×
24.07.2020
220.018.36ec

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: 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 технеция, корректируют реэкстракт плутония по содержанию азотной кислоты и окисляют плутоний (III) до плутония (IV), повторно экстрагируют плутоний с частью урана, промывают экстракт повторной экстракции и повторно реэкстрагируют плутоний. Первую реэкстракцию плутония с частью урана осуществляют водным потоком, содержащим восстановители для плутония (IV) и технеция (VII) при высоком соотношении вплоть до O:В=35. Доочистку уранового экстракта проводят слабокислым раствором комплексона. Отработанный раствор комплексона направляют на промывку уран-плутониевого экстракта, к реэкстракту плутония-технеция добавляют концентрированную азотную кислоту до содержания не менее 3 моль/л и пропускают через колонну каталитического окисления с углеродным катализатором. Прошедший обработку реэкстракт направляют на аффинажный блок. Реэкстракт плутония с частью урана выводят из процесса, а органический поток направляют в головной экстрактор. Изобретение позволяет снизить объем жидких радиоактивных отходов. 5 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл.

Изобретение относится к технологии переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно - к экстракционной технологии переработки растворов, полученных при растворении ОЯТ и прошедших стадию осветления.

Общепринятой является экстракционная переработка таких растворов с использованием трибутилфосфата (ТБФ) в виде 30% по объему раствора в углеводородном разбавителе (УВР).

Переработка, как правило, реализуется в виде трех экстракционных циклов, каждый из которых имеет собственный контур оборотного экстрагента с узлом внутрицикловой регенерации. На первом цикле производится совместная экстракция и раздельная реэкстракция урана и плутония, далее уран и плутоний перерабатываются на собственных аффинажных циклах (см., например, А.А. Копырин, А.И. Карелин, В.А. Карелин. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. М., «Издательство Атомэнергоиздат», 2006 г)

Недостатки такого способа:

- внутрицикловая регенерация экстрагента плутониевого аффинажного цикла является значимым источником солесодержащих ЖРО среднего уровня активности;

- для исключения попадания плутония в карбонатно-щелочные регенераты требуется повышенный расход реэкстрагента, что приводит к разбавлению плутониевого реэкстракта.

Наиболее близким является способ переработки ОЯТ, известный как СОЕХ-процесс (П. Барон, Б. Динх, М. Массон, Ф. Дрэн, Ж.-Л. Эмен. Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида. Патент РФ №2431896, МПК G21C 19/46, 2011 г). Способ предусматривает окислительную обработку плутониевого реэкстракта, получаемого при отделении плутония от урана, и последующую переработку реэкстракта по аффинажной схеме (повторную экстракцию плутония и части урана, промывку экстракта и реэкстракцию плутония и части урана). Для проведения перечисленных операций используют оборотный экстрагент головного уран-плутониевого цикла.

Таким образом, экстракционный аффинаж плутония функционирует в режиме субцикла, т.е. цикла без собственного контура экстрагента. Органический поток после операции повторной реэкстракции плутония присоединяют к уран-плутониевому экстракту перед первой реэкстракцией плутония. Такое решение снимает требование к полноте повторной реэкстракции, что существенно упрощает проведение этой операции.

В описании изобретения к патенту приведены варианты, незначительно отличающиеся от вышеописанного (иные реагенты-восстановители, варианты формирования потоков), но везде сохраняется последовательность операций переноса плутония из головного цикла в собственный субцикл и вывод плутония из процесса экстракционной переработки в виде реэкстракта субцикла.

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

Недостатками прототипа являются:

1. Низкое содержание плутония (4,2 г/л) в потоке, подаваемом на повторную экстракцию, и, как следствие, большой поток рафината повторной экстракции 2,59 м3/тТМ (тТМ - тонна тяжелых металлов, U + Pu), требующий утилизации.

2. Низкое соотношение потоков органической (О) и водной (В) фаз на повторной экстракции плутония, O:B = 1:4,35. При таком соотношении возможны потери плутония с рафинатом при незначительных отклонениях процесса экстракции от регламентного режима.

Задача: разработка способа переработки ОЯТ, обеспечивающего переработку на аффинажном переделе концентрированных растворов плутония в режиме с повышенным относительным расходом потока экстрагента.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является снижение объема жидких радиоактивных отходов (ЖРО), генерируемых технологическим процессом, и повышение технологической устойчивости процесса.

