Способ растворения облучённых материалов, содержащих трансурановые элементы, включая облучённое ядерное топливо для проведения разрушающих радиохимических исследований

Изобретение относится к ядерной технологии, преимущественно к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива и выделения минорных актинидов для последующего выжигания. Образец облучённого ядерного материала, содержащего трансурановые элементы, включая облучённое ядерное топливо, растворяют в конической колбе Эрленмейера объемом 500 мл, с дефлегматором высотой не менее 150 мм, который последовательно соединен с тремя ловушками, представляющими собой поглотители Петри. Первый поглотитель Петри предназначен для улавливания отлетающего при растворении исследуемого образца рутения и содержит раствор 0,05 моль/л азотной кислоты, второй и третий поглотители - для улавливания ¹⁴С, выделяющегося в виде углекислого газа, содержащие раствор 1 моль/л гидроксида натрия. Объемы раствора во всех поглотителях Петри не менее 30 мл. Растворение образца проводят в 250 мл азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л при нагревании до температуры 95-100°С в течение 16 ч и постоянной продувкой объема раствора озоно-воздушной смесью, содержащей 5 мас.% О₃, со скоростью 1,2 л×ч^-1, после чего полученный раствор охлаждают до температуры окружающей среды. Способ позволяет провести количественное определение в анализируемом образце летучих продуктов деления, включая углерод-14, тритий, изотопы рутения. 4 табл., 1 пр.

 

Изобретение относится к ядерной технологии, преимущественно к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива и выделения минорных актинидов для последующего выжигания.

Наиболее распространенным способом перевода в раствор ядерного топлива и облученных материалов, содержащих трансурановые элементы для определения изотопного состава и массового содержания нуклидов является растворение в азотной кислоте с концентрацией 6-10 моль/л при нагревании [Osaka М., Koyama S., Mitsugashira Т. Analysis of Irradiated 237Np in the Experimental Fast Reactor JOYO for the Evaluation of its Transmutation Behavior in a Fast Reactor // J. of Nuclear and Radiochem. Sciences, 2003, Vol. 4, №1, P. 9-13; Koyama S., Otsuka Y., Osaka M. Analysis of Minor Actinides in Mixed Oxide Fuel Irradiated in Fast Reactor, (I) Determination of Neptunium-237 // J. of Nuclear Sciences Technol, 1998. Vol. 35, No. 6. P. 406-410; Ерин E.A., Момотов B.H., Волков А.Ю. и др. Радиохимический анализ образца, облученного смешанного нитридного уран-плутониевого топлива // Радиохимия, 2017. Т. 59, вып. 4. С. 325-330; Момотов В.Н, Ерин Е.А., Волков А.Ю. Куприянов В.Н. Радиохимический анализ отработавшего ядерного топлива реактора ВВЭР-440 // Радиохимия, 2020, т. 62, №5, с. 428-437; Макарова Т.П., Бибичев Б.А., Домкин В.Д. Исследование нуклидного состава отработавшего топлива реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000 методами деструктивного анализа // Радиохимия, 2008, т. 50, №4, с. 361-370; Бураков Б.Е., Похитонов Ю.А., Рязанцев В.И. и др. Определение массы и состава осадков, образующихся при растворении облученного оксидного топлива реактора ВВЭР // Радиохимия, 2010, Т. 52, №4, С. 342-345]. Для увеличения скорости и повышения полноты растворения анализируемого образца в азотнокислый раствор вносят небольшое количество плавиковой кислоты [Jung Suk Kim, Young Shin Jeon, Soon Dal Park, Byung Chul Song, Sun Ho Han, Jong Goo Kim Dissolution and burnup determination of irradiated U-Zr alloy nuclear fuel by chemical methods // Nuclear engineering and technology. 2006. Vol. 38. №3. P. 301. – 310; Floyd M.A., Morrow R.W., Farrar R.B. Inductively Coupled Plasma-Atomic Emission-Spectroscopy - the Determination of Trace Impurities in Uranium Hexafluoride, Spectrochim. Acta В Atom. Spectrosc. 1983, vol. 38 (1-2), P. 303-308; Satyanarayana K., Durani S. Separation and inductively coupled plasma optical emission spectrometric (ICP-OES) determination of trace impurities in nuclear grade uranium oxide // J. Radioanal. Nucl. Chem., 2010, Vol 285, №3, P. 659-665] или ведут растворение в смеси азотной, плавиковой и соляной кислот [Wolf S.F., Bowers D. L.Cunnane J. C. Analysis of high burnup spent nuclear fuel by ICP-MS // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2005 Vol. 263, №. 3 P. 581-586]. Растворение образцов ОЯТ проводят в термостойкой конической колбе или тефлоновых стаканах [см. вышеперечисленные источники информации].

