×
10.07.2019
219.017.ae72

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для переработки облученного ядерного топлива. Способ переработки ОЯТ включает растворение топлива, экстракцию нитратов урана и актинидов нейтральными фосфорорганическими соединениями, растворенными в легкокипящем растворителе и реэкстракцию. Растворение и экстракцию проводят в две стадии: сначала растворение путем обработки облученного ядерного топлива диоксидом азота с добавлением стехиометрического количества воды для получения гидратированных нитратов уранила и актинидов, затем экстрагируют актиниды из полученного в результате первой стадии плава нитратов актинидов, проводят дополнительную очистку экстракта на неорганическом сорбенте, а затем осадительную реэкстракцию актинидов путем перевода нитратов урана и актинидов в оксалаты или карбонаты. В отдельную операцию выделен процесс растворения (обработка диоксидом азота), вследствие чего исключается потенциально опасный контакт органического экстрагента - ТБФ с азотной кислотой в присутствии нагретого за счет распада облученного топлива. На стадии экстракции уменьшается время контакта этих же компонентов, что также повышает безопасность проведения процесса. Использование осадительной реэкстракции позволяет проводить процесс непрерывно, т.к. регенерация экстрагента проходит при тех же условиях, что и экстракция. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для переработки облученного ядерного топлива.

Известны способы переработки облученного ядерного топлива с помощью водных способов - например, Пурекс - процесс и его модификации (В.М.Вдовенко, Современная радиохимия, М.: Атомиздат, 1969, с.459-468), где в качестве экстракционной смеси используются нейтральные фосфорорганические соединения (как правило, трибутилфосфат - ТБФ) в различных разбавителях. Недостатками способа является то, что при переработке облученного топлива образуется большое количество водных растворов. Так для переработки одной тонны облученного ядерного топлива (ОЯТ) необходимо не менее 2 м3 раствора азотной кислоты и дальнейшая переработка приводит к образованию еще 4-6 м3 водных радиоактивных отходов. Эти радиоактивные отходы в соответствии с современными требованиями должны быть переведены в твердую форму. Переработка отходов в форму, пригодную для длительного хранения, усложняет и удорожает общий процесс переработки.

Известны также «сухие» способы переработки облученного ядерною топлива, такие, как газофторидные и пирометаллургические. (В.М.Вдовенко, Современная радиохимия, М.: Атомиздат, 1969, с.468-482). К их недостаткам относится проведение процессов при высокой температуре.

Известны способы сверхкритической экстракции комплексов металлов с помощью углекислого газа в присутствии комплексонов, например трибутилфосфата (Y.Lin, R.D. Brauer, K.E.Laintz, C.M.Wai, Supercritical Fluid Extraction of Lanthanides and Actinides from Solid Materials with a Fluorinated β-Diketones, Anal. Chem., 1993, vol.65, p.2549-2551) или с помощью β-дикетонов / Y.Lin, C.M.Wai, F.M.Jean, R.D. Brauer, Supercritical Fluid Extraction of Thorium and Uranium Ions from Solid and Liquid Materials with Fluorinated β-Diketones and Tributyl Phosphate, Environ. Sci. Technol., 1994, vol.28, N 6, p.1190-1193. C.M.Wai, N.G.Smart, C.Phelps, Extraction metals directly from oxides. US Pat.5606724 A / Недостатком этих способов является использование большого избытка триалкилфосфатов для обеспечения полноты извлечения металла.

Наиболее близким к заявляемому способу является способ переработки облученного ядерного топлива с помощью раствора ТБФ, насыщенного азотной кислотой, в среде сверхкритического диоксида углерода [T.Shimada, S.Oguno, N.Ishihara, Y.Kosaka, Y.Mori A study on the technique of spent fuel reprocessing with supercritical fluid direct extraction method (Suprer DIREX method)// J. Of Nucl.Science and Techn., Suppl.3, p.757-760(2002)] - прототип.

По способу-прототипу облученное топливо обрабатывается раствором ТБФ, насыщенного азотной кислотой, в среде сверхкритического диоксида углерода. При этом двуокись урана растворяется, вступает в реакцию с азотной кислотой и образуется нитрат уранила, который, в свою очередь, экстрагируется трибутилфосфатом в среде диоксида углерода. Таким образом, процесс растворения и экстракции осуществляется одновременно. Металлы реэкстрагируются из органической фазы по существующей водной схеме.

