Способ подготовки карбидного оят к экстракционной переработке



Владельцы патента RU 2570657:

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

Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. В заявленном способе предусмотрена автоклавная обработка азотнокислого раствора карбидного ОЯТ. В процессе такой обработки выпадает молибдат циркония, частично захватывающий плутоний. Полученный в результате автоклавной обработки молибденсодержащий осадок подвергают переосаждению, растворяя его в присутствии разрушаемого комплексона. Далее осаждают повторно при разрушении комплексона с возвращением вторичного маточного раствора на стадию растворения ОЯТ. Техническим результатом является возможность получения растворов карбидного ОЯТ, c концентрацией суммы актинидов более 200 г/л при потерях плутония с твердой фазой не более 0,02%, устойчивых к вторичному осадкообразованию и пригодных к экстракционному извлечению актинидов. Способ полностью применим для переработки карбидного ОЯТ тепловых и исследовательских реакторов, реакторов на быстрых нейтронах и других ядерно-энергетических установок. 7 з.п. ф-лы, 7 пр.

 

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) и может быть использовано при подготовке карбидного ОЯТ к экстракционной переработке с извлечением многовалентных актинидов из его растворов, содержащих комплексообразующие лиганды.

Известно, что топливо на основе карбидов урана и плутония имеет ряд преимуществ по сравнению с используемым в настоящее время оксидным топливом. Высокая ядерная плотность карбидов при их использовании в качестве топлива в реакторах на быстрых нейтронах повышает эффективность использования первичного и коэффициент воспроизводства вторичного топлива, а большой коэффициент теплопроводности позволяет увеличить тепловые нагрузки в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), что позволяет достигнуть более глубокого выгорания и, следовательно, снизить стоимость ядерного топливного цикла.

Однако использование карбидного топлива сдерживается ограниченностью сведений о его свойствах и поведении при больших выгораниях, некоторыми трудностями технологии производства, а также проблемами, сопутствующими его экстракционной переработке. В частности, при растворении в азотной кислоте топлива такого типа в растворе образуется значительное количество многоосновных карбоновых кислот и оксикислот, препятствующих экстракционному извлечению многовалентных актинидов, что делает невозможной переработку таких растворов без их обработки или подготовки, ликвидирующей комплексообразующее действие этих веществ по отношению к плутонию.

Известен способ подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке (заявка на изобретение РФ №2013106227 от 12.02.2013; решение о выдаче патента от 10.06.2014), согласно которому предлагается окисление комплексообразующих лигандов, содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива, осуществлять в присутствии катализатора, выбранного из группы переходных металлов, нагреванием азотнокислого раствора карбидного топлива или проводить окисление комплексообразующих лигандов в процессе растворения карбидного топлива в азотной кислоте в присутствии катализатора с последующим растворением в обработанном растворе карбидного топлива оксидного или металлического ОЯТ, в том числе проводить одновременно операции окисления комплексообразующих лигандов и растворения оксидного или металлического ОЯТ в растворе карбидного топлива. Вариантом этого способа является введение в раствор карбидного ОЯТ раствора нитрата циркония или раствора другого многовалентного металла-комплексообразователя. В качестве источника металла-комплексообразователя может использоваться оксидное ОЯТ тепловых реакторов, в частности ОЯТ ВВЭР. Данный способ можно рассматривать в качестве прототипа.

К его недостаткам следует отнести необходимость смешения карбидного ОЯТ с ОЯТ ВВЭР, что исключает применение этого варианта для переработки активной зоны реакторов на быстрых нейтронах, подлежащей воспроизводству. Подмешивание раствора циркония к раствору ОЯТ увеличивает объем остеклованных отходов. Кроме того, исходный раствор карбидного ОЯТ до выпадения осадка оксикислот ограничен концентрацией суммы актинидов 50 г/л, тогда как для оптимального процесса переработки требуется исходная концентрация не ниже 200 г/л.

