×
20.04.2023
223.018.4dbf

Результат интеллектуальной деятельности: ЭКСТРАКЦИОННЫЙ СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ УРАНСОДЕРЖАЩИХ РАСТВОРОВ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: 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 экстракцию урана из урансодержащих растворов органическим раствором трибутилфосфата в инертном разбавителе, промывку экстракта азотнокислым раствором. Реэкстракцию урана выполняют водным раствором 1,0-2,5 моль/л глицина и 0,03-0,07 моль/л азотной кислоты. Изобретение позволяет снизить потери урана с оборотным экстрагентом, повысить технологическую устойчивость процесса и возможность утилизации маточных растворов после осаждения урана из реэкстрактов. 1 з.п. ф-лы, 4 табл.

Изобретение относится к экстракционной переработке урансодержащих растворов и может быть использовано в технологии переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций (преимущественно), а также различных урансодержащих растворов, в том числе оборотных материалов.

Во всех случаях экстракционный цикл переработки завершается операцией реэкстракции урана из органической фазы (раствор трибутилфосфата, ТБФ) в разбавителе) в водную фазу.

Реэкстракцию, как правило, осуществляют слабым (0,05-0,07 моль/л) раствором азотной кислоты при температуре ~ 60°С (Громов Б.В., Савельева В.И., Шевченко В.Б. Химическая технология облученного ядерного топлива. М. Энергоатомиздат, 1983, с. 351). Особенности изотермы распределения урана в указанных условиях не позволяют получить реэкстракты с содержанием урана более 100 г/л, что требует значительных энергозатрат на упаривание реэкстракта.

Существенно более высокие концентрации урана достигаются в процессах реэкстракции урана с применением реагентных реэкстрагентов. Наиболее концентрированные реэкстракты, более 300 г/л по урану, получены при использовании в качестве реэкстрагента растворов карбамида, 60-400 г/л, в определенных условиях, регламентирующих взаимосвязь таких параметров процесса реэкстракции как температура, содержание урана в экстракте, содержание азотной кислоты в экстракте, содержание карбамида в реэкстрагенте и соотношение потоков органической и водной фаз (Патент РФ №2 170 964 С1, опубл. 20.07.2001).

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

Анализ способа-прототипа выявил ряд его существенных недостатков.

1. Даже при проведении процесса реэкстракции в регламентных параметрах остаточное содержание урана в оборотном экстрагенте составляет в среднем 20 мг/л. На операции содовой регенерации происходит концентрирование урана в 10-12 раз, что создает проблемы при утилизации регенерата.

2. Незначительные отклонения от регламентных параметров, неизбежные в реальных производственных условиях, приводят (цитируем описание изобретения к патенту) «… к резкому увеличению содержания урана в оборотном экстрагенте, уменьшению содержания урана в реэкстрактах, увеличению содержания урана в карбонатных промывных растворах, что может привести к образованию в них осадков карбонатных соединений урана».

3. При осаждении полиуранатов аммония из карбамидных реэкстрактов, а это единственный вариант их переработки (Патент РФ №2 114 469 С1, опубл. 27.06.1998), образуется маточный раствор с общим солесодержанием (карбамид + нитрат аммония) до 500 г/л. Технология утилизации такого продукта отсутствует.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является снижение потерь урана с оборотным экстрагентом, повышение технологической устойчивости процесса и возможность утилизации маточных растворов после осаждения урана из реэкстрактов.

Результат достигается в способе переработки урансодержащих растворов, включающем экстракцию урана, промывку экстракта и реэкстракцию урана, при этом реэкстракцию осуществляют водным раствором аминокислоты (глицина).

Реэкстрагирующий раствор содержит 1,0-2,5 моль/л глицина в зависимости от требуемой степени концентрирования урана.

Дополнительно реэкстрагирующий раствор содержит 0,03-0,07 моль/л азотной кислоты.

Реэкстракцию проводят при температуре 25-60°С.

Эффективность применения водных растворов глицина, NH2CH2COOH в качестве реэкстрагентов урана из трибутилфосфатных экстрактов определяется комплексообразованием уранила с карбоксильной группой и связыванием образующейся азотной кислоты аминогруппой молекулы глицина.

Ввод в реэкстрагирующий раствор малых количеств азотной кислоты препятствует появлению в оборотном экстрагенте урана, связанного с дибутилфосфорной кислотой, присутствующей в незначительных количествах в реальных растворах ТБФ.

