×
15.05.2023
223.018.5af2

Результат интеллектуальной деятельности: Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах (варианты)

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: 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 восстанавливает плутоний до трехвалентного состояния, а нептуний до четырехвалентного. В качестве реагента-восстановителя используют раствор карбогидразида с концентрацией от 0,3 моль/л и выше. Продолжительность выдержки раствора для восстановления Np(VI) до Np(IV) до начала процесса экстракционного разделения в течение 270-300 минут при температуре 66°С. Изобретение позволяет упростить и повысить безопасность процесса отделения нептуния от плутония в аффинажных операциях технологии переработки отработавшего ядерного топлива. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 2 ил., 3 табл.

Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способам разделения нептуния и плутония экстракционными методами при переработке отработавшего ядерного топлива. Разделение этих элементов, как правило, осуществляется путем стабилизации одного из них в малоэкстрагируемой валентной форме и последующей селективной экстракции второго компонента.

Известен способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах, основанный на восстановлении плутония(IV) в плутоний(III), который практически не экстрагируется в органическую фазу, и одновременном восстановлении нептуния(V, VI) до экстрагируемой формы нептуния(IV). Способ заключается в том, что исходный раствор подвергают восстановительной обработке солью железа (II), после чего из него экстрагируют нептуний(IV) и промывают экстракт от следов плутония(IV) восстановительным раствором, содержащим соль железа(II) (патент США 2847276, опубл. 12.08.1958).

Недостатком данного способа является применение соли железа(II) в качестве реагента-восстановителя, что приводит к увеличению солесодержания в системе, а при переработке отработавших растворов методом упаривания вызывает коррозию аппаратуры.

Известен способ разделения плутония и нептуния из азотнокислых растворов, содержащих плутоний, нептуний, технеций и уран, включающий подготовку раствора к экстракции, экстракцию плутония и нептуния трибутилфосфатом в разбавителе, промывку экстракта и реэкстракцию плутония и нептуния (Патент RU №2454740, Бюл №18, 2012). Способ предполагает стабилизацию в исходном растворе плутония(IV) и нептуния(VI). Целевые компоненты экстрагируют трибутилфосфатом в разбавителе. Нептуний реэкстрагируют при помощи восстановления нептуния(VI) до нептуния(V) слабой азотной кислотой, содержащей пероксокислоты (например, надуксусную или пероксованадиевую), а плутоний реэкстрагируют в виде плутония(III) раствором азотной кислоты с другим восстановителем.

Недостатком способа является использование двух разных восстановителей, не стабильных в водных растворах, а также усложнение дальнейшего обращения с отходами из-за образования уксусной кислоты и повышенного солесодержания.

Известен способ выделения и разделения нептуния и плутония, предусматривающий подготовку раствора к экстракции путем стабилизации плутония в степени окисления (IV), а нептуния в степени окисления(IV) или (V) (Патент RU №2642851, Бюл. 4, опубл. 29.01.2018). Разделение элементов проводят на стадии экстракции в многоступенчатых экстракторах. Экстракцию плутония или плутония и нептуния проводят трибутилфосфатом в разбавителе. Для стабилизации нептуния в степени окисления (IV) в исходный раствор с концентрацией азотной кислоты от 4,3 до 4,6 моль/л вводят гидразин-нитрат в количестве от 0,8 до 3,2 г/г плутония и выдерживают не менее 2 ч, а в середину блока экстракции плутония и нептуния с расходом 0,05-0,1 долей от расхода исходного раствора подают восстановительный раствор, содержащий от 0,3 до 1,0 моль/л азотной кислоты, от 30 до 60 г/л гидразин-нитрата и от 5 до 10 г/л двухвалентного железа.

Недостатком описанного метода является использование солевого восстановителя, железа, что усложняет последующее обращение с отходами.

Наиболее близким является способ разделения нептуния и плутония, включающий обработку исходного раствора реагентом-восстановителем, экстракцию нептуния(IV) раствором трибутилфосфата (ТБФ) в инертном разбавителе, восстановительную промывку экстракта и реэкстракцию из него нептуния раствором азотной кислоты (патент RU 2031846 С1, МПК C01G 56/00, опубл. 27.03.1995). В качестве реагента-восстановителя в указанном способе используют раствор трехвалентного нептуния в присутствии стабилизатора - гидразин нитрата.

Недостатком данного способа является трудность в получении восстановителя - нептуния(III), который является нестабильным во времени, а также использование в качестве стабилизатора гидразина, который при взаимодействии с азотной и азотистой кислотами образует потенциально взрывоопасную азотистоводородную кислоту.

Задачей является разработка технологичного способа разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах.

Техническим результатом настоящего изобретения по первому и второму варианту является упрощение и повышение безопасности процесса отделения нептуния от плутония в аффинажных операциях технологии переработки отработавшего ядерного топлива.

Технический результат по первому варианту достигается тем, что в способе разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах, включающем восстановление плутония(IV) до плутония(III) реагентом-восстановителем, экстракцию из раствора нептуния IV), промывку экстракта в присутствии реагента-восстановителя от следов плутония(IV),в качестве реагента-восстановителя используют раствор карбогидразида.

