×
06.10.2019
219.017.d325

Результат интеллектуальной деятельности: Способ получения монофазных солей актинидов и устройство для их получения

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к получению монофазных порошков солей актинидов, которые являются прекурсорами при создании таблеток ядерного топлива. Способ получения монофазных порошков солей актинидов включает непрерывное дозирование азотнокислого актинидсодержащего раствора и муравьиной кислоты в верхнюю зону цилиндрического обогреваемого реактора. Смешение реагентов происходит в тонкой пленке на теплообменной поверхности, где реакционную смесь непрерывно перемешивают лопастями ротора. Устройство для получения монофазных порошков солей актинидов включает вертикальный роторно-пленочный реактор, снабженный нагревателем, штуцеры для ввода реагентов и для отвода парогазовой фазы. Внутри реактора расположен ротор, выполненный с возможностью вращения, с закрепленными по всей его длине лопастями. Штуцер для ввода реагентов выполнен в виде тройника, а приемный бункер выполнен с возможностью присоединения к корпусу аппарата и снабжен нагревателем. Изобретение позволяет при компактности и простоте устройства получать сухие монофазные порошки солей актинидов за одну стадию, при этом обеспечивает повышение производительности, химической и ядерной безопасности процесса. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к способам получения монофазных порошков солей актинидов, которые являются прекурсорами при создании таблеток ядерного топлива.

Известны способы промышленного получения монофазных порошков солей актинидов путем соосаждения соединений из растворов, таких, как оксалаты, полиуранаты или карбонаты. Все эти способы включают операции фильтрации, промывки осадков на фильтре и последующую их сушку в соответствующей атмосфере [Collins, Emory D, Voit, Stewart L, and Vedder, Raymond James «Evaluation of Co-precipitation Processes for the Synthesis of Mixed-Oxide Fuel Feedstock Materials», United States: 2011, web. doi:10.2172/1024695]. Общим недостатком осадительных методов является образование больших объемов маточных и промывных растворов в виде РАО, требующих утилизации.

Для исключения указанных недостатков разработан способ по использованию прямой сушки и денитрации азотнокислого раствора актинидов с помощью микроволнового нагрева [OTeruhiko NUMAO, Hiroshi NAKAYASHIKI, Nobuyuki ARAI, Susumu MIURA, Yoshiharu TAKAHASHI «Results of Active Test of Uranium - Plutonium Co-denitration Facility at Rokkasho Ryprocessing Plant», Global 2007, Boise, Idaho, September 9-13, 2007, 238-244].

Данный способ включает в себя ряд таких последовательных операций:

1. Концентрирование смешанного раствора и его сушка при 120°С

2. Разложение (денитрация) расплава солей при 150°С

3. Кальцинация и отгонка остаточной влаги при 250°С и выше

4. Прокалка смеси и ее окисление.

Недостатками данного способа являются его многостадийность, необходимость перемещения емкости со смесью из одной печи в другую и требование дополнительного размола образующегося спека.

В качестве прототипа выбран способ получения твердых растворов актинидов [RU 2494479, опубликован 27.09.2013], согласно которому, азотнокислый раствор нитратов актинидов предварительно подогревают до 90°С, затем добавляют муравьиную кислоту в соответствующей пропорции, обеспечивая мольное соотношение нитрат иона-муравьиная кислота (1:3)-(1:4). Реакционная смесь плавно в течение 2 часов подвергается сушке при 120°С на воздухе. Анализ методом РФА подтвердил образование монофазной смеси формиатов актинидов (уранила и плутония). После прокаливания смеси формиатов при 400°С на выходе, согласно данным РФА, получается твердый раствор смешанных оксидов (U, Pu)O2.