Недостатком прототипа является использование раствора ТБФ, содержащего высокие концентрации азотной кислоты. Азотная кислота, особенно в органической фазе - сильный окислитель, и в контакте с облученным топливом, т.е. при повышенной температуре, всегда существует опасность местного перегрева, который инициирует процесс окисления ТБФ, что может привести к разложению экстрагента и даже к взрыву. Кроме того, для растворения всего количества урана необходимы большие объемы сверхкритического диоксида углерода, что, в свою очередь, приводит к увеличению размеров аппаратов и соответственно к удорожанию процесса.

Задачей предлагаемого изобретения является создание более компактной и более безопасной технологии по сравнению с прототипом.

Для решения поставленной задачи предлагается способ переработки ОЯТ, включающий растворение топлива, экстракцию нитратов урана и актинидов нейтральными фосфорорганическими соединениями, растворенными в легкокипящем растворителе и реэкстракцию. Способ отличается тем, что растворение и экстракцию проводят в две стадии. На первой стадии проводят растворение топлива путем обработки облученного ядерного топлива диоксидом азота с добавлением стехиометрического количества воды для получения гидратированных нитратов уранила и актинидов. Затем экстрагируют актиниды из полученного в результате первой стадии плава нитратов актинидов, проводят дополнительную очистку экстракта на неорганическом сорбенте, а затем осадительную реэкстракцию актинидов путем перевода нитратов урана и актинидов в оксалаты или карбонаты.

На чертеже показана схема процесса.

На первом этапе облученное топливо обрабатывается диоксидом азота с добавлением стехиометрического (из расчета получения гексагидрата уранил нитрата) количества воды. В этом процессе актиниды переходят в нитраты, а существенная часть продуктов деления остается в осадке. После удаления избытка газообразных оксидов азота и радиоактивных газов получается плав нитратов актинидов с небольшой концентрацией избыточной азотной кислоты (не более 0,1 моль кислоты на 1 моль урана).

На втором этапе при непрерывной экстракции оборотным ТБФ, растворенным в сверхкритическом диоксиде углерода или низкокипящем растворителе (например, во фторуглеводородном разбавителе) и непрерывном выводе экстракта в течение 2-х часов происходит извлечение до 99,9% урана, плутония и нептуния. После окончания экстракции остаток ОЯТ, содержащий продукты деления, промывается в течение 20 минут чистым растворителем, который также направляется на реэкстракцию урана, плутония и нептуния. В отличие от способа-прототипа экстракция проходит в отсутствие азотной кислоты и без окислов азота, что повышает безопасность проведения процесса - возможность местного перегрева и окисления практически исключена. Процесс идет гораздо быстрее, поскольку экстракция проходит из жидкой фазы. Следовательно, уменьшается объем аппарата, что резко уменьшает затраты.

В результате образуются два продукта:

1. Раствор сольватов нитратов урана, плутония и нептуния с ТБФ в растворителе, который поступает на реэкстракцию.

2. Остающийся сухой остаток, состоящий из нитратов и оксидов ПД.

По окончании процесса экстракции и промывки чистым растворителем последний откачивается из аппарата компрессором в ресивер (сборник) до остаточного давления 1 атм. После этого аппарат разгерметизируется и нерастворенный остаток, содержащий продукты деления (ПД), направляется на отверждение. Перевод окислов актинидов в нитраты известен, однако то, что большая часть продуктов деления остается нерастворенной, представляет собой неочевидный, однако весьма полезный факт. Нерастворившийся остаток, содержащий значительную часть активных нуклидов, удается отделить на первой стадии, что резко снижает радиационную нагрузку на экстрагент.

На третьем этапе полученный в результате экстракции раствор сольватов нитратов уранила, плутония и нептуния с ТБФ подается компрессором в сорбционную колонну для дополнительной очистки экстракта от Cs, Sr, РЗЭ и ТПЭ. В качестве сорбента может использоваться, например, пористый оксид циркония в смеси с силикагелем. Отработанный поглотитель направляется на отверждение вместе с ПД с первой стадии. Неорганические сорбенты для очистки суб- и сверхкритических сред ранее не применялись.