Недостатками перечисленных способов растворения являются возможность образования нерастворенного остатка и невозможность количественного определения летучих продуктов деления таких, как изотопы рутения, углерода-14, трития. Перечисленные нуклиды покидают объем раствора вместе с парами кислот.

Известен способ растворения диоксида плутония в озонированных азотнокислых растворах, содержащих 30-180 мг /л. - озона [Гелис В.M., Шумилова Ю.В., Ершов Б.Г., Масленников А.Г., Милютин В. В., Харитонов О.В., Логунов М.В., Ворошилов Ю.А., Бобрицкий А.В. Применение озона для растворения высокофонового диоксида плутония в азотной кислоте в присутствии ионов Am(V, VI) // Радиохимия, 2011, т. 53, №6, с. 516-521].

Наиболее близким к заявляемому является способ растворения ОЯТ, представленный в исследовании [Crozet М., Peyrillous М., Esbelin Е. et al. Measurement of 14C in spent fuel: use of ozone / J. Radioanal Nucl. Chem., 2016, №307, P. 347-353]. Авторы проводили растворение фрагментов твэлов с облученным оксидным урановым топливом с выгоранием 53,1 ГВт⋅сут/т и выдержкой на момент анализа 16 лет. На первом этапе растворение вели в азотной кислоте при нагревании до 95°С. Отходящие газы окисляли озоно-воздушной смесью, затем улавливали ловушкой с раствором гидроксида натрия. В полученном щелочном растворе определяли содержание ¹⁴С. После завершения первого этапа растворения осуществляли отделение оболочек твэла от полученного раствора и нерастворенного остатка ОЯТ. Раствор ОЯТ с нерастворенным остатком помещали в новый аппарат растворения, последовательно соединенный с двумя ловушками, содержащими раствор гидроксида натрия для улавливания ¹⁴С выделяющегося в виде ¹⁴CO₂. Пропускали через раствор озон-воздушную смесь для растворения нерастворенного остатка и извлечения ¹⁴С. Продувку системы озоно-воздушной смесью осуществляли без нагревания в течении 2 часов, после чего проводили определение ¹⁴С в растворах щелочных ловушек.

Недостатками указанного способа является: многостадийность процедур, необходимость использования нескольких аппаратов растворения и невозможность определения бета-излучающих продуктов деления в образцах ОЯТ с временем выдержки менее 3 лет. Растворении ОЯТ с временем выдержки 2-3 года по описанному способу приведет к тому, что в растворы щелочных ловушек будут переходить значительные количества легколетучих соединения рутения, их наличие осложнит или сделает невозможным определение бета-эмиттеров.

Целью изобретения являлась разработка эффективного и простого в применении способа растворения облученных материалов, содержащих трансурановые элементы включая ОЯТ, позволяющего проводить исследования изотопного состава и массового содержания нуклидов, в том числе ¹⁴С, ³Н, ¹⁰⁶Ru.

Сущность изобретения:

Растворение облученных ядерных материалов или фрагментов твэла массой 1-5 г проводят в условиях защитной камеры или манипуляторного бокса. В основе аппарата растворения коническая колба Эрленмейра объемом 500 мл с дефлегматором высотой не менее 150 мм, который, в свою очередь, последовательно соединен с тремя ловушками, представляющими собой поглотители Петри, содержащие: первый - раствор 0,05 моль/л азотной кислоты, второй и третий - раствор 1 моль/л гидроксида натрия. Объемы растворов во всех ловушках не менее 30 мл. Первая ловушка предназначена для улавливания отлетающего при растворении исследуемого образца рутения, вторая и третья для улавливания ¹⁴С, выделяющегося в виде углекислого газа. Растворение проводят в 250 мл азотной кислоте с концентрацией 8 моль/л при температуре 95-100°С и постоянной продувкой объема раствора озоно-воздушной смесью со скорость 1,2 л×ч-¹, что соответствует скорости подачи озона, равной 2,5×10-² г×ч-¹. Указанные режимы выдерживают 16 часов. Предложенные конструкция аппарата и режим растворения позволяют количественно перевести в раствор анализируемый образец без значимого растворения оболочки твэла, исключить потерю летучих продуктов деления в процессе растворения и провести определение изотопного состава и массового содержания нуклидов в образце.