К недостаткам способа по прототипу следует отнести опасность предварительного смешения и выдержки при повышенных температурах азотнокислых растворов актинидов с концентрированной муравьиной кислотой. Их взаимодействие протекает по схеме:

2HNO3+2НСООН→NO+NO2+2CO2+3H2O

2HNO3+3HCOOH→2NO+3CO2+4H2O

Из-за автокаталитического характера этих реакций может произойти неконтролируемое развитие процесса с образованием взрывоопасной газовой смеси, вследствие чего, после смешения компонентов процесс сушки реакционной смеси необходимо вести плавно до 2-х часов, что делает способ периодичным и малопроизводительным.

Техническая проблема, на решение которой направлено заявляемое изобретение, заключается в создании способа и устройства для производства монофазных сухих порошков солей актинидов, позволяющих, при компактности и простоте устройства, получать сухие порошки солей актинидов за одну стадию, при этом, обеспечивая повышение производительности, химической и ядерной безопасности процесса.

Для достижения указанного технического результата предложен способ получения монофазных порошков солей актинидов, который включает подачу азотнокислого актинидсодержащего раствора и муравьиной кислоты в цилиндрический обогреваемый реактор, измельчение полученного порошка, его выгрузку, отличающийся тем, что азотнокислый актинидсодержащий раствор и муравьиную кислоту непрерывно дозируют в верхнюю зону реактора, причем смешение реагентов происходит в тонкой пленке на теплообменной поверхности, где реакционную смесь непрерывно перемешивают лопастями ротора, при этом последовательно происходят процессы денитрации, образования соответствующих соединений, их сушка и измельчение, а также сбор самотеком сухих солей актинидов в бункере.

Согласно способу азотнокислый раствор с актинидами и муравьиную кислоту дозируют непрерывно в мольном соотношении нитрат-иона к формиат-иону (1:4,3)-(1:4,5), а температуру теплообменной поверхности поддерживают равной 140±5°С.

Также с целью достижения указанного технического результата предложено устройство для получения монофазных порошков солей актинидов. Предлагаемое устройство содержит вертикальный роторно-пленочный реактор, снабженный обогревателем и штуцерами для ввода реагентов и отвода отходящие газов, внутри которого расположен ротор, выполненный с возможностью вращения, с закрепленными по всей его длине лопастями. Штуцер ввода реагентов выполнен в виде тройника, а приемный бункер выполнен с возможностью присоединения к корпусу аппарата для уменьшения подсоса холодного воздуха во внутрь его и снабжен обогревателем.

Кроме того:

- ротор выполнен сварным с четырьмя лопастями, причем зазор между кромкой лопасти и стенкой составляет 0,5-1,5 мм;

- штуцер в виде тройника для подачи растворов и штуцер для отвода отходящей паро-газовой смеси расположены в верхней части реактора выше края лопастей.

Для осуществления способа используют ядерно- и взрыво-безопасное устройство, которое показано на фигуре 1, и содержит вертикальный цилиндрический реактор (1), обогреваемый нагревателем (2), штуцер в виде тройника (3) для раздельной подачи растворов и штуцер (4) для отвода паро-газовой смеси. Реактор (1) содержит ротор (5) с распределительным диском и лопастями, приемный бункер (6), снабженный нагревателем (7).

Использование предлагаемого способа получения монофазных солей актинидов и предлагаемого устройства для их получения обеспечивает:

- короткое время пребывания реагентов, дозируемых непрерывно, в условиях теплового воздействия с одновременным глубоким упариванием досуха, следствием чего является повышение производительности и безопасности процесса;

- компактность устройства и простота конструкции позволяет при необходимости его разобрать для осмотра и промывки внутренних поверхностей;

- ядерная безопасность обеспечивается за счет минимизации количества ядерных материалов в тонкой пленке внутри аппарата при масштабировании процесса и использовании растворов с высоким содержанием актинидов.

