×
13.06.2019
219.017.8128

Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония

Вид РИД

Изобретение

Юридическая информация Свернуть Развернуть
Краткое описание РИД Свернуть Развернуть
Аннотация: Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессе экстракционного аффинажа плутония. Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония включает экстракцию плутония из потока питания, промывку экстракта и реэкстракцию плутония, корректировку состава реэкстракта, повторную экстракцию плутония оборотным экстрагентом из откорректированного реэкстракта, повторную реэкстракцию плутония с выводом реэкстракта из процесса в качестве продуктового потока, переработку рафината повторной экстракции на стадии извлечения плутония из потока питания и присоединение органического потока после повторной реэкстракции к промытому экстракту от первой экстракции. Первую экстракцию и промывку экстракта осуществляют при температуре 30-50°С. Реэкстракт, содержащий плутоний (III), перед выводом из цикла обрабатывают в противотоке оборотным экстрагентом при соотношении потоков фаз О:В≥1,4 с присоединением получаемого экстракта к экстракту, поступающему с операции повторной экстракции. Изобретение позволяет повысить очистку плутония от четырехвалентных актиноидов. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 табл.
Реферат Свернуть Развернуть

Изобретение относится к радиохимической переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно - к экстракционному аффинажу плутония.

Аффинажный цикл в линии плутония является необходимым переделом в процессе переработки ОЯТ, выполняя задачи доочистки и концентрирования плутония перед оксалатным осаждением. Простейшая структура аффинажного цикла включает операции экстракции, промывки экстракта и реэкстракции плутония, при этом степень концентрирования плутония определяется отношением величин потока питания и реэкстрагирующего раствора. Такая структура принята для заводов UP-3 и Thorp (см., например, Ревенко Ю.А., Подойницын С.В., Колупаев Д.Н. Радиохимические технологии для регенерации делящихся материалов из отработавшего ядерного топлива. Изд-во Томского политехнического университета, стр. 160-170, 2014 г.). Степень концентрирования в таких схемах, как правило, невысока.

Существенно выше степень концентрирования в экстракционных циклах, работающих в режиме рефлакс-процесса (Землянухин В.И., Ильенко Е.И., Кондратьев А.Н., Лазарев Л.Н., Царенко А.Ф., Царицына Л.Г. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. М., Энергоатомиздат, стр. 110, 1983 г.). Главный отличительный признак рефлакс-процесса - деление реэкстракта плутония на поток, выводимый из цикла, и на поток, возвращаемый (рефлаксируемый) в экстракционный цикл. Возврат производится после корректировки состава (проточной или в отдельном аппарате), позволяющей проводить экстракцию из возвратного потока, а ступень ввода возвратного потока выбирается исходя из конкретной структуры цикла в зоне экстракции или в зоне промывки.

В рефлакс-процессе степень концентрирования определяется соотношением величин потока и выводимой из цикла доли потока реэкстракта, что существенно выше, чем в безрефлаксном процессе.

Недостаток рефлакс-процесса - протяженная зона накопления плутония в экстракционном каскаде. Это большой объем незавершенного производства, что нежелательно для делящегося материала. Кроме того, при отклонении режима работы каскада от регламентного зона накопленного плутония будет смещаться либо в рафинат, либо в блок регенерации экстрагента, что недопустимо.

Наиболее близким является способ экстракционного противоточного концентрирования элементов (Авт. свид. СССР №1588428, опубл. 30.08.1990 г., бюл. №32), согласно которому экстракционный цикл состоит из двух субциклов (извлекающего и концентрирующего), обслуживаемых единым потоком оборотного экстрагента. Способ включает экстракцию выделяемого элемента, промывку экстракта, реэкстракцию, корректировку состава реэкстракта и повторную экстракцию, промывку и реэкстракцию, при этом оборотный экстрагент разделяют на два потока, больший по величине поток направляют на экстракцию концентрируемого элемента из потока питания, реэкстракт, получаемый при последующей обработке этого раствора, направляют на корректировку состава и последующую повторную экстракцию меньшим по величине потоком оборотного экстрагента. Затем реэкстрагируют концентрируемый элемент из малого потока (реэкстракт является продуктовым потоком процесса), после чего меньший поток объединяют с основным потоком экстракта

Перечисленные особенности способа - последовательный перенос продукта в уменьшающиеся по величине потоки, двойной перенос в фазу экстрагента с последующей реэкстракций, отсутствие зон накопления продукта, нечувствительность к колебаниям величин потоков - обеспечивают показатели по концентрированию и очистке, недостижимые в иных экстракционных процессах. При переработке технециевого продукта с содержанием технеция-99 1,25 мг/л получен реэкстракт с содержанием технеция 3,12 г/л и количественной очисткой от стабильных и радиоактивных примесей. При переработке уранового раствора, содержащего 1,3 г/л урана и макроколичества кальция, магния и железа, получен реэкстракт, 130 г/л урана, в котором Са, Mg и Fe не обнаружены.