На четвертом этапе очищенный экстракт направляется в колонну твердофазной реэкстракции Pu, Np и U. Реэкстракцию проводят на щавелевой кислоте или карбонате аммония при перемешивании. Полученный оксалат или карбонат, содержащий до 99,9% исходного урана, плутония и нептуния, промывается растворителем. Данный продукт направляется на термообработку для получения твердого раствора диоксидов урана, плутония и нептуния для последующего хранения.

Таким образом, в результате предлагаемого способа облученное топливо разделяется на твердую смесь оксидов актинидов и твердые отходы - продукты деления. Оксиды актинидов содержат менее 0,1% продуктов деления, а твердые отходы - менее 0,1% актинидов (урана, плутония, нептуния).

По сравнению со способом-прототипом в отдельную операцию выделен процесс растворения (обработка диоксидом азота), вследствие чего исключается потенциально опасный контакт органического экстрагента - ТБФ с азотной кислотой в присутствии нагретого за счет распада облученного топлива. На стадии экстракции уменьшается время контакта этих же компонентов, что дополнительно повышает безопасность проведения процесса. Использование осадительной реэкстракции позволяет проводить процесс непрерывно, т.к. регенерация экстрагента проходит при тех же условиях, что и экстракция.

Следующие примеры иллюстрируют возможности применения данного способа.

Пример 1 (прототип)

Имитатор топлива ВВЭР-1000, окисленного до U3O8, обрабатывали раствором ТБФ-HNO3 в сверхкритическом диоксиде углерода при 120 атм и 40°С. При мольном соотношении U:ТБФ=1:6, за три часа было проэкстрагировано 14% урана с коэффициентами очистки от стронция 620, от неодима 140, от церия 2000.

Пример 2 (прототип)

Фрагменты таблеток облученного топлива ВВЭР после трехлетней выдержки обрабатывали раствором ТБФ-HNO3 в сверхкритическом диоксиде углерода при 300 атм и 60°С. При мольном соотношении U:ТБФ=1:18, за три часа было проэкстрагировано 98% урана с коэффициентами очистки от цезия 320, от европия -140, от америция - 180.

Пример 3

Имитатор облученного топлива ВВЭР-1000 после трехлетней выдержки обрабатывали расчетными количествами жидкого диоксида азота и воды, взятыми в мольном соотношении NO2/UO2=8/1 и H2O/UO2=6/1 при температуре 105°С в течение 4 часов.

После удаления парогазовой фазы и охлаждения до температуры 25°С проводили экстракцию раствором 12% ТБФ в жидком диоксиде углерода, при мольном соотношении U:ТБФ=1:6. За три часа извлечение урана и актинидов составило 98%. Нерастворенный остаток, содержащий 95% активности продуктов деления, направляется на отверждение.

Экстракт, содержащий уран и актиниды, пропускали через неорганический сорбент. При этом коэффициент дополнительной очистки составил от цезия - 800, от европия и америция - 430. Общий коэффициент очистки от гамма-активности составил более 8000.

Экстракт, содержащий уран и актиниды, пропускали через слой карбоната аммония для реэкстракции и регенерации экстрагента. После регенерации экстрагент возвращали на стадию экстракции.

Полученный карбонат актинидов термически разлагается по известному способу до оксидов актинидов.

Пример 4

Фрагменты таблетки облученного ядерного топлива РБМК после трехлетней выдержки обрабатывали расчетными количествами жидкого диоксида азота и воды, взятыми в мольном соотношении NO2/UO2=8/1 и Н2О/UO2=6/1 при температуре 105°С в течение 4 часов.

После удаления парогазовой фазы и охлаждения проводили экстракцию раствором 30% ТБФ в сверхкритическом диоксиде углерода при 300 атм и 60°С. При этом извлечение урана и актинидов составляло 99% при мольном соотношении U:ТБФ=1:6.

