×
20.04.2014
216.012.b8d0

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ УРАНА И ПЛУТОНИЯ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологической схеме переработки ОЯТ. В заявленном изобретении извлечение урана и плутония в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе проводят в две последовательные стадии, первую из которых проводят в запредельном режиме, и образующийся при этом водный поток, содержащий от 15% до 50% суммы извлекаемых элементов, на второй стадии обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в режиме полного извлечения элементов. Органические потоки, полученные после первой обработки и после второй обработки, объединяют и объединенный поток направляют на последующие операции. Техническим результатом является достижение более высоких коэффициентов очистки целевых компонентов от продуктов деления и сокращение объема радиоактивных отходов. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к радиохимической переработке ОЯТ, и может быть использовано в технологических схемах переработки ядерного горючего.

Известны способы переработки ОЯТ водными методами, где в качестве экстракционной смеси применяют нейтральные фосфорорганические соединения (преимущественно ТБФ) в инертном разбавителе (Вдовенко В.М. Современная радиохимия, Атомиздат, 1969, с.459-468). Указанный процесс включает операции растворения топлива, экстракции целевых компонентов из азотнокислых растворов, разделение урана, плутония и нептуния с получением промежуточных и/или товарных форм.

Основные задачи по очистке целевых компонентов (урана и плутония) от сопутствующих примесей (продуктов деления) решаются в рамках первого экстракционного цикла, где головной блок представляет собой экстракционно-промывной каскад, в котором совмещены операции головной экстракции и промывки получаемого экстракта целевых материалов растворами азотной кислоты различной концентрации (Громов Б.В., Савельева В.И., Шевченко В.Б. Химическая технология облученного ядерного топлива. М.: Энергоатомиздат, 1983, с.159-164).

Данный способ организации работы головного экстракционно-промывного каскада выбран нами в качестве прототипа.

Основными недостатками такого способа являются:

- отработавшие промывные растворы подсоединяются к потоку питания для доизвлечения урана и плутония, тем самым заметно увеличивая объем высокоактивного рафината, что, в свою очередь, приводит к увеличению затрат на переработку последнего;

- в зоне экстракции (ступень подачи исходного раствора питания - ступень подачи оборотного экстрагента), включающей, как правило, 6-8 ступеней, извлечение основного количества урана и плутония проходит на 3-4 ступенях по ходу водной фазы, а в остальных водная фаза (практически рафинат) контактирует с оборотным экстрагентом. Т.е. здесь проходит заметная экстракция продуктов деления и стабильных примесей, что, в конечном счете, снижает очистку от них целевых элементов, извлекаемых в экстракт;

- переработка исходных водных растворов с концентрацией урана 400 г/л и более за счет неизбежного увеличения соотношения О:В вызывает «горбление» (накопление) азотной кислоты в водной фазе головных ступеней. Такой профиль распределения кислоты в ступенях блока экстракции, во-первых, способствует повышению экстрагируемости продуктов деления и стабильных примесей и, соответственно, снижению степени очистки урана и, во вторых, повышению концентрации азотной кислоты в экстракте, что в дальнейшем усложняет условия проведения операции разделения плутония и урана. Также этот факт может привести к снижению концентрации кислоты в рафинате менее 0,5 моль/л, что, в свою очередь, может стать причиной полимеризации плутония и образования плутонийсодержащих осадков.

Устранение последнего недостатка возможно только за счет увеличения объема промывных растворов, т.е. неизбежного увеличения объема рафината.

Целью настоящего изобретения является:

- значительное сокращение объема высокоактивного рафината первого цикла и, соответственно, затрат на его переработку;

- увеличение степени очистки целевых компонентов от радиоактивных продуктов деления и стабильных примесей;

- поддержание концентрации азотной кислоты в экстракте и в рафинате на технологически приемлемом уровне.

Поставленная задача решается тем, что в способе экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора, полученного при растворении облученного ядерного топлива (потока питания), включающем многоступенчатую противоточную обработку водного раствора органическим потоком, как правило, 30% раствором трибутилфосфата в инертном разбавителе, поток питания, содержащий не менее 400 г/л по сумме извлекаемых элементов, в начале обрабатывают оборотным экстрагентом на ограниченном количестве экстракционных ступеней, вплоть до одной, в запредельном режиме с выполнением условия Vо·Cо=(0,5÷0,85)·Vв·Cв, где

Vо - величина органического потока;

Cо - предельно достижимая концентрация суммы извлекаемых элементов в этом потоке (емкость экстрагента);

Vв - величина водного потока;

Cв - концентрация извлекаемых элементов в этом потоке.

