплексен К-1 - 0,1 моль/л, добавили раствор осадителя - аммиака в концентрации 14 моль/л. После осаждения плутония содержание плутония в растворе составило 0,3 мг/л. При осаждении плутония из раствора 1 моль/л азотной кислоты без добавления комплексона К-1 остаточное содержание плутония составило 0,32 мг/л.

Пример 4

30% раствор ТБФ в додекане, содержащий 10 г/л (по металлу) урана (VI) и 20 мг/л (по металлу) плутония (IV), контактировали с растворами азотной кислоты, содержащими 0,1 моль/л моноамида дигликолевой кислоты H2NC(O)CH2OCH2COOH (К-4). Результаты приведены на Фиг.3.

Пример 5

Раствор комплексона К-1, полученный от осаждения по примеру 3, подкисляют азотной кислотой до концентрации азотной кислоты 1 моль/л и используют для реэкстракции плутония в условиях примера 1. Коэффициент распределения плутония составил 0,02.

Пример 6

Раствор 30% ТБФ в додекане, содержащий уранилнитрат (10 г/л по металлу) и нитрат плутония (IV) (20 мг/л по металлу), контактировали с азотнокислыми растворами 0,1 моль/л К-5 (оксиэтилмоноамида дигликолевой кислоты - HOCH2CH2NHC(O)CH2OCH2COOH) при различных концентрациях азотной кислоты. Коэффициенты распределения приведены на Фиг.4

Пример 7

Раствор 30% ТБФ в додекане, содержащий уранилнитрат (90 г/л по металлу) и нитрат плутония (IV) (2 г/л по металлу), контактировали с 1,0 моль/л раствором азотной кислоты, содержащим 0,2 моль/л диметилмоноамида дигликолевой кислоты (К-1) при соотношении фаз = 7/1. Получен реэкстракт с содержанием плутония 14 г/л и содержанием урана 16 г/л.

Пример 8

Реэкстракт, полученный в примере 7, обрабатывают раствором щавелевой кислоты с концентрацией 1 моль/л, взятой с 10% мольным избытком.

Содержание урана в растворе после осаждения 5000 мг/л, содержание плутония в растворе после осаждения 110 мг/л.

Пример 9

К раствору, содержащему азотную кислоту - 1 моль/л, плутоний (IV) в концентрации 1,2 г/л и комплексен К-2 - 0,1 моль/л, добавили раствор осадителя - щавелевой кислоты в концентрации 1 моль/л.

После осаждения оксалата плутония содержание плутония в растворе составило 98 мг/л. При осаждении плутония из раствора 1 моль/л азотной кислоты без введения комплексона К-2 остаточное содержание плутония составило 100 мг/л.

Пример 10

Раствор 30% триамилфосфата в додекане, содержащий уранилнитрат (12 г/л по металлу) и нитрат плутония (IV) (20 мг/л по металлу), контактировали с азотнокислым раствором 0,1 моль/л К-6 (метилмоноамида дигликолевой кислоты - CH3NHC(CH2OH2COOH) в 2 моль/л азотной кислоте. Коэффициент распределения для урана составил 9, для плутония - 0,2.

Приведенные примеры подтверждают, что по сравнению со способом-прототипом предложенное техническое решение имеет следующие основные преимущества:

а) возможность концентрирования актинидов в реэкстракте;

б) возможность осаждения актинидов или смеси актинидов непосредственно из полученного реэкстракта;

в) возможность повторного использования реэкстракта после осаждения актинидов для новой реэкстракции.

Возможность осаждения плутония и урана из реэкстрактов, содержащих комплексоны, является неожиданным техническим эффектом. Аналоги этих соединений - водорастворимые диамиды дигликолевой кислоты, например тетраметилдиамид дигликолевой кислоты, реэкстрагируют плутоний из органической фазы. Однако провести осаждение плутония из полученного реэкстракта с помощью щавелевой кислоты оказалась невозможным.

1. Способ переработки облученного ядерного топлива, включающий экстракцию урана и плутония из азотнокислых растворов раствором органического фосфата, например, трибутилфосфата или три-изоамилфосфата в органическом разбавителе, реэкстракцию плутония или плутония с частью урана из органической фазы обработкой водным раствором с использованием реэкстрагирующих агентов, отличающийся тем, что в качестве реэкстрагирующих агентов используют водорастворимые моноамиды дигликолевой кислоты общей формулы:

где R и R' - заместители при атоме азота, выбранные из группы: Н, метил, этил, гидроксиэтил, с последующим осаждением плутония или смеси уран-плутоний и получением окислов актинидов известными способами.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что реэкстракцию проводят раствором, содержащим 0,2-3,0 моль/л азотной кислоты и 0,05-0,2 моль/л моноамида дигликолевой кислоты указанной формулы.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что осаждение актинидов из реэкстракта проводят либо раствором щавелевой кислоты, либо раствором аммиака.



 

Похожие патенты:

Заявленное изобретение относится к способу регенерации материала ядерного топлива. В заявленном способе осуществляют выделение материала ядерного топлива, содержащего металлический торий, и переработку оксида материала ядерного топлива в реакторе (1), содержащего оксид тория в отработавшем топливе, помещенный в корзину (3а).
Изобретение относится к области ядерных технологий, в частности к топливу АЭС на тепловых нейтронах. Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах включает смесь регенерированного плутония и обогащенного урана в виде оксидов, при этом в качестве обогащенного урана используется обогащенный регенерированный уран, при соотношении компонентов, определяемом энергетическим потенциалом, равным потенциалу свежеприготовленного топлива АЭС из обогащенного природного урана, обеспечивающим 100% загрузку активной зоны реактора.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, в частности оксидного. Способ бестокового получения урана (V) в расплавленных хлоридах щелочных металлов (NaCl-2CsCl, NaCl-KCl, LiCl-KCl), содержащих ионы урана (VI), сущность которого заключается в выдержке в атмосфере над расплавом металлического циркония в качестве геттера при температуре 550-750°C в течение 180-250 минут.

Настоящее изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива, в частности к пироэлектрохимической технологии переработки облученного ядерного топлива, к выделению электроположительных продуктов деления из технологических расплавов.

Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов.
Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония. .

Изобретение относится к способам и устройствам, обеспечивающим разделение многокомпонентного потока плазмы по массам, и может быть использовано для получения изотопов и выделения химических элементов.

Изобретение относится к способам и устройствам для электромагнитного плазменного разделения химических элементов, изотопов и может быть использовано при выделении элементов или групп элементов из многокомпонентной смеси, производстве стабильных и радиоактивных изотопов химических элементов.

Изобретение относится к ядерному топливному циклу, к технологии изотопного восстановления регенерированного урана и может быть использовано при производстве низкообогащенного урана (НОУ) для топлива атомных станций.
Наверх