Экстракт, содержащий уран и актиниды, пропускали через слой смеси оксида циркония и силикагеля для дополнительной очистки от взвесей. После пропускания через слой сорбента в экстракте осталось менее 0, 05% исходной активности цезия (коэффициент очистки 2000) и 0,03% исходной активности америция (коэффициент очистки 3000). После очистки экстракт, растворенный в сверхкритическом диоксиде углерода, пропускали через слой щавелевой кислоты для реэкстракции и регенерации экстрагента. В процессе реэкстракции извлечено 99,9% экстрагированного урана и 99,5% экстрагированных плутония и нептуния. После регенерации экстрагент возвращали на стадию экстракции.

Полученный оксалат урана и актинидов термически разлагается по известному способу до оксидов актинидов.

Пример 5

Фрагменты таблетки облученного ядерного топлива РБМК после трехлетней выдержки обрабатывали расчетными количествами жидкого диоксида азота и воды, взятыми в мольном соотношении NO2/UO2=8/1 и H2O/UO2=6/1 при температуре 105°С в течение 4 часов.

После удаления парогазовой фазы и охлаждения проводили экстракцию раствором 30%ТБФ в жидком фреоне-125 при 30 атм и 60°С. При этом извлечение урана и нептуния и плутония составляло 99,9%.

Экстракт, содержащий уран и актиниды, пропускали через слой смеси оксида циркония и силикагеля для дополнительной очистки от взвесей. После пропускания через слой сорбента в экстракте, растворенном в жидком фреоне-125, осталось менее 0, 03% исходной активности цезия (коэффициент очистки 3300), и 0,03% исходной активности америция (коэффициент очистки 3300) и 0,02% исходной активности европия (коэффициент очистки более 3000). После очистки экстракт, растворенный в жидком фреоне-125, пропускали через слой щавелевой кислоты для реэкстракции и регенерации экстрагента. В процессе реэкстракции извлечено 99,5% экстрагированного урана и 99,7% экстрагированных плутония и нептуния. После регенерации экстрагент возвращали на стадию экстракции.

Полученный оксалат урана и актинидов термически разлагается по известному способу до оксидов актинидов.

Приведенные примеры показывают, что возможно извлечение актинидов и их отделение от продуктов деления с коэффициентами не менее 1000 по приведенному способу. В сравнении с прототипом способ ускоряет и делает более безопасным процесс растворения и экстракции, приводит к сокращению суммарного объема аппаратов при той же производительности, что и прототип. Это дает существенный выигрыш в экономической эффективности, т.к. в радиохимических процессах основные затраты связаны с объемом капитального строительства.

Источник поступления информации: Роспатент

Showing 1-10 of 40 items.
20.02.2019
№219.016.c034

Способ автоматической сортировки грунтов, зараженных радиоактивными нуклидами, и устройство для его осуществления

Изобретение относится к области обращения твердых радиоактивных отходов. Способ автоматической сортировки грунтов, зараженных радионуклидами, заключается в том, что мелкие классы грунта крупностью менее 20-30 мм подают на ленту сепаратора в виде сплошного потока, который проходит вместе с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002339463
Дата охранного документа: 27.11.2008
01.03.2019
№219.016.c9b6

Устройство для формирования установочного импульса

Изобретение относится к области автоматики и импульсной техники и может быть использовано для формирования импульсов. Достигаемый технический результат - формирование установочного импульса гарантированной длительности при подаче на шину питания напряжения с любой длительностью фронта...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002296419
Дата охранного документа: 27.03.2007
01.03.2019
№219.016.cc3f

Способ управления электромагнитным приводом

Изобретение относится к машиностроению, в частности к электромагнитным приводам, и предназначено для использования в магистральных трубопроводах. Способ управления электромагнитным приводом заключается в удержании привода в исходном положении с помощью упругого элемента. Для перевода привода в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002352846
Дата охранного документа: 20.04.2009
11.03.2019
№219.016.d626

Способ изготовления тонкопленочных резисторов

Изобретение относится к электронной технике и может быть использовано для производства микроэлектронных устройств и дискретных элементов. Технический результат: повышение выхода годных резисторов по параметрам точности за счет уменьшения влияния неконтролируемых дестабилизирующих факторов в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002270490
Дата охранного документа: 20.02.2006
11.03.2019
№219.016.d718