После чего водный поток (промежуточный рафинат), содержащий от 15% до 50% суммы извлекаемых элементов обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в допредельном режиме (режим полного извлечения) с выполнением условия

, где

- величина дополнительного органического потока;

- концентрация извлекаемых элементов в потоке питания после первой обработки оборотным экстрагентом. Первую обработку потока питания оборотным экстрагентом осуществляют при температуре не ниже 60°C, а вторую обработку при температуре не ниже 45°C. Далее органические потоки, полученные после первой обработки и после второй обработки (экстракты), объединяют и объединенный поток направляют на последующие операции.

Необходимо указать, что при первоначальной обработке потока питания оборотным экстрагентом происходит извлечение от 50 до 85% урана и плутония из раствора ОЯТ с концентрацией извлекаемых компонентов до 1000 г/л. При этом объем промежуточного рафината сокращается тем больше, чем выше концентрация извлекаемых элементов в исходном растворе (потоке питания). Например, при концентрации урана и плутония 1000 г/л объем промежуточного рафината сокращается на 35-40%. Обработку промежуточного рафината дополнительным потоком оборотного экстрагента в допредельном режиме (режиме полного извлечения) проводят при соотношении потоков органической и водной фаз меньшем, чем в способе-прототипе, что позволяет снизить экстрагируемость продуктов деления и стабильных примесей. Кроме того, указанную обработку проводят в аппаратах с меньшими массогабаритными характеристиками, что существенно снижает производственные затраты.

Заявляемый вариант способа проверен на лабораторном экстракционном стенде.

Для доказательства более высокой эффективности предлагаемого способа по сравнению со способом-прототипом провели проверку обоих способов на 10-ти ступенчатом блоке экстракторов смесителей-отстойников с использованием в качестве экстрагента 30% ТБФ в углеводородном разбавителе.

В примерах 1 и 2 использовали исходный водный продукт (поток питания) следующего состава:

уран - 400 г/л;

плутоний - 4 г/л;

азотная кислота - 120 г/л;

МЭД - 0,2 мкР/л·с.

Гамма-спектрометрический состав, Бк/л:

цезий - 137-4,6·107; европий - 155-1,2·106; церий - 144-3,5·108; рутений - 106-5,9·107; цирконий - 95-7,1·106; ниобий - 95-2,6·107; протактиний - 234m-3,5·106.

Пример 1. Этот пример относится к способу-прототипу.

Соотношение расходов исходного продукта, оборотного экстрагента и промывного раствора (0,5 моль/л HNO3) составляло 1:4:0,4.

Распределение компонентов в технологических продуктах в экстракционной схеме извлечения урана и плутония по способу-прототипу представлено в таблице 1.

Таблица 1
Распределение компонентов в технологических продуктах в экстракционной схеме по способу-прототипу
Продукт U, г/л Pu, г/л МЭД, мкР/л·с HNO3, г/л Zr95 Nb95 Ru106 Cs137 Ce144 Eu155 Pa234m
Активность, Бк/л
Поток питания 400 4,0 0,2 120 7,1·106 2,6·107 5,9·107 4,6·107 3,5·108 1,2·106 3,5·106
Рафинат <0,01 5·10-3 0,14 86 5,1·106 1,9·107 4,2·107 3,3·107 2,5·108 8,6·105 2,5·106
Экстракт 94 0,94 4·10-4 4,3 6,2·104 8,7·103 2,0·105 <2·102 <1·103 <6·102 7,5·105

Степень извлечения урана и плутония, рассчитанная по их содержанию в рафинате, составила более 99,9% и 99,83% соответственно.

Суммарный коэффициент очистки урана от продуктов деления составил 115, в том числе: от рутения - 70; от циркония - 27; от ниобия - 700; от протактиния - 1,1. Церий, европий, цезий практически нацело выходят с рафинатом.

Пример 2.

В примере 2 приводятся результаты испытаний заявляемого способа.

Операцию начальной обработки потока питания оборотным экстрагентом в запредельном режиме проводили в первой ступени блока смесителей-отстойников при соотношении потоков органической и водной фаз, равном 1,7:1, при температуре 60°C. Промежуточный рафинат обрабатывали дополнительным потоком оборотного экстрагента в допредельном режиме (режиме полного извлечения) при температуре 45°C. Соотношение расходов промежуточный рафинат, оборотный экстрагент и промывной раствор составляло 1:2:0,2.

Распределение компонентов на операции начальной обработки потока питания представлено в табл.2.