От прототипа этот способ отличается тем, что:

- Растворение анализируемого образца проводят в одном аппарате за один цикл;

Процедура растворения исключает потерю летучих продуктов деления;

Перевод в раствор фрагментов твэлов с ОЯТ происходит без значимого растворения оболочки твэла;

Предложенный способ позволяет провести количественное определение в анализируемо образце летучих продуктов деления, включая углерод-14, тритий, изотопы рутения.

Пример конкретного выполнения способа определения

Для учета влияния убыли массы оболочки твэла в процессе растворения ОЯТ по предложенному способу проведен эксперимент с фрагментом оболочки твэла, облученного в реакторе ВВЭР 1000. Оболочку подвергали растворению с периодическим определением ее массы. Растворение оболочки твэла проводили в течение 29 часов с использованием режима, описанного выше. Полученные данные представлены в таблице 1.

Масса оболочки твэла в процессе растворения линейно уменьшается, при этом убыль массы за 16 часов растворения составила 0,04%.

Для доказательства герметичности аппарата растворения и доказательства отсутствия потерь летучих продуктов деления проведена серия из четырех экспериментов. В предварительно взвешенную коническую колбу с использованием мерного цилиндра объемом 250 мл второго класса точности, изготовленного по ГОСТ 1770-74 с погрешностью ±1 мл, вносили раствор 8 моль/л азотной кислоты объемом 245 мл. Туда же с использованием автоматического дозатора Biohit Proline с диапазоном 1-5 мл вносили раствор с известной удельной активностью трития объемом 5 мл. Погрешность отбора аликвоты объемом 5 мл, согласно паспортным данным автоматического дозатора, составляет 0,5%. Собирали аппарат растворения, нагревали раствор до 95-100°С с использованием электроплитки, одновременно включали подачу озоно-воздушной смеси, содержащей 5% масс О₃, со скоростью 1,2 л×ч^-1 с использованием озонатора ОГВК-05С. Указанный режим выдерживали в течении 16 часов. После окончание нагрева, раствор охлаждали до комнатной температуры, колбу с раствором взвешивали, растворы в колбе и поглотителях Петри анализировали на содержания трития методом ЖСС. Результаты проведенных экспериментов представлены в таблице 2.

Показано, что при нагревании до температуры 95-100°С в течение 16 часов убыль массы раствора не превышает 0,4%, а содержание трития остается неизменным в пределах погрешности метода ЖСС. Следовательно, применяемый аппарат растворения является герметичным и исключает потерю выделяющихся в процессе растворения газообразных веществ и летучих продуктов деления. В поглотителях Петри тритий не обнаружен. Это указывает на то, что высота применяемого дефлегматора достаточна для конденсации паров воды и кислоты.

С использованием предложенного способа проведено растворение двух образцов необлученного уран-плутониевого оксидного топлива с содержанием диоксида плутония 12,3%. Результаты растворения представлены в таблице 3.

С использованием предложенного способа проведено растворение двух образцов смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, облученных в реакторе БН-600. По результатам анализов раствора получены данные по величине выгорания ОЯТ определены удельные активности летучих продуктов деления ¹⁴С, ³Н, ¹⁰⁶Ru. Результаты определения удельных активностей летучих продуктов деления в образцах ОЯТ представлены в таблице 4.

Предложенный способ растворения позволяет за один цикл количественно перевести в раствор навеску анализируемого образца, содержащего уран и трансурановые элементы, исключить потерю летучих продуктов деления в процессе растворения.

Способ растворения образца облучённого ядерного материала, содержащего трансурановые элементы, включая облучённое ядерное топливо для проведения разрушающего радиохимического исследования, отличающийся тем, что образец материала растворяют в конической колбе Эрленмейера объемом 500 мл, с дефлегматором высотой не менее 150 мм, который последовательно соединен с тремя ловушками, представляющими собой поглотители Петри, причем первый поглотитель Петри предназначен для улавливания отлетающего при растворении исследуемого образца рутения и содержит раствор 0,05 моль/л азотной кислоты, второй и третий поглотители - для улавливания ¹⁴С, выделяющегося в виде углекислого газа, содержащие раствор 1 моль/л гидроксида натрия, при этом объемы раствора во всех поглотителях Петри не менее 30 мл, растворение образца проводят в 250 мл азотной кислоты с концентрацией 8 моль/л при нагревании до температуры 95-100°С в течение 16 ч и постоянной продувкой объема раствора озоно-воздушной смесью, содержащей 5 мас.% О₃, со скоростью 1,2 л×ч^-1, после чего полученный раствор охлаждают до температуры окружающей среды.