×
10.12.2014
216.013.0f4b

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА АЭС

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: 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%.


СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА АЭС
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 1-10 of 21 items.
20.01.2013
№216.012.1de2

Способ регенерации деградировавшего оборотного экстрагента

Изобретение относится к области гидрометаллургии и водным методам переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) в части методов внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента, состоящего из нейтральных и/или кислых фосфорсодержащих соединений и углеводородного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002473144
Дата охранного документа: 20.01.2013
27.01.2013
№216.012.1eba

Способ изготовления стента для радиационной терапии злокачественных опухолей желчного протока

Изобретение относится к области ядерной медицинской техники и связано с разработкой способа изготовления полиэтиленовых и тефлоновых билиарных стентов, снабженных ралионуклидсодержащим сегментом и предназначенных для эндоскопической имплантации в желчный проток с целью осуществления...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002473367
Дата охранного документа: 27.01.2013
20.08.2013
№216.012.620f

Способ подготовки растворов переработки оят, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ подготовки растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов при подавлении действия комплексообразователей, состоит из введения в раствор...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490735
Дата охранного документа: 20.08.2013
27.09.2013
№216.012.70a0

Способ иммобилизации жидких высокорадиоактивных отходов в стеклокерамику

Изобретение относится к радиохимической технологии переработки жидких высокоактивных отходов. Способ иммобилизации ВАО в пористую стеклокерамическую матрицу, получаемую путем вспенивания расплава утилизированного лампового стекла. Иммобилизация и фиксация радионуклидов в пористую стеклокерамику...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002494483
Дата охранного документа: 27.09.2013
27.06.2014
№216.012.d9e7

Способ экстракционного разделения циркония и гафния

Изобретение относится к области гидрометаллургии циркония и гафния. Способ экстракционного разделения циркония и гафния включает суммарную экстракцию циркония и гафния из азотнокислого исходного раствора с использованием раствора трибутилфосфата в углеводородном разбавителе, их разделение при...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002521561
Дата охранного документа: 27.06.2014
20.07.2014
№216.012.ddb6

Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов (варианты)

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» Мо как генератора Тc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002522544
Дата охранного документа: 20.07.2014
27.09.2014
№216.012.f774

Способ подготовки карбидного оят к экстракционной переработке (варианты)

Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002529185
Дата охранного документа: 27.09.2014
10.11.2014
№216.013.03e6

Способ окислительного разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002532396
Дата охранного документа: 10.11.2014
27.12.2014
№216.013.15d5

Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002537013
Дата охранного документа: 27.12.2014
10.02.2015
№216.013.22b9

Способ переработки облученного ядерного топлива

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002540342
Дата охранного документа: 10.02.2015
Showing 1-10 of 34 items.
20.01.2013
№216.012.1de2

Способ регенерации деградировавшего оборотного экстрагента

Изобретение относится к области гидрометаллургии и водным методам переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) в части методов внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента, состоящего из нейтральных и/или кислых фосфорсодержащих соединений и углеводородного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002473144
Дата охранного документа: 20.01.2013
27.01.2013
№216.012.1eba

Способ изготовления стента для радиационной терапии злокачественных опухолей желчного протока

Изобретение относится к области ядерной медицинской техники и связано с разработкой способа изготовления полиэтиленовых и тефлоновых билиарных стентов, снабженных ралионуклидсодержащим сегментом и предназначенных для эндоскопической имплантации в желчный проток с целью осуществления...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002473367
Дата охранного документа: 27.01.2013
20.08.2013
№216.012.620f

Способ подготовки растворов переработки оят, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ подготовки растворов переработки ОЯТ, содержащих комплексообразующие вещества, для экстракционного извлечения многовалентных актинидов при подавлении действия комплексообразователей, состоит из введения в раствор...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490735
Дата охранного документа: 20.08.2013
27.09.2013
№216.012.70a0

Способ иммобилизации жидких высокорадиоактивных отходов в стеклокерамику

Изобретение относится к радиохимической технологии переработки жидких высокоактивных отходов. Способ иммобилизации ВАО в пористую стеклокерамическую матрицу, получаемую путем вспенивания расплава утилизированного лампового стекла. Иммобилизация и фиксация радионуклидов в пористую стеклокерамику...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002494483
Дата охранного документа: 27.09.2013
27.06.2014
№216.012.d9e7

Способ экстракционного разделения циркония и гафния

Изобретение относится к области гидрометаллургии циркония и гафния. Способ экстракционного разделения циркония и гафния включает суммарную экстракцию циркония и гафния из азотнокислого исходного раствора с использованием раствора трибутилфосфата в углеводородном разбавителе, их разделение при...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002521561
Дата охранного документа: 27.06.2014
20.07.2014
№216.012.ddb6

Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов (варианты)

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» Мо как генератора Тc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002522544
Дата охранного документа: 20.07.2014
27.09.2014
№216.012.f774

Способ подготовки карбидного оят к экстракционной переработке (варианты)

Заявленное изобретение относится к способу подготовки карбидного ОЯТ к экстракционной переработке. Заявленный способ включает подавление действия содержащихся в азотнокислом растворе карбидного топлива комплексообразующих лигандов путем их окисления азотной кислотой в присутствии катализатора,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002529185
Дата охранного документа: 27.09.2014
10.11.2014
№216.013.03e6

Способ окислительного разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002532396
Дата охранного документа: 10.11.2014
27.12.2014
№216.013.15d5

Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002537013
Дата охранного документа: 27.12.2014
10.02.2015
№216.013.22b9

Способ переработки облученного ядерного топлива

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002540342
Дата охранного документа: 10.02.2015
+ добавить свой РИД