Анализ возможностей прототипа для решения задачи концентрирования и очистки плутония показал, что способ-прототип, решая задачу концентрирования, не может обеспечить эффективную очистку плутония от четырехвалентных актиноидов, в частности, от радиогенного тория-228.

При реэкстракции (как в извлекающем, так и в концентрирующем субцикле) с применением комплексообразователей 228Th будет полностью реэкстрагироваться совместно с плутонием. При восстановительной реэкстракции, проводимой в слабокислой среде, 228Th также будет сопровождать плутоний из-за слабой экстрагируемости тория при невысоком содержании азотной кислоты в водной фазе.

Задача: разработка технологичного способа безнакопительного концентрирования и очистки плутония, обеспечивающего эффективную очистку от четырехвалентных актиноидов.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является повышение очистки плутония от четырехвалентных актиноидов, в частности, от тория-228.

Указанный технический результат достигается в способе экстракционного концентрирования и очистки плутония, включающем экстракцию выделяемого элемента, промывку экстракта и реэкстракцию, корректировку состава реэкстракта, повторную экстракцию оборотным экстрагентом, промывку полученного экстракта и повторную реэкстракцию с выводом реэкстракта из процесса, объединение органического потока после повторной реэкстракции с промытым экстрактом от первой экстракции, причем первую экстракцию и промывку экстракта осуществляют при температуре 30-50°С, а выводимый из процесса реэкстракт, содержащий плутоний (III), перед выводом из цикла обрабатывают в противотоке оборотным экстрагентом при отношении потоков органической (О) и водной (В) фаз О:В≥1,4 с присоединением получаемого экстракта к экстракту, поступающему с операции повторной экстракции плутония.

В частном случае в качестве экстрагента используют раствор трибутилфосфата в ароматическом углеводороде, преимущественно, 30% об. трибутилфосфата в триэтилбензоле.

При проведении экстракционного концентрирования и очистки плутония по предлагаемому способу устраняются отмеченные выше недостатки способа-прототипа:

- проведение экстракции плутония из потока питания и промывки экстракта в указанном температурном интервале повышает экстрагируемость плутония (IV) и снижает экстрагируемость тория, что обеспечивает сброс основного количества тория в рафинат;

- отмывка продуктового потока, содержащего плутоний (III), оборотным экстрагентом при повышенном расходе органического потока удаляет остатки тория из продуктового потока.

На фиг. представлена схема экстракционного цикла (блок регенерации экстрагента опущен). Способ, в соответствии с представленной схемой, осуществляется следующим образом.

Исходный раствор (поток питания) 46 поступает в ступень 8 блока 60, состоящего из ступеней 1-16. На этом блоке производится экстракция плутония и промывка экстракта, входные потоки блока подогреваются до 45°С. Рафинат первой экстракции 57 блока 60 выводится из процесса. Промытый экстракт из ступени 16 поступает на блок 61, состоящий из ступеней 17-28, где производится восстановительная реэкстракция плутония. Реэкстрагенты 51 и 52 поступают различными потоками в ступени 22 и 28 соответственно. Выходящий из ступени 17 первый реэкстракт 53 поступает на корректировку состава, включающую его подкисление, разрушение избытка восстановителя и окисление Pu (III) до Pu (IV). Эта операция выполняется в колонне каталитического окисления, обозначенной в сквозной нумерации ступеней номером 29.

Откорректированный по составу и степени окисления плутония первый реэкстракт 53 поступает в ступень 34 блока 62, состоящего из ступеней 30-39 для повторной экстракции. Рафинат 56 повторной экстракции блока 62 направляется в зону экстракции блока 60 (ступень 5), экстракт после промывки на ступенях 35-39 поступает на ступень 42 блока 63, состоящего из ступеней 40-45, где на ступенях 42-45 производится повторная восстановительная реэкстракция плутония. Второй реэкстракт 59 дополнительно отмывается от тория оборотным экстрагентом 49 на ступенях 40 и 41 блока 63. Выходящий из ступени 45 органический поток присоединяется к потоку, поступающему на ступень 17 на первую реэкстракцию. Реэкстрагентом для первой (потоки 51 и 52) и повторной (поток 58) реэкстракции выбран карбогидразид, быстро и полно восстанавливающий Pu (IV) до Pu (III).

