×
20.04.2023
223.018.4dbf

Результат интеллектуальной деятельности: ЭКСТРАКЦИОННЫЙ СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ УРАНСОДЕРЖАЩИХ РАСТВОРОВ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к экстракционной переработке урансодержащих растворов и может быть использовано в технологии переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций, а также различных урансодержащих растворов, в том числе оборотных материалов. Способ переработки включает экстракцию урана из урансодержащих растворов органическим раствором трибутилфосфата в инертном разбавителе, промывку экстракта азотнокислым раствором. Реэкстракцию урана выполняют водным раствором 1,0-2,5 моль/л глицина и 0,03-0,07 моль/л азотной кислоты. Изобретение позволяет снизить потери урана с оборотным экстрагентом, повысить технологическую устойчивость процесса и возможность утилизации маточных растворов после осаждения урана из реэкстрактов. 1 з.п. ф-лы, 4 табл.

Изобретение относится к экстракционной переработке урансодержащих растворов и может быть использовано в технологии переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций (преимущественно), а также различных урансодержащих растворов, в том числе оборотных материалов.

Во всех случаях экстракционный цикл переработки завершается операцией реэкстракции урана из органической фазы (раствор трибутилфосфата, ТБФ) в разбавителе) в водную фазу.

Реэкстракцию, как правило, осуществляют слабым (0,05-0,07 моль/л) раствором азотной кислоты при температуре ~ 60°С (Громов Б.В., Савельева В.И., Шевченко В.Б. Химическая технология облученного ядерного топлива. М. Энергоатомиздат, 1983, с. 351). Особенности изотермы распределения урана в указанных условиях не позволяют получить реэкстракты с содержанием урана более 100 г/л, что требует значительных энергозатрат на упаривание реэкстракта.

Существенно более высокие концентрации урана достигаются в процессах реэкстракции урана с применением реагентных реэкстрагентов. Наиболее концентрированные реэкстракты, более 300 г/л по урану, получены при использовании в качестве реэкстрагента растворов карбамида, 60-400 г/л, в определенных условиях, регламентирующих взаимосвязь таких параметров процесса реэкстракции как температура, содержание урана в экстракте, содержание азотной кислоты в экстракте, содержание карбамида в реэкстрагенте и соотношение потоков органической и водной фаз (Патент РФ №2 170 964 С1, опубл. 20.07.2001).

По поставленной задаче и технической сущности этот способ наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

Анализ способа-прототипа выявил ряд его существенных недостатков.

1. Даже при проведении процесса реэкстракции в регламентных параметрах остаточное содержание урана в оборотном экстрагенте составляет в среднем 20 мг/л. На операции содовой регенерации происходит концентрирование урана в 10-12 раз, что создает проблемы при утилизации регенерата.

2. Незначительные отклонения от регламентных параметров, неизбежные в реальных производственных условиях, приводят (цитируем описание изобретения к патенту) «… к резкому увеличению содержания урана в оборотном экстрагенте, уменьшению содержания урана в реэкстрактах, увеличению содержания урана в карбонатных промывных растворах, что может привести к образованию в них осадков карбонатных соединений урана».

3. При осаждении полиуранатов аммония из карбамидных реэкстрактов, а это единственный вариант их переработки (Патент РФ №2 114 469 С1, опубл. 27.06.1998), образуется маточный раствор с общим солесодержанием (карбамид + нитрат аммония) до 500 г/л. Технология утилизации такого продукта отсутствует.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является снижение потерь урана с оборотным экстрагентом, повышение технологической устойчивости процесса и возможность утилизации маточных растворов после осаждения урана из реэкстрактов.

Результат достигается в способе переработки урансодержащих растворов, включающем экстракцию урана, промывку экстракта и реэкстракцию урана, при этом реэкстракцию осуществляют водным раствором аминокислоты (глицина).

Реэкстрагирующий раствор содержит 1,0-2,5 моль/л глицина в зависимости от требуемой степени концентрирования урана.

Дополнительно реэкстрагирующий раствор содержит 0,03-0,07 моль/л азотной кислоты.

Реэкстракцию проводят при температуре 25-60°С.

Эффективность применения водных растворов глицина, NH2CH2COOH в качестве реэкстрагентов урана из трибутилфосфатных экстрактов определяется комплексообразованием уранила с карбоксильной группой и связыванием образующейся азотной кислоты аминогруппой молекулы глицина.

Ввод в реэкстрагирующий раствор малых количеств азотной кислоты препятствует появлению в оборотном экстрагенте урана, связанного с дибутилфосфорной кислотой, присутствующей в незначительных количествах в реальных растворах ТБФ.

Из глицинсодержащего реэкстракта осаждают пероксид урана или (при добавлении плутония) пероксид урана-плутония, глицин в маточном растворе разлагают до остаточного содержания не более 10 мг/л, что позволяет утилизировать маточный раствор в штатном режиме переработки жидкого радиоактивного отхода среднего уровня активности (Патент РФ №2 638 543 С1, опубл. 14.12.2017).