Из глицинсодержащего реэкстракта осаждают пероксид урана или (при добавлении плутония) пероксид урана-плутония, глицин в маточном растворе разлагают до остаточного содержания не более 10 мг/л, что позволяет утилизировать маточный раствор в штатном режиме переработки жидкого радиоактивного отхода среднего уровня активности (Патент РФ №2 638 543 С1, опубл. 14.12.2017).

Предлагаемый способ был проверен на установке из 10 малогабаритных смесительно-отстойных экстракторов с пульсационным перемешиванием и транспортировкой потоков. Входные потоки (экстракт и реэкстрагент) при необходимости перед входом на установку подогревались в теплообменниках.

Для всех экспериментов был использован 30% раствор в изопаре М и приготовлен экстракт с содержанием урана 90 г/л и азотной кислоты 8 г/л. Экстракт содержал 10 мг/л дибутилфосфорной кислоты.

В предварительных экспериментах было установлено, что стационарный режим в блоке при выбранных расходах потоков устанавливается за ~ 4 часа.

Пример 1. Состав реэкстрагирующего раствора: глицин 1,5 моль/л, азотная кислота 3,2 г/л, расход 69 мл/ч. Расход экстракта 200 мл/час.

Стационарный режим блока контролировался по постоянству состава реэкстракта.

В табл. 1 приведены данные по содержанию урана и азотной кислоты в равновесных фазах на ступенях блока. Вход экстракта - в ступень 1, вход реэкстрагента - в ступень 10.

Расход реэкстракта превышал расход реэкстрагента на 9,3%, расход оборотного экстрагента был ниже расхода экстракта на 9%. Эти изменения связаны с массопереносом урана в водную фазу.

Пример 2. Состав реэкстрагирующего раствора: глицин 2,5 моль/л, азотная кислота 3,2 г/л, расход 54 мл/ч. Остальные условия эксперимента без изменений.

Данные по содержанию урана и азотной кислоты в равновесных фазах на ступенях блока приведены в табл. 2.

Пример 3. Состав реэкстрагирующего раствора такой же, как в примере 1, расход 54,8 мл/ч. Состав и расход экстракта те же, что и в примерах 1 и 2.

Входные потоки (экстракт и реэкстрагент) перед подачей в блок подогревались до 50°С.

Данные по содержанию урана и азотной кислоты в равновесных фазах на ступенях блока приведены в табл. 3.

Пример 4. Состав реэкстрагирующего раствора такой же, как в примере 2, расход 40,4 мл/ч. Температура рабочей среды -50°С.

Состав и расход экстракта без изменений.

Данные по содержанию урана и азотной кислоты в равновесных фазах на ступенях блока приведены в табл. 4.

Из реэкстракта (пример 4) был осажден пероксид урана, маточный раствор был откорректирован по составу, после чего направлен на операцию разрушения глицина с использованием цирконий-платинового катализатора (см. ссылку 4). Остаточное содержание глицина составило 8,5 мг/л.

Сопоставление технологических показателей способа-прототипа и предлагаемого способа демонстрирует существенные преимущества предлагаемого способа:

- содержание урана в оборотном экстрагенте в предлагаемом способе в ~ 20 раз ниже, что снимает проблему переработки содовых регенератов;

- в процессе реэкстракции по предлагаемому способу в блоке реэкстракции формируется безурановая зона, что существенно повышает технологическую устойчивость процесса (сдвиг уранового фронта при флуктуациях расходов потоков и возврат безурановой зоны к стационарному состоянию при стабилизации процесса);

- При осадительной переработке реэкстрактов урана, полученных по предлагаемому способу, маточные растворы утилизируются в штатном режиме переработки жидких радиоактивных отходов среднего уровня активности.

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 47.
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.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
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.e588

Способ растворения облученного ядерного топлива

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработанного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) на операциях растворения. Способ ОЯТ включает обработку в системе диоксида азота. Расчетное количество раствора пероксида водорода и...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626763
Дата охранного документа: 01.08.2017
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.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.e6d5

Способ получения смешанных оксидов урана и плутония

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и производстве смешанного уран-плутониевого топлива. Способ получения смешанных оксидов урана и плутония включает смешение растворов урана и плутония, находящихся в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002626854
Дата охранного документа: 02.08.2017
+ добавить свой РИД