Высоковыгоревшее ОЯТ, каковым является также и ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах, содержит значительное количество осадкообразующих продуктов деления, таких как молибден и цирконий. При термической обработке растворов такого ОЯТ образуется осадок молибдата циркония, в котором атомы циркония частично изоморфно замещены атомами плутония. Известен способ (патент RU 2462776, опубл. 27.09.2012, Бюл. №27) сокращения потерь плутония с такими осадками, заключающийся в растворении осадка в присутствии разрушаемого комплексона и повторном осаждении при разрушении комплексона и возврате вторичного маточного раствора на стадию растворения ОЯТ.

Задачей данного изобретения является получение растворов карбидного ОЯТ, включая отработавшее смешанное уран-плутониевое карбидное топливо реакторов на быстрых нейтронах, с концентрацией суммы актинидов более 200 г/л при потерях плутония с твердой фазой не более 0,02%, устойчивых к вторичному осадкообразованию и пригодных к экстракционному извлечению актинидов.

Для достижения указанного технического результата предлагается способ, предусматривающий автоклавную обработку азотнокислого раствора карбидного ОЯТ, в том числе полученного растворением ОЯТ в присутствии катализатора. В качестве катализатора окисления комплексообразующих лигандов, введенного в раствор карбидного ОЯТ до его автоклавной обработки, используют переходный металл из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть. При этом автоклавную обработку раствора проводят непосредственно в аппарате-растворителе после растворения каждой порции карбидного ОЯТ. Допустимо проводить растворение ОЯТ порциями в присутствии катализатора с автоклавной обработкой образовавшейся пульпы, содержащей осадок металлов с оксикислотами, в специальном автоклаве после растворения всей партии ОЯТ. Процесс растворения и подготовки карбидного ОЯТ к переработке осуществляют до содержания суммы актинидов в конечном растворе, поступающем на экстракционную переработку, более 200 г/л. В процессе такой обработки выпадает молибдат циркония, частично захватывающий плутоний.

Полученный в результате автоклавной обработки молибденсодержащий осадок подвергают переосаждению, растворяя его в присутствии разрушаемого комплексона (карбамата натрия) и осаждая повторно при разрушении комплексона с возвращением вторичного маточного раствора на стадию растворения ОЯТ.

Данный способ полностью применим для переработки карбидного ОЯТ тепловых и исследовательских реакторов, реакторов на быстрых нейтронах и других ядерно-энергетических установок.

Пример 1.

В реакторе-растворителе проводят растворение смешанного уран-плутониевого карбидного ОЯТ БН ((U0.85Pu0.15)C) с выгоранием 100 ГВт*сут/т ТМ и выдержкой 3 года. Растворение проводят в присутствии катализатора (Μn) при температуре 95°С в течение 5 часов, причем растворение проводят порциями из расчета 50-100 г/л ТМ. После того как концентрация суммы актинидов в растворе достигает 250-300 г/л производят взмучивание раствора и далее передают его на автоклавную обработку при температуре 150°С, причем давление не поднимается выше 6 атм. Время автоклавной обработки составляет ~ 5-10 часов, после чего производится осветление раствора. При таком подходе конечный раствор, поступающий на экстракционную переработку, содержит 4,5 моль/л ΗΝΟ3; 255 г/л U; 43 г/л Pu; ~ 0,06 г/л Mo; ~ 0,4 г/л Zr и 0,45 г/л Н2С2О4. Выпавший осадок молибдата циркония отделяют и для очистки его от захваченного плутония переосаждают, растворяя в растворе карбамата натрия. Затем подкисляют полученный раствор, после чего проводят повторное осаждение. Вторичный маточный раствор передают в аппарат-растворитель на растворение следующей партии ОЯТ. Потери плутония с вторичным осадком не превышают 0,02%. Осветленный исходный раствор ОЯТ передают на экстракцию.

Пример 2.