Пример 1. Было проведено математическое моделирование процесса с представленной структурой экстракционного цикла, результаты которого сведены в таблицу 1.

*) ТБФ - трибутилфосфат, КГ - карбогидразид, ДТПА - диэтилентриаминпентауксусная кислота

Как следует из данных таблицы 1, степень концентрирования плутония (отношение концентрации плутония в потоке 59 к концентрации в потоке 46) составляет 14, коэффициент очистки от тория - 3⋅104.

Для сопоставления было проведено математическое моделирование процесса по способу-прототипу, т.е. без подогрева входных потоков блока 60, без подключения потока оборотного экстрагента 49 и с передачей органического потока из ступени 39 в ступень 40. Остальные потоки по величине и составу были идентичными представленным в таблице 1. В результате был получен второй реэкстракт следующего состава: HNO3 - 32 г/л, Pu - 70,82 г/л и Th - 11,8 мг/л. Таким образом, при проведении процесса по способу-прототипу сохраняется степень концентрирования, однако коэффициент очистки плутония от тория составляет всего 12, что ниже достигаемого в предлагаемом способе в несколько тысяч раз (2,75⋅103).

Результат, полученный при проведении математического моделирования, не исчерпывает возможности предлагаемого способа по концентрированию плутония и определяется только принятой для расчетов экстракционной системой, 30% ТБФ в н-парафинах. В этой системе при содержании плутония 22-25 г/л (зависит от конкретного состава разбавителя) сольват плутония выделяется в собственную фазу (т.н. «третья фаза»), что недопустимо.

Однако применение ароматических разбавителей, например, триэтилбензола (ТЭБ), исключает это явление, что важно как для повышения содержания плутония в продуктовом реэкстракте, так и для повышения безопасности и устойчивости работы аффинажного цикла.

Для подтверждения возможности повышения концентрирования плутония было проведено математическое моделирование схемы, представленной на фиг., с откорректированными величинами и составами некоторых потоков.

Пример 2. Величины и составы потоков представлены в таблице 2. Из таблицы 2 видно, что в схеме уменьшены потоки оборотного экстрагента, поступающего на блоки 62 и 63, увеличена концентрация карбогидразида во втором реэкстрагенте и дополнительно в этот поток добавлен второй восстановитель - диформилгидразин (ДФГ). Поток второго реэкстрагента также уменьшен в 1,7 раза.

Как следует из состава второго реэкстракта, степень концентрирования плутония повышена до 24 при сохранении коэффициента очистки от тория, равного 3⋅104.

В таблице 3 представлены расчетные составы водной и органической фаз на каждой из ступеней аффинажного цикла.

Из данных, представленных в таблице 3, можно сделать следующие основные выводы:

- перенос плутония на блок 60 с водным потоком и на блок 61 с органическим потоком невелик, 0,2% от поступающего с потоком питания, и не влияет на работу блоков 60 и 61;

- торий в преобладающей части сбрасывается с рафинатом блока 60. Накопление тория в блоке 60 незначительно и не влияет на работу блока;

- накопление плутония в органической фазе блока 62 (ступени 34-39) было бы недопустимо при использовании парафинового разбавителя.

Таким образом, предлагаемый способ радикально превосходит способ-прототип по качеству очистки плутония от четырехвалентных актиноидов, в частности от радиогенного тория, сохраняя при этом все преимущества безрефлаксного концентрирования.


Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония
Способ экстракционного концентрирования и очистки плутония
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 33.
10.08.2015
№216.013.6e55

Способ изготовления композиционного сверхпроводящего провода на основе соединения nbsn и технологическая линия для изготовления композиционного сверхпроводящего провода на основе соединения nbsn

Изобретение относится к технологии получения сверхпроводящих материалов и может быть использовано в электротехнической промышленности и других отраслях науки и техники при изготовлении сверхпроводящих магнитных систем различного назначения. Задачей, на решение которой направлено предлагаемое...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002559803
Дата охранного документа: 10.08.2015
10.11.2015
№216.013.8c3c

Микротвэл ядерного реактора

Изобретение относится к области использования ядерной энергии, с применением в качестве топлива микросферических кернов ядерного материала с защитными слоями из керамических покрытий. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу и защитное покрытие. Покрытие включает слой...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002567507
Дата охранного документа: 10.11.2015
10.08.2016
№216.015.5406

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки облученного ядерного топлива. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора включает две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593831
Дата охранного документа: 10.08.2016
13.01.2017
№217.015.84e2