Предлагаемый способ был проверен на установке из 10 малогабаритных смесительно-отстойных экстракторов с пульсационным перемешиванием и транспортировкой потоков. Входные потоки (экстракт и реэкстрагент) при необходимости перед входом на установку подогревались в теплообменниках.

Для всех экспериментов был использован 30% раствор в изопаре М и приготовлен экстракт с содержанием урана 90 г/л и азотной кислоты 8 г/л. Экстракт содержал 10 мг/л дибутилфосфорной кислоты.

В предварительных экспериментах было установлено, что стационарный режим в блоке при выбранных расходах потоков устанавливается за ~ 4 часа.

Пример 1. Состав реэкстрагирующего раствора: глицин 1,5 моль/л, азотная кислота 3,2 г/л, расход 69 мл/ч. Расход экстракта 200 мл/час.

Стационарный режим блока контролировался по постоянству состава реэкстракта.

В табл. 1 приведены данные по содержанию урана и азотной кислоты в равновесных фазах на ступенях блока. Вход экстракта - в ступень 1, вход реэкстрагента - в ступень 10.

Расход реэкстракта превышал расход реэкстрагента на 9,3%, расход оборотного экстрагента был ниже расхода экстракта на 9%. Эти изменения связаны с массопереносом урана в водную фазу.

Пример 2. Состав реэкстрагирующего раствора: глицин 2,5 моль/л, азотная кислота 3,2 г/л, расход 54 мл/ч. Остальные условия эксперимента без изменений.

Данные по содержанию урана и азотной кислоты в равновесных фазах на ступенях блока приведены в табл. 2.

Пример 3. Состав реэкстрагирующего раствора такой же, как в примере 1, расход 54,8 мл/ч. Состав и расход экстракта те же, что и в примерах 1 и 2.

Входные потоки (экстракт и реэкстрагент) перед подачей в блок подогревались до 50°С.

Данные по содержанию урана и азотной кислоты в равновесных фазах на ступенях блока приведены в табл. 3.

Пример 4. Состав реэкстрагирующего раствора такой же, как в примере 2, расход 40,4 мл/ч. Температура рабочей среды -50°С.

Состав и расход экстракта без изменений.

Данные по содержанию урана и азотной кислоты в равновесных фазах на ступенях блока приведены в табл. 4.

Из реэкстракта (пример 4) был осажден пероксид урана, маточный раствор был откорректирован по составу, после чего направлен на операцию разрушения глицина с использованием цирконий-платинового катализатора (см. ссылку 4). Остаточное содержание глицина составило 8,5 мг/л.

Сопоставление технологических показателей способа-прототипа и предлагаемого способа демонстрирует существенные преимущества предлагаемого способа:

- содержание урана в оборотном экстрагенте в предлагаемом способе в ~ 20 раз ниже, что снимает проблему переработки содовых регенератов;

- в процессе реэкстракции по предлагаемому способу в блоке реэкстракции формируется безурановая зона, что существенно повышает технологическую устойчивость процесса (сдвиг уранового фронта при флуктуациях расходов потоков и возврат безурановой зоны к стационарному состоянию при стабилизации процесса);

- При осадительной переработке реэкстрактов урана, полученных по предлагаемому способу, маточные растворы утилизируются в штатном режиме переработки жидких радиоактивных отходов среднего уровня активности.

Источник поступления информации: Роспатент

Showing 41-50 of 62 items.
12.10.2019
№219.017.d527

Устройство вихревого размола смешанного ядерного топлива

Изобретение относится к ядерной технике. Устройство содержит аппарат вихревого слоя ABC-150 с индуктором, механизм колебаний, контейнер с титановым стаканом с размещенными в стакане роликами и сепаратором и привод перемещения контейнера. К дну механизма колебаний прикреплен стакан, размещенный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002702621
Дата охранного документа: 09.10.2019
30.10.2019
№219.017.dbe5

Способ радиационного обследования искусственных водоёмов

Изобретение относится к области радиометрии. Способ радиационного обследования искусственных водоемов содержит этапы, на которых выбирают малоразмерный беспилотный летательный аппарат, содержащий устройство детектирования мощности дозы гамма-излучения, с помощью которого сканируют выбранный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002704329
Дата охранного документа: 28.10.2019
30.10.2019
№219.017.dbe6

Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства мокс-топлива

Изобретение относится к способам переработки некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива до процесса спекания. Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива включает раздельное растворение урана и плутония. Некондиционный материал...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002704310
Дата охранного документа: 28.10.2019
24.11.2019
№219.017.e5c0

Способ получения тетракис-(трифторфосфина) изотопно-обогащенного никеля

Изобретение относится к области получения фторфосфиновых соединений никеля, в частности к способу получения тетракис-(трифторфосфина) изотопно-обогащенного никеля, и может быть использовано в технологии получения бета-вольтаических источников тока. Способ проводят в две стадии c возможностью...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002707035
Дата охранного документа: 21.11.2019
13.12.2019
№219.017.ed65