В отдельный аппарат поступает азотнокислый раствор ОЯТ теплового реактора AM (АМБ) на основе UC с начальным обогащением 10% 235U, выгоранием 5,5 ГВт*сут/т ТМ и выдержкой 40 лет. Раствор содержит более 200 г/л по сумме актинидов. Далее проводят его автоклавную обработку при температуре 150°С, причем давление не поднимается выше 6 атм. Время автоклавной обработки составляет ~ 5-20 часов, после чего производится осветление раствора. При таком подходе конечный раствор, поступающий на экстракционную переработку, содержит 2,8 моль/л HNO3; 242 г/л U; 0,65 г/л Pu; 0,2 г/л Mo; 0,5 г/л Zr и 0,75 г/л Н2С2О4. Выпавший осадок молибдата циркония отделяют и для очистки его от захваченного плутония переосаждают, растворяя в растворе карбамата натрия. Затем подкисляют полученный раствор, после чего проводят повторное осаждение. Вторичный маточный раствор передают на операцию растворения ОЯТ. Потери плутония с вторичным осадком не превышают 0,01%. Осветленный исходный раствор ОЯТ передают на экстракцию.

Пример 3.

В отдельный аппарат поступает азотнокислый раствор ОЯТ БН на основе монокарбида урана с выгоранием 60 ГВт*сут/т ТМ и выдержкой 1 год. Раствор содержит более 200 г/л по сумме актинидов. Далее проводят его автоклавную обработку при температуре 150°С, причем давление не поднимается выше 6 атм. Время автоклавной обработки составляет ~ 5-20 часов, после чего производится осветление раствора. При таком подходе конечный раствор, поступающий на экстракционную переработку, содержит 3,3 моль/л HNO3; 227 г/л U; 7,5 г/л Pu; 0,3 г/л Mo; 0,5 г/л Zr и 0,75 г/л Н2С2О4. Выпавший осадок молибдата циркония отделяют и для очистки его от захваченного плутония переосаждают, растворяя в растворе карбамата натрия. Затем подкисляют полученный раствор, после чего проводят повторное осаждение. Вторичный маточный раствор передают на операцию растворения ОЯТ. Потери плутония с вторичным осадком не превышают 0,02%. Осветленный исходный раствор ОЯТ передают на экстракцию.

Пример 4.

В реактор-растворитель поступает взмученный азотнокислый раствор ОЯТ БН (суспензия после растворения ОЯТ) на основе смешанного уран-плутониевого монокарбида ((U0.8Pu0.2)C) с выгоранием 70 ГВт*сут/т ТМ и выдержкой 2 года. Раствор содержит более 200 г/л по сумме актинидов. В раствор вносят катализатор (Се). Далее проводят его автоклавную обработку при температуре 150°С, причем давление не поднимается выше 6 атм. Время автоклавной обработки составляет ~ 5-20 часов, после чего производится осветление раствора. При таком подходе конечный раствор, поступающий на экстракционную переработку, содержит 4,5 моль/л HNO3; 302 г/л U; 75 г/л Pu; 0,5 г/л Mo; 0,8 г/л Zr и 1,2 г/л Н2С2О4. Выпавший осадок молибдата циркония отделяют и для очистки его от захваченного плутония переосаждают, растворяя в растворе карбамата натрия. Затем подкисляют полученный раствор, после чего проводят повторное осаждение. Вторичный маточный раствор передают на операцию растворения ОЯТ. Потери плутония с вторичным осадком не превышают 0,02%. Осветленный исходный раствор ОЯТ передают на экстракцию.

Пример 5.