Таблица 2
Распределение компонентов в технологических продуктах в экстракционной схеме по заявляемому способу
Продукт U, г/л Pu, г/л МЭД, мкР/л·с HNO3, г/л Zr95 Nb95 Ru106 Cs137 Ce144 Eu155 Pa234m
Активность, Бк/л
Поток питания 400 4,0 0,2 120 7,1·106 2,6·107 5,9·107 4,6·107 3,5·108 1,2·106 3,5·106
Промеж. рафинат 190 1,95 0,22 118 1,0·107 2,8·107 6,4·107 4,8·107 3,7·108 1,3·106 3,7·106
Экстракт 1 118 1,05 9,4·10-5 2,6 6,2·104 8,7·103 1,6·104 <2·102 <1·103 <6·102 1,0·105
Рафинат <0,1 4·10-3 0,16 94 7,1·106 2,5·107 5,9·107 4,3·107 3,4·108 1,0·105 2,6·106
Экстракт 2 94 0,95 3,3·10-4 3,5 6,0·104 1,6·103 3,7·105 <2·102 <1·103 <6·102 3,1·105

Степень извлечения урана и плутония на операции начальной обработки потока питания оборотным экстрагентом в запредельном режиме, рассчитанная по их содержанию в промежуточном рафинате, составила 52,5% и 51,3% соответственно. Суммарный коэффициент очистки урана от продуктов деления на данной операции составил 610, в том числе:

от рутения - 1100; от циркония - 190; от ниобия - 670; от протактиния - 10.

Суммарный коэффициент очистки урана от продуктов деления на операции обработки промежуточного рафината дополнительным потоком оборотного экстрагента составил 330, в том числе: от рутения - 86; от циркония - 83; от ниобия - 870; от протактиния - 5,8. Церий, европий, цезий, как и в примере 1, практически не экстрагируются.

Объединенный поток экстракта содержит 106 г/л урана, 0,98 г/л плутония, МЭД - 2,1·10-4 мкР/л·с. При этом степень извлечения урана и плутония, рассчитанная по их содержанию рафинате, составила более 99,9% для каждого элемента. Суммарный коэффициент очистки от продуктов деления составил 250, в том числе: от циркония - 31; от ниобия - 1340; от рутения - 81; от протактиния - 4,5.

Полученные в примерах 1 и 2 результаты свидетельствуют о том, что заявляемый способ извлечения урана и плутония по сравнению со способом-прототипом позволяет повысить очистку от радионуклидов в 2,2 раза. При этом объем рафината сокращается на 14%.


СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ УРАНА И ПЛУТОНИЯ
СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ УРАНА И ПЛУТОНИЯ
СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ УРАНА И ПЛУТОНИЯ
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 51-60 из 92.
10.08.2015
№216.013.69f9

Чехол контейнера для транспортировки отработавшего ядерного топлива реактора рбмк-1000

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к транспортированию, выгрузке и размещению пучков тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища. Чехол контейнера содержит установленные на нижней диафрагме центральную трубу, трубчатые элементы (гнезда) для выемных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002558682
Дата охранного документа: 10.08.2015
10.08.2015
№216.013.69fc

Ампула для отработавшей тепловыделяющей сборки (варианты)

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом, а более конкретно к ампуле, в которой размещаются пучки твэлов отработавшей тепловыделяющей сборки реактора РБМК-1000, для последующего размещения и транспортировки в транспортном упаковочном...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002558685
Дата охранного документа: 10.08.2015
10.08.2015
№216.013.6b47

Способ вывода из эксплуатации бассейнов с радиоактивными донными отложениями

Изобретение относится к атомной промышленности, а более конкретно к реабилитации окружающей среды при выводе из эксплуатации и ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями. Часть бассейнов полностью освобождают от радиоактивных донных отложений, которые собирают и подвергают...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002559021
Дата охранного документа: 10.08.2015
20.08.2015
№216.013.70e4

Способ обезвоживания нефти, содержащей механические примеси, и устройство для его осуществления

Изобретение относится к обезвоживанию нефти, содержащей механические примеси. Предварительно нагретую водонефтяную эмульсию пропускают через фильтрующий материал, очищаемый при забивке механическими примесями промывкой. В качестве фильтрующего материала используют металлосферический порошок с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560470
Дата охранного документа: 20.08.2015
10.09.2015
№216.013.7702

Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива реактора рбмк-1000

Заявленное изобретение относится к пеналам сухого хранилища для тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000. Пенал содержит корпус с амортизатором, крышку (10) с клапаном и замком и выемную кассету (1) с основанием и присоединенными к нему вертикальными стойками (4) и трубами для...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002562055
Дата охранного документа: 10.09.2015
10.09.2015
№216.013.79ea

Крышка для перегрузки решетки пенала и решетка

Изобретения относится к ядерной технике, в частности к перегрузке ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 из транспортного чехла в пеналы сухого хранилища. Крышка для перегрузки съемных решеток пенала, загруженных ампулами и включающих присоединенные к основанию...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002562799
Дата охранного документа: 10.09.2015
27.09.2015
№216.013.7efe

Решетка пенала хранения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом, а более конкретно к загрузке, транспортированию и выгрузке ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 из транспортного чехла в пеналы сухого хранилища. Решетка включает в себя...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002564107
Дата охранного документа: 27.09.2015
27.11.2015
№216.013.9424

