×
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 11-20 из 62.
25.08.2017
№217.015.a53c

Способ приготовления имитатора для отработки процессов осветления продуктов кислотного растворения отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для испытаний оборудования в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ приготовления имитатора для отработки процессов осветления продуктов кислотного растворения отработавшего ядерного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002607647
Дата охранного документа: 10.01.2017
25.08.2017
№217.015.c6c9

Пленкообразователь выпарного аппарата

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к выпарным аппаратам радиохимических производств, предназначенным для упаривания высокоактивных растворов, а более конкретно к устройствам для создания тонкой пленки в греющих камерах (испарителях), и может найти применение в химической,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002618875
Дата охранного документа: 11.05.2017
25.08.2017
№217.015.c76a

Способ извлечения серебра из азотнокислых актиноид-содержащих растворов (варианты)

Изобретения могут быть использованы в технологии цветных металлов, при переработке промышленных растворов шлихообогатительных фабрик и аффинажных производств, в технологии производства и переработки отработавшего ядерного топлива. Способ включает нейтрализацию раствора, восстановление серебра...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002618874
Дата охранного документа: 11.05.2017
26.08.2017
№217.015.e5a6

Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных станций (АЭС), в частности к технологии обращения с высокоактивным рафинатом экстракционного цикла переработки продукта кислотного растворения ОЯТ на стадии его концентрирования перед утилизацией путем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626767
Дата охранного документа: 01.08.2017
26.08.2017
№217.015.e5bd

Крышка ампулы для отработавшей тепловыделяющей сборки реактора рбмк-1000

Изобретение относится к ядерной технике, к обращению с отработавшим ядерным топливом. Крышка содержит внутреннюю расточку с верхним и нижним кольцевыми выступами и дном. Дно выполнено составным из двух частей: верхней - чашки и нижней - диска, изготавливаемых из листовой стали. Конический...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626762
Дата охранного документа: 01.08.2017
26.08.2017
№217.015.e5d3

Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ). Способ растворения волоксидированного ОЯТ включает обработку ОЯТ в гетерогенной системе с участием диоксида азота. Порошкообразный материал (ОЯТ) приводят в контакт с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626764
Дата охранного документа: 01.08.2017
26.08.2017
№217.015.e5e7

Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах

Изобретение относится к атомной промышленности в части консервации емкостей-хранилищ радиоактивных отходов. Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах включает заполнение емкости-хранилища бетоном с использованием штатных технологических отверстий и пробуренных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626766
Дата охранного документа: 01.08.2017
29.12.2017
№217.015.fb9b

Способ извлечения палладия из высокоактивного рафината экстракционного цикла переработки отработавшего ядерного топлива (варианты)

Группа изобретений относится к области прикладной радиохимии в части обращения с образующимися при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) жидкими радиоактивными отходами (ЖРО). Способ заключается во введении в высокоактивный рафинат комплексообразователя (аминоуксусной кислоты),...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002639884
Дата охранного документа: 25.12.2017
29.12.2017
№217.015.fd23

Способ получения смешанного уран-плутониевого оксида

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессах производства смешанного оксидного ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в укрупнении зерна осадка путем интеграции в его состав органического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002638543
Дата охранного документа: 14.12.2017
19.01.2018
№218.016.0bec

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

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ извлечения металлов платиновой группы из осадков после осветления продукта кислотного растворения волоксидированного отработавшего ядерного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002632498
Дата охранного документа: 05.10.2017
Показаны записи 11-20 из 53.
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
10.05.2016
№216.015.3bf0

Способ осветления суспензий и устройство для его осуществления

Изобретение относится к гидрометаллургической технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), конкретно к осветлению малоконцентрированных суспензий, образующихся при растворении ОЯТ. Способ включает подачу очищаемого потока в корпус фильтра, пропускание потока через неподвижный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002583811
Дата охранного документа: 10.05.2016
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
№217.015.85cf

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
25.08.2017
№217.015.c6c9

Пленкообразователь выпарного аппарата

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к выпарным аппаратам радиохимических производств, предназначенным для упаривания высокоактивных растворов, а более конкретно к устройствам для создания тонкой пленки в греющих камерах (испарителях), и может найти применение в химической,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002618875
Дата охранного документа: 11.05.2017
25.08.2017
№217.015.c76a

Способ извлечения серебра из азотнокислых актиноид-содержащих растворов (варианты)

Изобретения могут быть использованы в технологии цветных металлов, при переработке промышленных растворов шлихообогатительных фабрик и аффинажных производств, в технологии производства и переработки отработавшего ядерного топлива. Способ включает нейтрализацию раствора, восстановление серебра...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002618874
Дата охранного документа: 11.05.2017
25.08.2017
№217.015.c97e

Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано для отделения трития на головных операциях процесса переработки облученного ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в одновременном воздействии на топливную композицию окислительно-активных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002619583
Дата охранного документа: 17.05.2017
26.08.2017
№217.015.e5d3

Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ). Способ растворения волоксидированного ОЯТ включает обработку ОЯТ в гетерогенной системе с участием диоксида азота. Порошкообразный материал (ОЯТ) приводят в контакт с...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626764
Дата охранного документа: 01.08.2017
29.12.2017
№217.015.fb9b

Способ извлечения палладия из высокоактивного рафината экстракционного цикла переработки отработавшего ядерного топлива (варианты)

Группа изобретений относится к области прикладной радиохимии в части обращения с образующимися при переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) жидкими радиоактивными отходами (ЖРО). Способ заключается во введении в высокоактивный рафинат комплексообразователя (аминоуксусной кислоты),...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002639884
Дата охранного документа: 25.12.2017
29.12.2017
№217.015.fd23

Способ получения смешанного уран-плутониевого оксида

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано в процессах производства смешанного оксидного ядерного топлива и переработки отработавшего ядерного топлива. Сущность изобретения заключается в укрупнении зерна осадка путем интеграции в его состав органического...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002638543
Дата охранного документа: 14.12.2017
+ добавить свой РИД