В реакторе-растворителе проводят растворение карбидного ОЯТ экспериментальной ядерно-энергетической установки «Ромашка». Растворение проводят в присутствии катализатора (Се) при температуре 85°С в течение 6 часов, причем растворяют сразу всю партию до достижения концентрации суммы актинидов в растворе 200-300 г/л. Далее производят взмучивание раствора, после чего передают его на автоклавную обработку при температуре 150°С, причем давление поднимается до 16 атм. Время автоклавной обработки составляет ~ 5-15 часов, после чего производится осветление раствора. При таком подходе конечный раствор, поступающий на экстракционную переработку, содержит 3,5 моль/л HNO3; 261 г/л U; 1,5 г/л Pu; ~ 0,1 г/л Mo; ~ 0,4 г/л Zr и 0,41 г/л H2C2O4. Выпавший осадок молибдата циркония отделяют и для очистки его от захваченного плутония переосаждают, растворяя в растворе карбамата натрия. Затем подкисляют полученный раствор, после чего проводят повторное осаждение. Вторичный маточный раствор передают в аппарат-растворитель на растворение следующей партии ОЯТ. Потери плутония с вторичным осадком не превышают 0,015%. Осветленный исходный раствор ОЯТ передают на экстракцию.

Пример 6.

В реакторе-растворителе проводят растворение смешанного уран-плутониевого карбидного ОЯТ исследовательского реактора БР-10 ((U0.7Pu0.3)С) с выгоранием 30 ГВт*сут/т ТМ и выдержкой 5 лет. Растворение проводят в присутствии катализатора (Mn, Ce, Fe) при температуре 90°С в течение 4 часов, причем растворение проводят порциями из расчета 50-100 г/л ТМ. После того как концентрация суммы актинидов в растворе достигает 250-300 г/л производят взмучивание раствора и далее передают его на автоклавную обработку при температуре 150°С, причем давление не поднимается выше 6 атм. Время автоклавной обработки составляет ~ 5-15 часов, после чего производится осветление раствора. При таком подходе конечный раствор, поступающий на экстракционную переработку, содержит 3,4 моль/л HNO3; 220 г/л U; 55 г/л Pu; ~ 0,3 г/л Mo; ~ 0,5 г/л Zr и 0,7 г/л Н2С2О4. Выпавший осадок молибдата циркония отделяют и для очистки его от захваченного плутония переосаждают, растворяя в растворе карбамата натрия. Затем подкисляют полученный раствор и проводят повторное осаждение. Вторичный маточный раствор передают в аппарат-растворитель на растворение следующей партии ОЯТ. Потери плутония с вторичным осадком не превышают 0,02%. Осветленный исходный раствор ОЯТ передают на экстракцию.

Пример 7.

В реакторе-растворителе проводят растворение смешанного уран-плутониевого карбидного ОЯТ БН ((U0.85Pu0.15)C) с выгоранием 80 ГВт*сут/т ТМ и выдержкой 2 года. Растворение проводят в присутствии катализатора (Mn) при температуре 95°С в течение 5 часов, причем растворение проводят порциями из расчета 50-100 г/л ТМ. После растворения каждой порции в реакторе-растворителе проводят автоклавную обработку раствора при температуре 150°С, причем давление не поднимается выше 6 атм. Время автоклавной обработки составляет ~ 5-10 часов. После того как концентрация суммы актинидов в растворе достигает 250-300 г/л производится осветление раствора. При таком подходе конечный раствор, поступающий на экстракционную переработку, содержит 3,2 моль/л HNO3; 245 г/л U; 40 г/л Pu; ~ 0,3 г/л Mo; ~ 0,5 г/л Zr и 0,6 г/л Н2С2О4. Выпавший осадок молибдата циркония отделяют и для очистки его от захваченного плутония переосаждают, растворяя в растворе карбамата натрия. Затем подкисляют полученный раствор, после чего проводят повторное осаждение. Вторичный маточный раствор передают в аппарат-растворитель на растворение следующей партии или порции ОЯТ. Потери плутония с вторичным осадком не превышают 0,01%. Осветленный исходный раствор ОЯТ передают на экстракцию.