Сверхвысокочастотный генератор на основе виртуального катода с радиальным пучком

Область техники - генерирование электромагнитных волн. Может быть использовано при создании генераторов мощного сверхвысокочастотного (СВЧ) излучения. СВЧ-генератор на основе виртуального катода с радиальным пучком содержит вакуумную камеру, в корпусе которой, коаксиально, без контакта между...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002297688
Дата охранного документа: 20.04.2007
10.04.2019
№219.016.ffe4

Способ изготовления композитных проводов

Изобретение относится к области электротехники и может быть использовано в устройствах, предназначенных для работы при температурах жидкого гелия. Техническая задача настоящего изобретения заключается в обеспечении горячего уплотнения композитной заготовки перед экструзией, не связанного с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002285966
Дата охранного документа: 20.10.2006
10.04.2019
№219.017.03da

Способ определения концентрации электронов в плазменных устройствах

Изобретение относится к области диагностики плазмы и может быть использовано для измерения электронной концентрации плазменных образований различной геометрии в широком диапазоне исследуемых параметров. Способ определения концентрации электронов в плазменных устройствах включает установку зонда...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002351101
Дата охранного документа: 27.03.2009
19.04.2019
№219.017.2c5b

Пассивный пробоотборник

Изобретение может быть использовано при экологическом мониторинге природных и сточных вод для оценки качества окружающей среды. Пассивный пробоотборник содержит контейнер с открытой верхней частью, крышку с отверстием, съемно соединенную с открытой частью контейнера, и пробоотборный узел....
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002287144
Дата охранного документа: 10.11.2006
19.04.2019
№219.017.2ca0

Способ имитации свойств плутония

Изобретение относится к области моделирования процессов диспергирования плутония при аварийном взрыве объектов и распространения его аэрозолей в атмосфере и может быть использовано для прогнозирования масштабов радиоактивного загрязнения местности при авариях. Способ имитации свойств плутония...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002298850
Дата охранного документа: 10.05.2007
19.04.2019
№219.017.2cca

Устройство для многоканальной сигнализации

Изобретение относится к технике автоматической сигнализации, его использование позволяет осуществить расширение функциональных возможностей устройства. Устройство для многоканальной сигнализации содержит ячейки (1) сигнализации, блок (2) управления, формирователь (3) сигналов самоконтроля, блок...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002297672
Дата охранного документа: 20.04.2007
Showing 1-10 of 105 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
10.02.2013
№216.012.24b1

Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474895
Дата охранного документа: 10.02.2013
10.02.2013
№216.012.24b4

Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности. Способ переработки оксалатных маточных растворов радиохимического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474898
Дата охранного документа: 10.02.2013
10.02.2013
№216.012.24b6

Способ отбора проб радиоактивного осадка из емкостей-хранилищ и устройство для его осуществления

Группа изобретений относится к атомной промышленности и предназначена для отбора проб осадка высокого уровня активности из емкостей-хранилищ радиоактивных отходов радиохимических производств. Способ отбора проб радиоактивного осадка из емкостей-хранилищ включает бескерновое бурение скважины,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474900
Дата охранного документа: 10.02.2013
20.08.2013
№216.012.6002

Способ переработки азотнокислого раствора регенерированного урана с очисткой от технеция

Изобретение относится к способам экстракционной переработки регенерированного урана с целью очистки от технеция-99, являющегося бета-активным излучателем. Способ переработки азотнокислого раствора регенерированного урана включает экстракцию урана(VI) трибутилфосфатом в органическом разбавителе,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002490210
Дата охранного документа: 20.08.2013
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
10.09.2013
№216.012.6909

Способ переработки отработавших фильтров на основе ткани петрянова

Изобретение относится к области переработки отходов радиохимической промышленности и, в частности, к способам утилизации фильтрующих материалов. Способ переработки отработавших фильтров на основе ткани Петрянова включает их контактирование с органической жидкостью, растворяющей материал...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002492536
Дата охранного документа: 10.09.2013
27.09.2013
№216.012.709c

Способ получения твердых растворов оксидов актинидов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO и PuO, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Азотнокислый раствор нитратов актинидов смешивается с раствором муравьиной кислоты,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002494479
Дата охранного документа: 27.09.2013
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
+ добавить свой РИД