Способ контроля уплотнения сыпучего материала при создании барьеров безопасности в пункте размещения радиоактивных отходов

Изобретение относится к технологии исследования прочностных свойств твердых материалов путем приложения повторяющихся или пульсирующих усилий и может быть использовано для определения областей образования пустот и величины плотности глиносодержащего барьерного материала при создании барьеров...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002708702
Дата охранного документа: 11.12.2019
24.12.2019
№219.017.f192

Способ переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов

Изобретение относится к области ядерной энергетики. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов включает их нейтрализацию. Фракционирование ТПЭ и РЗЭ с выведением цезиево-стронциевой фракции, последующую экстракцию урана, плутония, нептуния,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002709826
Дата охранного документа: 23.12.2019
21.01.2020
№220.017.f7a6

Устройство для дистанционной резки металлоконструкций выводимых из эксплуатации ядерных реакторов

Изобретение относится к устройству для дистанционной резки металлоконструкций выводимых из эксплуатации ядерных реакторов. Техническим результатом изобретения является возможность эффективного создания проходок в удаленных друг от друга радиационно загрязненных металлоконструкциях ядерного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002711285
Дата охранного документа: 16.01.2020
06.02.2020
№220.017.ffb2

Устройство снаряжения тепловыделяющего элемента

Изобретение относится к ядерной технике. Устройство снаряжения тепловыделяющего элемента (твэла) соединено каналом загрузки оболочек с передающим устройством оболочек. Оси каналов загрузки оболочек и выгрузки снаряженного твэла расположены на концах горизонтального диаметра окружности вращения...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002713220
Дата охранного документа: 04.02.2020
09.02.2020
№220.018.011f

Способ бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов

Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов, а именно к технологии создания барьеров безопасности в пунктах захоронения радиоактивных отходов. Cпособ бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации уран-графитовых...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002713742
Дата охранного документа: 07.02.2020
09.02.2020
№220.018.0125

Способ кондиционирования иловых отложений бассейнов выдержки

Изобретение относится к технологии обработки материалов с радиоактивным заражением. Способ кондиционирования иловых отложений бассейнов выдержки включает дозирование порций компонентов цементного компаунда в контейнер, перемешивание цементного компаунда с помощью мешалки, которая приводится во...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002713734
Дата охранного документа: 07.02.2020
Showing 41-47 of 47 items.
09.03.2020
№220.018.0aa3

Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива

Изобретение относится к процессам растворения облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к растворению волоксидированного топлива, состоящего из высокодисперсных частиц. Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива включает загрузку волоксидированного ОЯТ в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002716150
Дата охранного документа: 06.03.2020
01.07.2020
№220.018.2d71

Способ получения раствора азотнокислой соли четырехвалентного плутония

Изобретение относится к гидрометаллургическим методам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности изобретение может быть использовано для стабилизации плутония(IV) в азотнокислых растворах при разделении актинидных элементов экстракционными способами. Cпособ получения раствора...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002724971
Дата охранного документа: 29.06.2020
01.07.2020
№220.018.2d95

Смотровое окно для радиационно-защитных камер производства смешанного уран-плутониевого топлива

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к оборудованию, применяемому при производстве смешанного уран-плутониевого топлива, а именно к устройству смотровых окон для радиационно-защитных камер, и предназначено для защиты персонала от смешанного (гамма и нейтронного)...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002724977
Дата охранного документа: 29.06.2020
06.07.2020
№220.018.2f77

Способ очистки регенерированной азотной кислоты от радиорутения

Изобретение относится к области переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), в частности к процессам переработки азотнокислых растворов. Способ очистки регенерированной азотной кислоты от радиорутения включает выпаривание из рутенийсодержащего раствора азотной кислоты в испарителе,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002725612
Дата охранного документа: 03.07.2020
23.07.2020
№220.018.3572

Фильтр насыпной для осветления суспензий

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Устройство для осветления суспензий фильтрованием содержит вертикальный корпус с равноплотной и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002727126
Дата охранного документа: 20.07.2020
24.07.2020
№220.018.36ec

Способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива. Уран, плутоний и сопутствующие элементы экстрагируют из азотнокислого раствора, промывают экстракт, реэкстрагируют плутоний с частью урана, отмывают урановый экстракт от остатков плутония, нептуния и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002727140
Дата охранного документа: 21.07.2020
15.05.2023
№223.018.5af2

Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах (варианты)

Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способам разделения нептуния и плутония экстракционными методами при переработке отработавшего ядерного топлива. Способ включает обработку исходного раствора, содержащего плутоний, нептуний реагентом-восстановителем, который...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002765790
Дата охранного документа: 03.02.2022
+ добавить свой РИД