1. Способ подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке, включающий каталитическую окислительную обработку азотнокислого раствора ОЯТ, отличающийся тем, что раствор ОЯТ подвергают обработке в автоклаве, а полученный в результате автоклавной обработки молибденсодержащий осадок подвергают переосаждению.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве катализатора окисления комплексообразующих лигандов, введенного в раствор карбидного ОЯТ до его автоклавной обработки, используют переходный металл из ряда: церий, железо, марганец, технеций, ртуть.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что автоклавную обработку проводят непосредственно в аппарате-растворителе или в отдельном аппарате.

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что подготовке к экстракционной переработке подвергают карбидное ОЯТ тепловых и исследовательских реакторов, реакторов на быстрых нейтронах и других ядерно-энергетических установок.

5. Способ по п. 4, отличающийся тем, что карбидное ОЯТ реакторов на быстрых нейтронах представляет собой отработавшее смешанное уран-плутониевое топливо.

6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что процесс растворения и подготовки карбидного ОЯТ к переработке осуществляют до содержания суммы актинидов в конечном растворе, поступающем на экстракционную переработку, более 200 г/л.

7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что карбидное ОЯТ растворяют порциями или сразу всю партию.

8. Способ по п. 1, отличающийся тем, что каталитической окислительной обработке подвергается раствор карбидного ОЯТ, полученный растворением ОЯТ в присутствии катализатора.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу гетерогенного каталитического разложения комплексонов и поверхностно-активных веществ в технологических растворах радиохимических производств на никель-феррицианидном катализаторе.

Изобретение относится к области биотехнологии и трансмутации химических элементов. Радиоактивное сырье, содержащее радиоактивные химические элементы или их изотопы, обрабатывают водной суспензией бактерий рода Thiobacillus в присутствии элементов с переменной валентностью.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к обезвреживанию жидких радиоактивных отходов, и может быть реализовано при утилизации радиоактивных отходов методом отверждения в стабильные твердые матрицы.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки жидких радиоактивных отходов радиохимических производств и АЭС.

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.

Изобретение относится к области создания пирохимических технологий переработки облученного ядерного топлива, а именно к способу извлечения редкоземельных элементов из жидкого сплава с цинком.
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).
Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения.
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.
Изобретение может быть использовано при подготовке растворов отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) к экстракционной переработке, при выделении радионуклидов из радиоактивных растворов облученных урановых мишеней в биомедицинских целях, а также при анализе технологических растворов. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает его обработку экстрагентом в присутствии комплексообразователя в виде гидроксамовых кислот, его последующую реэкстракцию и регенерацию экстрагента щелочной обработкой. Реэкстракцию молибдена проводят окислительным реагентом с разрушением гидроксамовых кислот. Обработанный щелочным реагентом экстрагент пропускают через сорбент. В качестве окислительного реагента используют реагенты, образующие при нагревании газообразные продукты: растворы азотной кислоты, хлора, брома или двуокиси азота, или раствор нитрита аммония. В качестве сорбента для регенерации экстрагента после щелочной промывки используют оксид меди (I) в смеси с порошком металлической меди или соли металлов из ряда: Ag, Pb, Hg, Bi, Cu, нанесенные на пористый носитель. Изобретение позволяет получить не содержащий посторонних металлов реэкстракт молибдена, очищенного от радиоиода более чем в 10 раз, при циклическом использовании экстрагента. 3 з.п. ф-лы, 10 пр.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для денитрации средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов, подлежащих дальнейшему отверждению (цементации). Способ заключается в удалении избыточных количеств азотной кислоты путем взаимодействия жидких радиоактивных отходов со щавелевой кислотой на твердофазном катализаторе в динамическом режиме в термостатируемом аппарате колонного типа непрерывного действия. Изобретение обеспечивает снижение остаточной концентрации азотной кислоты в растворе после денитрации до 0,1-0,5 моль/л. 13 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл., 1 пр.