Способ осуществляется следующим образом:

азотнокислый актинидсодержащий раствор и муравьиная кислота с помощью насосов дозаторов подаются раздельно в реактор (1) через штуцер (3), который находится выше нагревателя (2), на диск ротора (5). Реакционная смесь под действием центробежной силы при вращении ротора (5) сбрасывается с диска ротора на нагретую поверхность реактора (1). Лопасти ротора (5) непрерывно перемешивают реакционную смесь по мере ее продвижения сверху вниз по теплообменной поверхности, обеспечивая получение и сбор самотеком сухих солей актинидов в бункере (6), снабженным нагревателем (7), и парогазовой смеси, которую отводят из реактора (1) через штуцер (4).

Пример 1.

Растворы уранилнитрата в 1 молярной HNO3 с концентрацией по урану 100 г/л и концентрированной муравьиной кислоты при комнатной температуре с помощью насосов дозаторов подают раздельно в реактор через штуцер-тройник, при этом обеспечивается мольное соотношение нитрат-ион/муравьиная кислота 1:3,6. Температура на стенке реактора - 142°С, температура на стенке приемного бункера - 145°С. Порошок сыпался в приемный бункер равномерно. По данным РФА порошок состоит из двух кристаллических фаз: 50 мас.% формиата гидрата (CH2O5U) и 50 мас.% водного формиата (C2H2O6U⋅H2O). Дифрактограмма порошка, полученного по примеру 1, представлена на фигуре 2, где: - соединение со структурой CH2O5U; - соединение со структурой C2H2O6U⋅Н2О.

Пример 2.

Растворы уранилнитрата в 1 молярной HNO3 с концентрацией по урану 100 г/л и концентрированной муравьиной кислоты при комнатной температуре с помощью насосов дозаторов подаются раздельно в реактор через штуцер-тройник, при этом обеспечивается мольное соотношение нитрат-ион/муравьиная кислота 1:4,0. Температура на стенке реактора - 140°С, температура на стенке приемного бункера - 130°С. Порошок сыпался в приемный бункер равномерно. По данным РФА порошок состоит из двух кристаллических фаз: 20 мас.% формиата гидрата (CH2O5U) и 80 мас.% водного формиата (C2H2O6U⋅Н2О). Дифрактограмма порошка, полученного по примеру 2, представлена на фигуре 3, где: - соединение со структурой CH2O5U; - соединение со структурой C2H2O6U⋅H2O.

Пример 3.

Растворы уранилнитрата в 1 молярной HNO3 с концентрацией по урану 100 г/л и концентрированной муравьиной кислоты при комнатной температуре с помощью насосов дозаторов подают раздельно в реактор через штуцер-тройник, при этом обеспечивается мольное соотношение нитрат-ион/муравьиная кислота 1:4,3. Температура на стенке реактора - 142°С, температура на стенке приемного бункера - 160°С. Порошок сыпался в приемный бункер равномерно. По данным РФА монофазный порошок состоит из 100 масс. % водного формиата (C2H2O6U⋅Н2О). Дифрактограмма порошка, полученного по примеру 3, представлена на фигуре 4, где: - соединение со структурой C2H2O6U⋅H2O. Фото полученного порошка представлено на Фиг. 5.

Пример 4.

Азотнокислый раствор в 0,845 молярной HNO3 с концентрацией по урану 91,1 г/л, по торию 9,0 г/л и концентрированной муравьиной кислоты при комнатной температуре с помощью насосов дозаторов подают раздельно в реактор через штуцер-тройник, при этом обеспечивается мольное соотношение нитрат-ион/муравьиная кислота 1:4,5. Температура на стенке реактора - 142°С, температура на стенке приемного бункера - 160°С. Порошок сыпался в приемный бункер равномерно и по данным РФА представлял собой соединение со структурой водного формиата и формулой (С2Н2О6(U,Th)⋅H2O). Дифрактограмма порошка, полученного по примеру 4, представлена на фигуре 6, где: - соединение со структурой C2H2O6U⋅Н2О.