Микротвэл ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергии, в частности к микротвэлам ядерного реактора. Микротвэл ядерного реактора содержит топливную микросферу на основе оксидного топлива и защитное покрытие, включающее первый от топливной микросферы низкоплотный слой толщиной 84-110 мкм, второй...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603018
Дата охранного документа: 20.11.2016
13.01.2017
№217.015.858e

Способ изготовления микротвэлов ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергии, в частности к производству микротвэлов. Последовательно осаждают на топливную микросферу пиролизом смеси газов в кипящем слое низкоплотный, высокоплотный, слой карбида кремния и наружный высокоплотный слои покрытий. Низкоплотный слой карбида...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603020
Дата охранного документа: 20.11.2016
13.01.2017
№217.015.85cf

Способ переработки облучённого ядерного топлива

Изобретение относится к переработке облученного ядерного топлива. Способ переработки облученного ядерного топлива включает волоксидацию топлива, удаление из топлива молибдена, технеция и рутения, растворение топлива. Удаление молибдена, технеция и рутения осуществляют перекисно-щелочной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603019
Дата охранного документа: 20.11.2016
13.01.2017
№217.015.85eb

Способ изготовления микротвэлов ядерного реактора

Изобретение относится к производству микротвэлов ядерного реактора. Способ изготовления микротвэлов включает последовательное осаждение на топливные микросферы пиролизом смеси газов в кипящем слое защитных слоев покрытия. Слой низкоплотного пироуглерода осаждают пиролизом смеси ацетилена и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603358
Дата охранного документа: 27.11.2016
13.01.2017
№217.015.8614

Способ выделения америция из жидких радиоактивных отходов и отделения его от редкоземельных элементов

Изобретение относится к способу выделения америция из жидких радиоактивных отходов с отделением его от редкоземельных металлов. Способ включает совместную экстракцию америция и редкоземельных металлов из азотнокислого радиоактивного раствора раствором нейтрального органического экстрагента в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603405
Дата охранного документа: 27.11.2016
13.01.2017
№217.015.8774

Способ получения оксидов урана

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения оксидов урана под действием микроволнового излучения осуществляют путем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603359
Дата охранного документа: 27.11.2016
13.01.2017
№217.015.8801

Способ герметизации тепловыделяющих элементов ядерного реактора с оболочкой из высокохромистой стали

Изобретение относится к атомной энергетике и может найти применение при изготовлении тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов. Способ герметизации твэлов включает аргонодуговую сварку оболочки с заглушкой из высокохромистой стали, снаряжение твэла топливом, приварку к другому...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603355
Дата охранного документа: 27.11.2016
Показаны записи 1-10 из 32.
10.08.2013
№216.012.5d48

Состав экстракционно-хроматографического материала для селективного извлечения мo-99 из облученного уранового топлива

Настоящее изобретение относится к области химической технологии радиоизотопа Mo-99 медицинского назначения. Сущность: состав включает в качестве комплексообразующего компонента соединения формулы (I), где R представляет собой алкил C-C, в процентном содержании от 1 до 99%, а остальное...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002489501
Дата охранного документа: 10.08.2013
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
20.04.2014
№216.012.b8d0

Способ экстракционного извлечения урана и плутония

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002513040
Дата охранного документа: 20.04.2014
10.05.2014
№216.012.c02e

Способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата

Изобретение относится к области регенерации плутония из отработанного ядерного топлива водными методами. Предложен способ реэкстракции плутония из органического раствора трибутилфосфата, содержащего плутоний в четырехвалентном состоянии, в водный азотнокислый раствор осуществляют путем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002514947
Дата охранного документа: 10.05.2014
20.09.2014
№216.012.f466

Способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила и устройство для его осуществления

Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002528399
Дата охранного документа: 20.09.2014
10.04.2015
№216.013.3881

Способ извлечения молибдена-99 из раствора облученных урановых мишеней

Изобретение относится к области производства радиофармацевтических препаратов, в частности к способам переработки облученных урановых мишеней, для выделения осколочного молибдена-99 - материнского радионуклида для зарядки генераторов технеция-99m. Способ экстракционного выделения Mo-99 из...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002545953
Дата охранного документа: 10.04.2015
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
20.08.2015
№216.013.72d4

Способ получения препарата молибден-99

Заявленное изобретение относится к химической технологии производства радиоактивных изотопов медицинского назначения. В заявленном способе предусмотрен процесс выделения молибдена-99 из раствора облученной урановой мишени на стадии концентрирования и аффинажа с целью получения препарата...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560966
Дата охранного документа: 20.08.2015
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