Способ получения радионуклида никель-63 для бета-вольтаических источников тока

Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока. Способ получения радионуклида никель-63 включает в себя получение из исходного никеля...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002569543
Дата охранного документа: 27.11.2015
20.12.2015
№216.013.9be4

Способ распознавания идентификационной маркировки ампул

Изобретение относится к автоматизированным средствам идентификации узлов или элементов, преимущественно используемых для хранения и транспортировки отработанных тепловыделяющих сборок, в частности ампулы, в которую осуществляется загрузка пучка тепловыделяющих элементов (твэлов) отработавшей...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002571533
Дата охранного документа: 20.12.2015
10.04.2016
№216.015.2b92

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002579753
Дата охранного документа: 10.04.2016
Показаны записи 51-60 из 121.
10.08.2015
№216.013.69f9

Чехол контейнера для транспортировки отработавшего ядерного топлива реактора рбмк-1000

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к транспортированию, выгрузке и размещению пучков тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища. Чехол контейнера содержит установленные на нижней диафрагме центральную трубу, трубчатые элементы (гнезда) для выемных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002558682
Дата охранного документа: 10.08.2015
10.08.2015
№216.013.69fc

Ампула для отработавшей тепловыделяющей сборки (варианты)

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом, а более конкретно к ампуле, в которой размещаются пучки твэлов отработавшей тепловыделяющей сборки реактора РБМК-1000, для последующего размещения и транспортировки в транспортном упаковочном...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002558685
Дата охранного документа: 10.08.2015
10.08.2015
№216.013.6b47

Способ вывода из эксплуатации бассейнов с радиоактивными донными отложениями

Изобретение относится к атомной промышленности, а более конкретно к реабилитации окружающей среды при выводе из эксплуатации и ликвидации бассейнов с радиоактивными донными отложениями. Часть бассейнов полностью освобождают от радиоактивных донных отложений, которые собирают и подвергают...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002559021
Дата охранного документа: 10.08.2015
20.08.2015
№216.013.70e4

Способ обезвоживания нефти, содержащей механические примеси, и устройство для его осуществления

Изобретение относится к обезвоживанию нефти, содержащей механические примеси. Предварительно нагретую водонефтяную эмульсию пропускают через фильтрующий материал, очищаемый при забивке механическими примесями промывкой. В качестве фильтрующего материала используют металлосферический порошок с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560470
Дата охранного документа: 20.08.2015
10.09.2015
№216.013.7702

Герметичный пенал хранения отработавшего ядерного топлива реактора рбмк-1000

Заявленное изобретение относится к пеналам сухого хранилища для тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000. Пенал содержит корпус с амортизатором, крышку (10) с клапаном и замком и выемную кассету (1) с основанием и присоединенными к нему вертикальными стойками (4) и трубами для...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002562055
Дата охранного документа: 10.09.2015
10.09.2015
№216.013.79ea

Крышка для перегрузки решетки пенала и решетка

Изобретения относится к ядерной технике, в частности к перегрузке ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 из транспортного чехла в пеналы сухого хранилища. Крышка для перегрузки съемных решеток пенала, загруженных ампулами и включающих присоединенные к основанию...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002562799
Дата охранного документа: 10.09.2015
27.09.2015
№216.013.7efe

Решетка пенала хранения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к обращению с отработавшим ядерным топливом, а более конкретно к загрузке, транспортированию и выгрузке ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 из транспортного чехла в пеналы сухого хранилища. Решетка включает в себя...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002564107
Дата охранного документа: 27.09.2015
27.11.2015
№216.013.9424

Способ получения радионуклида никель-63 для бета-вольтаических источников тока

Изобретение относится к области получения радиоактивных изотопов, а более конкретно к технологии получения радиоактивного изотопа никель-63, используемого в производстве бета-вольтаических источников тока. Способ получения радионуклида никель-63 включает в себя получение из исходного никеля...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002569543
Дата охранного документа: 27.11.2015
20.12.2015
№216.013.9be4

Способ распознавания идентификационной маркировки ампул

Изобретение относится к автоматизированным средствам идентификации узлов или элементов, преимущественно используемых для хранения и транспортировки отработанных тепловыделяющих сборок, в частности ампулы, в которую осуществляется загрузка пучка тепловыделяющих элементов (твэлов) отработавшей...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002571533
Дата охранного документа: 20.12.2015
10.04.2016
№216.015.2b92

Способ переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) реакторов ВВЭР-1000 с целью локализации трития, являющегося бета-активным излучающим нуклидом, на головных операциях переработки ОЯТ и может быть использовано в атомной энергетике при переработке ОЯТ ядерных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002579753
Дата охранного документа: 10.04.2016
+ добавить свой РИД