Концентрация карбогидразида составляет от 0,3 моль/л и выше.

Концентрация азотной кислоты составляет от 3,0 моль/л и выше.

Продолжительность выдержки раствора для восстановления Np(VI) до Np(IV) до начала процесса экстракционного разделения составляет 270 - 300 минут при температуре 66°С.

Технический результат по второму варианту достигается тем, что в способе разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах, содержащих уран и технеций, включающем восстановление плутония(IV) до плутония(III) реагентом-восстановителем, экстракцию из раствора нептуния (IV), промывку экстракта в присутствии реагента-восстановителя от следов плутония(IV), в качестве реагента-восстановителя используют раствор карбогидразида, при этом при содержании ионов урана(VI) от 30 г/л и выше и одновременном присутствии ионов технеция(VII) выше 100 мг/л продолжительность выдержки раствора для восстановления Np(VI) до Np(IV) до начала процесса экстракционного разделения составляет не менее 40 минут при температуре от 40 до 50°С.

Концентрация карбогидразида составляет от 0,3 моль/л и выше.

Концентрация азотной кислоты составляет от 1,0 моль/л и выше.

Заявляемый способ проверен в лабораторных условиях.

Пример 1 (вариант 1 подготовки исходного раствора для разделения плутония и нептуния).

В азотнокислый раствор, содержащий нептуний(VI), вносили аликвоту раствора карбогидразида. После перемешивания осуществляли наблюдение за изменением концентрации валентных форм нептуния спектрофотометрическим методом при температуре 66°С. Нептуний(VI) очень быстро, за время смешения, восстанавливается до нептуния(V). Затем происходило более медленное образование нептуния(IV). После восстановления Np(V) до Np(IV) более чем на 95% реакцию считали законченной. Данное время при различных условиях концентрации азотной кислоты и карбогидразида указано в таблице 1.

Из результатов таблицы 1 следует, что для восстановления Np(V) до Np(IV) необходимо проводить выдержку раствора в азотной кислоте с концентрацией не менее 3 моль/л, концентрацией восстановителя не менее 0,3 моль/л при температуре 66°С в течение 270-300 минут. В этих условиях плутоний полностью восстанавливается до трехвалентного состоянии и тем самым реализуются условия создания валентной пары Pu(III)-Np(IV), пригодной к их дальнейшему разделению при помощи ТБФ в углеводородном разбавителе.

Использование азотной кислоты с концентрацией ниже 3 моль/л нецелесообразно как из-за уменьшения скорости восстановления Np(V), так и из-за низких коэффициентов распределения Np(IV) в ТБФ и, как следствие, возможно увеличение потерь нептуния с рафинатом аффинажного цикла.

Пример 2 (вариант 2 подготовки исходного раствора для разделения плутония и нептуния)

Условия варианта 2 отличались от варианта 1 тем, что в раствор добавляли нитрат уранила и технеций(VII) в виде пертехнетата аммония. Условия проведения и длительность процедуры восстановления Np(V) на 95% приведены в таблице 2.

При одновременном присутствии нитрата уранила и ионов технеция(VII) при температуре выше 50°С наблюдается обратное окисление Np(IV). Поэтому оптимальными условиями для выдержки раствора с целью получения максимального количества Np(IV) является температура от 40 до 50°С, концентрация азотной кислоты выше 1 моль/л, концентрация восстановителя - карбогидразида - не менее 0,3 моль/л и продолжительность выдержки от 40 до 100 минут в зависимости от концентрации ионов технеция(VII) (от 50 до 300 мг/л).

Пример 3. Осуществление экстракционного разделения плутония и нептуния (вариант 1). В качестве экстрагента использовали 30% раствор ТБФ в изопарафиновом разбавителе, предварительно отмытый от продуктов деструкции растворами карбоната и гидроксида натрия. Схема разделения представлена на Фиг. 1.

Водный раствор №27, подготовленный по примеру 1, а именно: концентрация азотной кислоты - 190 г/л; плутония - 6 г/л; нептуния - 1 г/л; восстановителя, карбогидразида - 0,3 моль/л, выдерживали при температуре 65°С в течение 270 мин, подавали в 6-ю ступень экстракционного каскада, а в первую ступень в противоток подавали экстрагент (раствор №26) в равной объемной доле с раствором №27. Промывной раствор №28 состава азотная кислота - 12 г/л; карбогидразид - 0,2 моль/л подавали в 10-ю ступень при соотношении фаз О/В=5/1. Результаты изменения концентраций компонентов по ступеням после проведения экстракционного разделения Pu и Np приведены в таблице 3.

В результате проведенной операции разделения нептуний(IV) перешел в экстракт (раствор №29) с концентрацией 1 г/л с коэффициентом очистки от плутония, равном 425, а плутоний(III) остался в рафинате (раствор №30) с коэффициентом очистки от нептуния, равным 3⋅103. Нептуний далее реэкстрагируют известным способом, например, слабой азотной кислотой или с применением комплексообразователя.

