×
01.07.2020
220.018.2d71

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ РАСТВОРА АЗОТНОКИСЛОЙ СОЛИ ЧЕТЫРЕХВАЛЕНТНОГО ПЛУТОНИЯ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: 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 азотнокислой соли четырехвалентного плутония состоит в электрохимическом восстановлении на катоде раствора азотнокислой соли шестивалентного плутония в электролизере с разделенными анодным и катодным пространствами при температуре 25÷35°С и катодной плотности тока 3÷6 А/дм. Изобретение позволяет достигать степени восстановления плутония (VI) до плутония (IV) 99,8%.

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.

Известен способ восстановления Pu(VI) до Pu(IV) в присутствии восстановителей. Для его реализации требуется присутствие в растворе восстановителей, например, ионов урана(IV) или железа(II), концентрации которых должны быть достаточно велики (U/Pu 10÷2000, Fe/Pu=1÷4), что влечет за собой увеличение содержания солей в жидких растворах, усложняющих дальнейшую технологическую переработку (Бенедикт М., Пикфорд Т. Химическая технология ядерных материалов: Пер. с англ. М: Атомиздат, 1960, с 329-330).

Известен способ получения раствора азотнокислой соли (патент RU 2031979 C25B 1/00, опубл. 27.03.1995), основанный на катодном восстановлении Pu(VI) до Pu(IV) в горячих (80÷90°С) азотнокислых растворах ( CPu(VI)=5÷100 г/л) с разделенными анодным и катодным пространствами при плотности катодного тока 0,75÷2 А/дм2.

Недостатками данного метода являются:

- процесс восстановления проводят при высоких температурах (80÷90°С);

- увеличение скорости коррозии конструкционных материалов, которая влечет за собой уменьшение срока службы аппаратов;

- пассивация анода, которая приводит к снижению скорости восстановления плутония;

- большой расход тепла, что приводит к образованию и уносу радиоактивных газообразных продуктов.

Технической проблемой изобретения является необходимость упрощения процесса и снижение расхода тепла на нагревание растворов для уменьшения выделения радиоактивных газов и аэрозолей.

Техническая проблема решается тем, что в способе получения раствора азотнокислой соли четырехвалентного плутония, включающем электрохимическое восстановление на катоде растворов азотнокислых солей шестивалентного плутония в электролизере с разделенными анодным и катодным пространствами, процесс проводят при температуре 25÷35°С и катодной плотности тока 3÷6 А/дм2.

При этом 99,0÷99,8% плутония(VI) восстанавливается до плутония(IV).

Примеры осуществления способа

Способ проверен в лабораторных условиях, с использованием электрохимической ячейки с разделенными анодным и катодным пространствами.

Контроль концентрации Pu(VI) и Pu(IV) проводили экстракционно-хроматографическим и спектрофотометрическим методами.

Пример 1. Раствор, содержащий 6 моль/л HNO3 и 20 г/л Pu(VI), объемом 50 см3 вносят в электрохимическую ячейку, анодное и катодное пространство которой разделено керамической кислотостойкой мембраной с размером пор 0,06÷0,01 мм. Проводят электролиз при плотности катодного тока 3 А/дм2, температуре электролита 25÷30°С в течение 4 ч. При этом 99,0% плутония(VI) восстанавливается до плутония(IV).

Пример 2. Раствор, содержащий 4 моль/л HNO3 и 20 г/л Pu(VI), объемом 50 см3 вносят в электрохимическую ячейку, анодное и катодное пространство которой разделено керамической кислотостойкой мембраной с размером пор 0,06-0,01 мм, проводят электролиз при плотности катодного тока 6А/дм, температуре электролита 30÷35°С в течение 3 ч. При этом 99,8% Pu(VI) восстанавливается до Pu(IV).

При повышении плотности катодного тока более 6 А/дм2 не наблюдается увеличения степени восстановления Pu(VI) до Pu(IV). Повышение температуры с 35°С до 70°С приводит к существенному увеличению продолжительности процесса восстановления плутония

При реализации заявленного изобретения достигается технический результат, заключающийся в восстановлении 99,0-99,8% плутония(VI) до плутония(IV).

Способ получения раствора азотнокислой соли четырехвалентного плутония, включающий электрохимическое восстановление на катоде раствора азотнокислой соли шестивалентного плутония в электролизере с разделенными анодным и катодным пространствами, отличающийся тем, что процесс проводят при температуре 25÷35°С и катодной плотности тока 3÷6 А/дм.
Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 61-62 из 62.
20.04.2023
№223.018.4dbf

Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002793956
Дата охранного документа: 11.04.2023
16.05.2023
№223.018.6403

Способ изготовления таблетированного уран-плутониевого топлива для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к технологии изготовления смешанного оксидного (МОКС-топлива, РЕМИКС-топлива) или нитридного уран-плутониевого ядерного топлива (СНУП-топливо) для реакторов на быстрых или тепловых нейтронах. Способ изготовления таблетированного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002772886
Дата охранного документа: 26.05.2022
Показаны записи 31-38 из 38.
05.02.2020
№220.017.fe81

Способ очистки азотнокислых растворов от америция

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки от америция рафината экстракционного передела производства смешанного уран-плутониевого топлива. Очистка азотнокислых растворов от америция включает соосаждение америция с оксалатом кальция из растворов,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002713010
Дата охранного документа: 03.02.2020
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
№220.018.2d95

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
20.04.2023
№223.018.4dbf

Экстракционный способ переработки урансодержащих растворов

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002793956
Дата охранного документа: 11.04.2023
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