Способ получения монофазных солей актинидов и устройство для их получения
Способ получения монофазных солей актинидов и устройство для их получения
Способ получения монофазных солей актинидов и устройство для их получения
Способ получения монофазных солей актинидов и устройство для их получения
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 18.
25.08.2017
№217.015.cea3

Экстракционная смесь для извлечения актинидов из азотнокислых растворов

Изобретение относится к области химической технологии выделения и концентрирования радионуклидов из азотнокислых растворов и может быть использовано в экстракционных процессах при переработке жидких радиоактивных отходов. Экстракционная смесь для извлечения актинидов из азотнокислых растворов,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002620583
Дата охранного документа: 29.05.2017
26.08.2017
№217.015.dc4d

Способ переработки отходов реакторного графита

Изобретение относится к области охраны окружающей среды и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем. Облученный графит перед термообработкой подвергают воздействию реагентов, разрушающих его поверхностный слой, содержащий радиоактивные нуклиды, и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002624270
Дата охранного документа: 03.07.2017
26.08.2017
№217.015.df02

Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов

Изобретение относится к радиохимической технологии. Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов включает экстракцию молибдена растворами гидроксамовых кислот, растворенных в смеси не более 30% спирта с парафиновыми углеводородами при соотношении объемов органической и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002624920
Дата охранного документа: 11.07.2017
29.12.2017
№217.015.f43c

Композиционная смесь для осаждения оксидов делящихся и осколочных нуклидов из расплава эвтектической смеси lif-naf-kf

Изобретение относится к области переработки отработавшей топливной композиции жидкосолевого реактора. Композиционная смесь для осаждения оксидов делящихся и осколочных нуклидов из расплава эвтектической смеси LiF-NaF-KF без изменения состава эвтектической смеси, содержащая LiO, NaF, KF при...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002637256
Дата охранного документа: 01.12.2017
19.01.2018
№218.016.0c67

Способ получения воды, обогащенной по кислороду-18, и установка для ее получения

Изобретение относится к области производства изотопа кислорода-18 для ПЭТ-томографии и также может быть использовано для производства воды, обогащенной по изотопу кислорода-18. Способ получения воды, обогащенной по кислороду-18, из природной воды методом ректификации воды под вакуумом включает...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002632697
Дата охранного документа: 09.10.2017
19.01.2018
№218.016.0d7d

Способ ликвидации аварии при разливе радиоактивных растворов

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а именно к области эксплуатации объектов по переработке радиоактивных материалов. Способ ликвидации аварии при разливе радиоактивных растворов, включающий нанесение на место разлива полимерсодержащей композиции, обеспечивающей поглощение...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002632924
Дата охранного документа: 11.10.2017
04.04.2018
№218.016.354b

Экстракционная смесь для выделения америция и европия из карбонатно-щелочных растворов

Изобретение относится к экстракционным системам, предназначенным для извлечения радионуклидов из карбонатно-щелочных растворов, в частности америция и европия, и может найти применение в аналитической химии, а также при переработке жидких радиоактивных отходов. Используется экстракционная...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002645990
Дата охранного документа: 28.02.2018
04.04.2018
№218.016.35d3

Способ получения фторсодержащих диалкилкарбонатов

Изобретение относится к способу получения фторсодержащих диалкилкарбонатов, включающему взаимодействие фторированных спиртов с четыреххлористым углеродом в присутствии катализатора - галогенидов металлов. Причем полученную смесь подвергают разгонке, к реакционной массе, оставшейся после...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002646226
Дата охранного документа: 02.03.2018
10.05.2018
№218.016.4ea2

Способ получения тетракис-(трифторфосфина) никеля

Изобретение относится к технологии синтеза тетракис-(трифторфосфина) никеля, используемого для нанесения покрытий из никеля при осаждении из газовой фазы, и в качестве рабочего газа при газоцентрифужном обогащении изотопов никеля для производства бета-вольтаических источников тока. Способ...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002650955
Дата охранного документа: 18.04.2018
09.06.2018
№218.016.5bdb

Герметичный изотопный источник осколков деления на основе калифорния-252 и способ его изготовления