Группа изобретений относится к атомной и радиохимической промышленности. Способ очистки жидкости, загрязненной радионуклидами, включает размещение в загрязненной жидкости как минимум по одному элементу из разных пористых материалов - гидрофильному и гидрофобному, один конец которых частично погружают в загрязненную жидкость, а на других путем пропускания электрического тока создают зону выпаривания, в которую транспортируют загрязненную жидкость за счет капиллярных свойств пористого материала, и где путем нагрева жидкости до кипения осуществляют компактирование загрязнений. Воду транспортируют по элементу из гидрофильного материала, а органическую составляющую - по элементу из гидрофобного материала. Компактирование осуществляют последовательным нагревом до полного выпаривания воды, затем - до полного выпаривания органической составляющей или наоборот. Образовавшийся пар конденсируют с получением очищенной жидкости. Способ реализуется с помощью устройства для очистки жидкости. Группа изобретений позволяет повысить эффективность переработки жидкости, содержащей радионуклиды. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 пр.
Изобретение относится к технологиям цементирования материалов с радиоактивными компонентами и может быть использовано при переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ кондиционирования жидких радиоактивных отходов включает подачу жидких радиоактивных отходов в контейнер для цементирования ЖРО, подачу цемента с добавками в контейнер для цементирования ЖРО, смешивание цемента с добавками и жидких радиоактивных отходов до полной гомогенизации, причем цемент с добавками подают в контейнер для цементирования ЖРО в упаковке, выполненной из растворимых в водной среде материалов. Изобретение позволяет снизить дозовую нагрузки на обслуживающий персонал в процессе кондиционирования жидких радиоактивных отходов, упростить технологии кондиционирования жидких радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 2 пр.

Изобретения могут быть использованы в технологии цветных металлов, при переработке промышленных растворов шлихообогатительных фабрик и аффинажных производств, в технологии производства и переработки отработавшего ядерного топлива. Способ включает нейтрализацию раствора, восстановление серебра до металла, отделение и растворение серебра в азотной кислоте. Нейтрализацию серебросодержащего раствора проводят несолеобразующим нейтрализующим агентом до pH 0,8-1,0, вносят комплексообразователь, содержащий одну и более аминогруппу и одну и более карбоксильную группу, и обеспечивают pH 1,0-2,5, вносят карбогидразид в качестве восстановителя. Выделение серебра в седиментируемые твердофазные формы осуществляют или в объеме раствора путем повышения температуры реакционной среды, или на развитой поверхности твердой фазы коллектора при пропускании серебросодержащего раствора с карбогидразидом через зернистый слой насадки при температуре 50-80°C. Изобретения обеспечивают упрощение процесса количественного отделения серебра из растворов, получение компактных твердофазных форм серебра, высокую селективность процесса по отношению к содержащимся в растворе актиноидам, получение концентрированных растворов регенерированного серебра. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 5 пр.