Указанный результат достигается в способе экстракционной переработки ОЯТ, согласно которому уран, плутоний и сопутствующие нептуний, технеций и цирконий экстрагируют из азотнокислого раствора, промывают экстракт, реэкстрагируют плутоний с частью урана, отмывают урановый экстракт от остатков плутония, нептуния и технеция, корректируют реэкстракт плутония по содержанию азотной кислоты и окисляют плутоний (III) до плутония (IV), повторно экстрагируют плутоний с частью урана, промывают экстракт повторной экстракции и повторно реэкстрагируют плутоний, при этом первую реэкстракцию плутония с частью урана осуществляют обработкой экстракта водным потоком, содержащим восстановители для плутония (IV) и технеция (VII) при высоком соотношении органического (О) и водного (В) потоков вплоть до O:В = 35, доочистку уранового экстракта проводят слабокислым раствором комплексона, преимущественно диэтилентриаминпентауксусной кислоты (ДТПА), отработанный раствор комплексона направляют на промывку уран-плутониевого экстракта, к реэкстракту плутония-технеция добавляют концентрированную азотную кислоту до содержания не менее 3 моль/л, после чего реэкстракт пропускают через колонну каталитического окисления с углеродным катализатором, прошедший окислительную обработку реэкстракт направляют на аффинажный блок, где осуществляют операции экстракции урана и плутония, промывки экстракта, восстановительной экстракции плутония и, при необходимости, промывки реэкстракта оборотным экстрагентом, далее реэкстракт плутония с частью урана выводят из процесса, а органический поток, покидающий аффинажный блок и содержащий избыточный уран и незначительное количество плутония, направляют в головной экстрактор в зону интенсивного массообмена.

На фиг. 1 представлена принципиальная схема экстракционной переработки ОЯТ по предлагаемому способу (операции реэкстракции урана и регенерации экстрагента опущены). Поток питания поступает в ступень 17 головного экстракционного блока 1. Оборотный экстрагент может поступать в блок 1 как одним потоком (ступень 8), так и двумя (ступени 8 и 15), двухпоточный ввод реализуется при требовании повышения очистки экстракта от примесей (патент РФ №2 593 831, опубл. 10.08.216, Бюл. №22).

В качестве головного экстрактора может быть использована экстракционная колонна с расположением входных штуцеров и протяженностью различных зон массообмена аналогичной блоку дискретных экстракторов.

Выходящий из блока 1 экстракт поступает на массообменный сепаратор 2, где производится очистка экстракта от эмульсионного уноса и первичная очистка от продуктов деления. Частично промытый экстракт поступает на блок промывки 3, где производится очистка экстракта от циркония и преобладающей части нептуния. Отработанный промывной раствор либо отмывают от урана и плутония оборотным экстрагентом (вариантно), либо перерабатывают на головном блоке совместно с потоком питания.

Следующей операцией является концентрирующая реэкстракция плутония и технеция, проводимая с использованием массообменного сепаратора 4. Отношение потоков органической (О) и водной (В) фаз на этой операции, O:В = 25-35, что недоступно для иных массообменных аппаратов, применяемых в экстракционной технологии (В.И. Волк, С.Н. Веселов, А.А. Жеребцов, В.Н. Рубисов. Радиохимия, 2010, т. 52 №5 с. 428-432). Реэкстрагент содержит сбалансированную смесь восстановителей, карбогидразида (КГ) (N2H3)2CO и диформилгидразина (ДФГ) N2H2(COH)2, первый из которых имеет высокие кинетические показатели по восстановлению Pu(IV)→Pu(III), второй по восстановлению Tc(VII)→Tc(IV).

Возможно включение в состав каждого из реэкстрагентов аминокислоты, глицина (ГЛ) H2NCH2COOH, присутствие которой снижает эффективную концентрацию азотной кислоты за счет связывания с аминогруппой, что повышает эффективность работы восстановителей.

В предварительных экспериментах были определены концентрации реагентов, превышение которых уже не приводило к заметному росту операционного выхода плутония и технеция в реэкстракт. Он составил 99,5-99,9% для технеция и 93-97% для плутония, при этом 99% плутония в органическом потоке, выходящем из сепаратора 4, представлено плутонием (III), что связано с высоким отношением потоков O:В. Это обстоятельство позволяет легко отмыть урановый экстракт от остатков плутония и нептуния (от технеция экстракт отмывается уже на сепараторе 4) слабокислым раствором комплексообразователя, ДТПА, на блоке 5.

На блоке 3 происходит переокисление плутония (III), поступающего с отработанным промывным раствором из ступени 42 блока 5 в ступень 41 блока 3. Кроме окисления азотной кислотой, плутоний (III) окисляется нептунием (IV), поступающим с экстрактом на ступень 25 блока 3. В результате нептуний локализуется в рафинате блока 3, при этом потери плутония с рафинатом менее 0,01% от поступающего.