Изобретение относится к устройству и способу изготовления герметичного изотопного источника осколков деления на основе калифорния-252. На алюминиевую подложку осаждают калифорний-252 методом десорбции вещества под действием собственных осколков деления (самораспыления), после чего формируют...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002655668
Дата охранного документа: 29.05.2018
Показаны записи 1-10 из 11.
27.01.2013
№216.012.1f18

Способ получения апатита кальция

Изобретение относится к области синтеза материалов, используемых для изготовления технической и медицинской керамики, а также в качестве ионообменников. Способ включает растворение исходных компонентов: соединений кальция, метафосфата, хлорида в горячей воде. Затем полученную суспензию медленно...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002473461
Дата охранного документа: 27.01.2013
20.04.2013
№216.012.367a

Стекло для активной части источников ионизирующего излучения на основе цезия-137 и способ его изготовления

Изобретение относится к области изготовления источников ионизирующего излучения (ИИИ) на основе изотопов цезия и может быть использовано в технологии остекловывания радиоактивных отходов. В качестве материала активной части ИИИ на основе цезия-137 предлагаются цезийалюмофосфатные стекла,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002479499
Дата охранного документа: 20.04.2013
10.11.2013
№216.012.7ff5

Алюмосиликатный фильтр для высокотемпературной хемосорбции паров изотопов цезия

Изобретение относится к области переработки газообразных радиоактивных отходов, а именно к высокотемпературной хемосорбции алюмосиликатным фильтром паров радиоактивных изотопов цезия, образующихся при термической обработке цезийсодержащих радиоактивных материалов. Хемосорбцию паров цезия...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002498430
Дата охранного документа: 10.11.2013
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
10.12.2014
№216.013.0f4b

Способ переработки облученного топлива аэс

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002535332
Дата охранного документа: 10.12.2014
27.11.2015
№216.013.9490

Способ получения керамических блочно-ячеистых фильтров-сорбентов для улавливания газообразного радиоактивного цезия

Изобретение относится к области химической технологии керамических высокопористых ячеистых материалов и предназначено для использования в процессах улавливания паров цезия при остекловывании высокоактивных отходов, высокотемпературной переработке облученного ядерного топлива, в производстве...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002569651
Дата охранного документа: 27.11.2015
13.01.2017
№217.015.7119

Способ концентрирования радиоактивных отходов

Изобретение относится к способу концентрирования радиоактивных отходов. Заявленный способ включает разрушение ионов аммония и/или азотной кислоты по реакции с формалином и ее регенерацию путем абсорбции и ректификации. Перерабатываемые растворы могут образовываться в различных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002596816
Дата охранного документа: 10.09.2016
01.11.2018
№218.016.98f3

Способ переработки битумно-солевых радиоактивных компаундов

Изобретение относится к области атомной энергетики. Способ переработки битумно-солевых радиоактивных компаундов, включающий их перевод в водно-битумную эмульсию с помощью органического растворителя из ряда предельных углеводородов, последующий риформинг водно-битумной эмульсии на твердой...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002671243
Дата охранного документа: 30.10.2018
06.10.2019
№219.017.d2ef

Комплекс для иммобилизации радионуклидов из жидких вао

Группа изобретений относится к комплексу для иммобилизации радионуклидов из жидких ВАО. Комплекс для иммобилизации радионуклидов из жидких ВАО включает последовательно расположенные установку для синтеза неселективного сорбента, средства подачи сорбента, блок сорбции, систему отделения...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002702096
Дата охранного документа: 04.10.2019
12.07.2020
№220.018.321d

Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к области ядерно-химических, в частности радиохимических, технологий на различных стадиях ядерного топливного цикла (ЯТЦ). Способ концентрирования жидких радиоактивных отходов от экстракционной переработки высоковыгоревшего ядерного топлива АЭС включает частичное...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002726224
Дата охранного документа: 10.07.2020
+ добавить свой РИД