Изобретение относится к области переработки ионообменных смол, отработавших свой ресурс в процессах ионообменного извлечения из воды катионов и анионов. Способ переработки отработавших ионообменных смол включает измельчение зерен смолы до размера частиц не более 500 мкм, приготовление 18-22% суспензии измельченной смолы в растворе щелочи в концентрации 5-50 г/л, окисление суспензии в реакторе при подаче воздуха в зону окисления в условиях сверхкритического состояния воды при температуре 480-580°С и давлении 235-245 атм, отвод газообразных продуктов окисления в виде паров воды, СО2 и N2, вывод твердых продуктов реакции в виде водной суспензии, доокисление твердых продуктов реакции в дополнительном реакторе при подаче воздуха в зону окисления в условиях сверхкритического состояния воды при температуре 480-580°С и давлении 235-245 атм, конденсацией паров воды, разделение газообразной, твердой и жидкой фаз. Изобретение позволяет уменьшить энергетические затраты на измельчение, сократить время измельчения. 1 табл.
Изобретение относится к радиохимической технологии. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает экстракцию молибдена растворами гидроксамовых кислот, растворенных в смеси не более 30% спирта с парафиновыми углеводородами при соотношении объемов органической и водной фаз менее 0,1. Промывку экстракта молибдена и иода осуществляют малым объемом раствора азотной кислоты с добавлением нитратов металлов из ряда: Hg(II), Cu(II), Ag(I), Pb(II), после чего экстракт промывают раствором азотной кислоты. Реэкстракцию молибдена проводят в раствор азотной кислоты с нагреванием при добавлении разрушаемого водорастворимого комплексообразующего агента до или после такой обработки, в последнем случае с повторной реэкстракцией в тот же раствор. Разрушение гидроксамовой кислоты в экстракте может ускоренно достигаться с помощью индуктора окисления. Конечный реэкстракт молибдена промывают экстрагентом. Изобретение позвоялет повысить концентрирование молибдена с его одновременной очисткой от неэстрагируемых примесей. 6 з.п. ф-лы, 8 пр.
Изобретение представляет собой способ переработки жидких радиоактивных отходов и относится к области охраны окружающей среды. Cпособ переработки жидких радиоактивных отходов, содержащих дисперсную фазу, заключается в выделении дисперсной фазы. Перед выделением дисперсной фазы в исходные жидкие радиоактивные отходы добавляют жидкость, нерастворимую в исходных жидких радиоактивных отходах и превышающую их по плотности. Выделение дисперсной фазы проводят центрифугированием. Технический результат – повышение уровня безопасности проведения переработки жидких радиоактивных отходов.

Изобретение относится к атомной экологии. Установка для комплексной переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) содержит узлы предочистки ЖРО и сорбционной доочистки фильтрата. Узел предочистки ЖРО содержит снабженную мешалкой цилиндрическую герметичную емкость с плоским дном. В полости емкости размещен с зазором с дном и герметично связан с верхней стенкой емкости, вертикальный трубчатый корпус съемного мешочного фильтра. Мешалка содержит трубчатый вал, с которым скреплены два яруса горизонтальных лопастей, нижний из которых размещен с зазором 2-5 см над дном, а концы его лопастей составляют 1,5-3 см со стенками емкости. Лопасти верхнего яруса выполнены меньше на величину зазора, чем расстояние от вала мешалки до корпуса фильтра. Трубчатый вал надет на отводящую трубу. Верхняя часть вала снабжена зубчатым колесом. Изобретение позволяет упростить конструкцию установки и обеспечить использование в процессе переработки ЖРО одного типа сорбента. 4 з.п. ф-лы, 10 ил.

Изобретение относится к ядерной физике, а именно к технологии переработки жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает подачу смеси жидких радиоактивных отходов и хлорида натрия в зону смешения плазмохимического реактора. Смесь жидких радиоактивных отходов диспергируют внутрь плазмохимического реактора путем подачи их на форсунки, расположенные в верхней части плазмохимического реактора, и одновременно с водоохлаждаемого медного электрода генерируют моноэлектродный высокочастотный факельный разряд, направленный вертикально вниз в плазмохимический реактор. При этом в качестве плазмообразующего газа используют атмосферный воздух. Обрабатывают смесь жидких радиоактивных отходов с хлоридом натрия в воздушно-плазменном потоке при массовом отношении смесь - воздух, равном 1:3, причем температуру в объеме плазмохимического реактора поддерживают не менее 800°C. Затем образующиеся продукты плазмохимической переработки в газовой фазе отводят и очищают в блоке очистки отходящих газов, а продукты плазмохимической переработки в конденсированной фазе в виде расплава хлорида натрия, включающего оксидные соединения металлов, осаждают с последующим извлечением из плазмохимического реактора. Изобретение позволяет уменьшить объем образующихся радиоактивных отходов. 1 ил.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2015-12-10 2015-12-09T19:57:18
Наверх