Таким образом, технологическая взаимосвязь промывного блока 3, сепаратора 4 и промывного блока 5 обеспечивает следующие показатели:

- блок 3 выполняет задачу очистки экстракта урана, плутония и технеция от циркония и, в связке с блоком 5, обеспечивает практически полный сброс нептуния в рафинат;

- сепаратор 4 выполняет задачу получения концентрированного реэкстракта плутония с количественным выходом технеция в плутониевый поток;

- блок 5 решает задачу очистки экстракта урана от плутония и нептуния, при этом рафинат блока исключен из объемов ЖРО.

Урановый экстракт, выходящий из блока 5, очищен от плутония, нептуния и технеция. И, в зависимости от достигнутой очистки от продуктов деления, направляется либо на дополнительную промывку с последующей реэкстракцией урана, либо сразу на реэкстракцию урана (на фиг. 1 не показаны).

Первый реэкстракт плутония-технеция (поток 84) подкисляется концентрированной азотной кислотой (поток 88) до содержания кислоты 3,25±0,25 моль/л и поступает на колонну каталитического окисления (ККО) 6, где происходит разрушение избытка восстановителей и окисление Pu(III) до Pu(IV) и Tc(IV) до Tc(VII), после чего направляется в ступень 57 аффинажного блока 7. На блоке 7 реализуются операции экстракции (ступени 49-57), двух разнокислотных промывок (ступени 58-64) и повторной реэкстракции плутония (ступени 68-70 в варианте отмывки реэкстракта от урана и ступени 65-70 в варианте получения уран-плутониевого реэкстракта).

Пример 1. Было выполнено математическое моделирование процесса в соответствии со схемой, представленной на фиг. 1. Результаты моделирования сведены в таблицу 1.

Представленный на фиг. 2 и в табл. 1 режим работы демонстрирует получение на переделе блок 3 - массообменный сепаратор 4 - блок 5 уранового экстракта, свободного от нептуния и проблемных продуктов деления - циркония и технеция.

В рассмотренном режиме конечным продуктом плутониевой ветви схемы является второй реэкстракт плутония, практически несодержащий урана. Такой вариант предусмотрен для раздельного получения оксидов урана и плутония с последующим их смешением при производстве различных видов уран-плутониевого топлива.

При получении совместного оксида урана-плутония с содержанием плутония на уровне 50-60% от суммы металлов (т.н. мастер-продукт, получение которого предусматривает и способ-прототип путем сложных и продолжительных манипуляций со вторым плутониевым реэкстрактом) возможно получение совместного уран-плутониевого реэкстракта с требуемым соотношением урана и плутония при некоторой корректировке режима работы блока 7.

Пример 2. Было выполнено математическое моделирование работы аффинажного блока 7 в режиме получения уран-плутониевого реэкстракта (фиг. 2). Исключена подача оборотного экстрагента 94, отмывающего уран из потока реэкстракта 95. В зону восстановительной реэкстракции дополнительно подают глицин (потоки 98 и 99) в качестве стабилизатора процесса. Операции экстракции и промывки экстракта - аналогично представленным на фиг. 1 и в табл. 1.

Результаты моделирования представлены в табл. 2.

Как следует из данных табл. 3, незначительные изменения режима второй реэкстракции плутония позволяют получать в плутониевой ветви схемы уран-плутониевый реэкстракт, уже соответствующий мастер-продукту (50,4% плутония в варианте 1 и 57,8% в варианте 2), что выгодно отличает предлагаемый способ от способа-прототипа.

Сопоставляемые показатели предлагаемого способа и способа-прототипа сведены в табл. 3.

Из данных табл. 3 следует, что в предлагаемом способе удельные объемы потоков, требующих последующей утилизации (потоки 95 и 96), существенно меньше, чем в способе-прототипе.

Важное значение имеет то, что в предлагаемом способе удельный объем высококонцентрированного первого реэкстракта плутония в 4 раза меньше, чем в способе-прототипе. Это обстоятельство имеет то следствие, что операция повторной экстракции плутония в предлагаемом способе проводится при соотношении потоков фаз O:В = 1:1,43, а в способе-прототипе при O:В = 1:4,35, т.е. в предлагаемом способе в каждой ступени величина коэффициента экстракции в три раза превышает аналогичный показатель способа-прототипа, что значительно повышает технологическую устойчивость процесса в предлагаемом способе.

Таким образом, сопоставление показателей способа-прототипа и предлагаемого способа достаточно полно демонстрирует преимущества предлагаемого способа.

Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 1-10 из 62.
10.03.2016
№216.014.c035

Способ очистки технологических урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения

Изобретение относится к способу очистки азотнокислых урановых продуктов от изотопов рутения. В заявленном способе осуществляется очистка технологических азотнокислых урановых продуктов переработки отработавшего ядерного топлива от рутения, содержащих уран до 300 г/л и азотную кислоту до 40 г/л,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002576530
Дата охранного документа: 10.03.2016
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
20.04.2016
№216.015.3500

Способ извлечения серебра из технологических азотнокислых растворов

Изобретение относится к химической технологии и может быть использовано для извлечения и регенерации серебра из азотнокислых растворов. Способ извлечения серебра из технологических азотнокислых растворов, содержащих серебро до 0,5-8 г/л и азотную кислоту до 2-10 г/л, осуществляют на...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002581958
Дата охранного документа: 20.04.2016
13.01.2017
№217.015.6b28

Способ каталитической денитрации жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для денитрации средне- и низкоактивных жидких радиоактивных отходов, подлежащих дальнейшему отверждению (цементации). Способ заключается в удалении избыточных количеств азотной кислоты путем взаимодействия жидких...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002593163
Дата охранного документа: 27.07.2016
13.01.2017
№217.015.744d

Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к переработке высокоактивных отходов, получаемых при переочистке диоксида плутония, используемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива. Установка для переработки, отверждения и упаковки высокоактивных отходов включает в себя...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002597874
Дата охранного документа: 20.09.2016
13.01.2017
№217.015.77ce

Способ приготовления биметаллического катализатора окислительно-восстановительных процессов в азотнокислых средах

Изобретение относится к химической технологии и может быть использовано для изготовления катализатора окислительно-восстановительных процессов в агрессивных средах. Способ получения биметаллического катализатора включает нанесение на инертный носитель поверхностно интегрированного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002598944
Дата охранного документа: 10.10.2016
13.01.2017
№217.015.81d1

Установка вскрытия пенала хранения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к средствам для хранения отработавших ядерных топливных элементов реактора РБМК-1000 в сухом хранилище, и предназначено для срезания сварного шва крышки с корпусом пенала в поворотной шахте камеры комплектации пеналов. Установка содержит...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002601955
Дата охранного документа: 10.11.2016
13.01.2017
№217.015.908a

Чехол хранения отработавших тепловыделяющих сборок реакторов ввэр-1000

Изобретение относится к ядерной технике, к средствам для хранения дефектных отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) реактора ВВЭР-1000. Чехол содержит основание, центральную трубу, дистанционирующие решетки с отверстиями для установки труб, в которых размещаются дефектные ОТВС. На трубы...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002603853
Дата охранного документа: 10.12.2016
25.08.2017
№217.015.a4da

Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из продукта кислотного растворения волоксидированного ОЯТ заключается в том, что полученное после волоксидации ОЯТ растворяют в азотной кислоте в диапазоне температур...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607644
Дата охранного документа: 10.01.2017
25.08.2017
№217.015.a515

Способ разложения нитрата аммония в технологических растворах радиохимического производства

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки аммонийсодержащих технологических растворов и жидких радиоактивных отходов (ЖРО), образующихся при эксплуатации радиохимического производства. Способ разложения нитрата аммония в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607646
Дата охранного документа: 10.01.2017
Показаны записи 1-10 из 53.
10.02.2013
№216.012.24b1

Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474895
Дата охранного документа: 10.02.2013
10.02.2013
№216.012.24b4

Способ переработки оксалатных маточных растворов и пульпообразных отходов, содержащих трансурановые элементы

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности. Способ переработки оксалатных маточных растворов радиохимического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002474898
Дата охранного документа: 10.02.2013
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
20.04.2014
№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
20.05.2014
№216.012.c338

Способ извлечения металлов из силикатных шлаков

Изобретение относится к способу извлечения металлов, в частности редкоземельных металлов и марганца, из силикатных шлаков. Способ включает измельчение шлака и выщелачивание. Для предотвращения образования нефильтруемых пульп, обусловленных гелеобразованием кремнекислоты, шлак предварительно...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002515735
Дата охранного документа: 20.05.2014
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
20.11.2014
№216.013.083e

Способ получения пористого стекломатериала из редкометальных руд

Изобретение относится к комплексной переработке железистых редкометальных руд с получением пористого стекломатериала. Технический результат изобретения заключается в расширении сырьевой базы для получения стекломатериала. Шихту состава на основе руды, мас. %: SiO - 5,1; CaO - 0,9; AlO - 5,2;...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002533511
Дата охранного документа: 20.11.2014
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
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
+ добавить свой РИД