Пример 4. Осуществление экстракционного разделения плутония и нептуния в присутствии нитрата уранила и ионов технеция(VII) (вариант 2)

Схема разделения представлена на Фиг. 2.

Водный раствор №33 состава: уран - 30 г/л, плутоний - 6 г/л, нептуний - 1 г/л, технеций - 100 мг/л, азотная кислота - 190 г/л, карбогидразид - 27 г/л после выдержки при температуре 45°С в течение 50 минут подавали в 20-ю ступень экстракционного каскада. Промывной раствор №34 (состав идентичен примеру 3) подавали в 25-ю ступень. Оборотный экстрагент для разделительного процесса (раствор №32) подавали в 16-ю ступень; для отмывки рафината (раствор №36) от урана оборотный экстрагент подавали в 11-ю ступень (раствор №31).

Соотношение потоков фаз, О/В, составляло: на ступенях с 11 по 15 - 0,42, на ступенях с 16 по 20 - 0,83, на ступенях с 21 по 25 - 5.

После выхода каскада на стационарное состояние был выполнен анализ рафината (раствор №36) и экстракта (раствор №35). Состав рафината: плутоний - 5 г/л, нептуний - менее 2 мг/л, уран - 5,5 мг/л, технеций - 82,5 мг/л. Состав экстракта: плутоний - менее 2 мг/л, нептуний - 0,67 г/л, уран - 20 г/л, технеций - менее 1 мг/л.

Нептуний далее реэкстрагируют известным способом, например, слабой азотной кислотой или с применением комплексообразователя. Таким образом, предлагаемый способ устраняет недостатки прототипа при достижении высокой эффективности процесса разделения.

Источник поступления информации: Роспатент

Показаны записи 51-60 из 554.
10.12.2013
№216.012.8a5a

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002501100
Дата охранного документа: 10.12.2013
10.12.2013
№216.012.8a5b

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002501101
Дата охранного документа: 10.12.2013
10.12.2013
№216.012.8a5e

Устройство для резки чехла с отработавшим ядерным топливом в ячейке хранилища

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в устройствах для резки чехла с отработавшим ядерным топливом в ячейке хранилища. Устройство содержит вертикально-сверлильный станок, который установлен на платформе, расположенной с возможностью поворота относительно...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002501104
Дата охранного документа: 10.12.2013
10.12.2013
№216.012.8a60

Способ дезактивации материалов

Изобретение относится к ядерной технике и технологии, к дезактивации различных материалов, загрязненных радионуклидами. В заявленном способе дезактивацию проводят в две стадии: на первой стадии в разогретую до 110°C камеру дезактивации с загрязненными материалами подают пар, активированный...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002501106
Дата охранного документа: 10.12.2013
20.12.2013
№216.012.8e33

Устройство для определения максимальной энергии электронов

Предложено устройство для определения максимальной энергии электронов. Устройство содержит фильтр из электропроводящего материала с малым атомным весом и известной зависимостью пробега электронов от их энергии и детектор для регистрации электронов. Устройство выполнено в виде монолитного...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002502086
Дата охранного документа: 20.12.2013
20.12.2013
№216.012.8e76

Способ модификации поверхностей металлов или гетерогенных структур полупроводников

Изобретение относится к области машиностроения и может быть использовано в космических технологиях, авиастроении, автомобилестроении, станкостроении, технологиях создания строительных материалов и конструкций, в области трубопроводного транспорта и в технологии создания полупроводниковых...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002502153
Дата охранного документа: 20.12.2013
27.12.2013
№216.012.905a

Лазерное устройство контроля околоземного космического пространства

Изобретение относится к области лазерной локации. Лазерное устройство контроля околоземного космического пространства содержит установленные на первой оптической оси вспомогательный источник лазерного излучения, селектор угловых мод с первым зеркалом резонатора, задающий генератор рабочего...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002502647
Дата охранного документа: 27.12.2013
27.12.2013
№216.012.9179

Способ стабилизации монорельсовой ракетной тележки (варианты) и устройство для его осуществления (варианты)

Изобретение относится к пусковым установкам, а именно к испытательным стендам. Стабилизирующее устройство монорельсовой ракетной тележки (РТ) содержит основной башмак с собственной парой крыльев в виде пластин и возможностью охвата рельсовой направляющей и перемещения вдоль нее, два крыла,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002502934
Дата охранного документа: 27.12.2013
27.12.2013
№216.012.9181

Способ высокоскоростного метания из ствольной пороховой баллистической установки

Изобретение относится к области испытательной техники, в частности к способу высокоскоростного метания из ствольной пороховой баллистической установки. В способе высокоскоростного метания из ствольной пороховой баллистической установки используется два пороховых заряда, разделенных...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002502942
Дата охранного документа: 27.12.2013
27.12.2013
№216.012.9224

Лазер на парах щелочных металлов с диодной накачкой

Изобретение относится к лазерной технике. Лазер на парах щелочных металлов с диодной накачкой содержит лазерную камеру с внутренней полостью с прозрачными торцевыми окнами, замкнутый герметичный контур для циркуляции активной среды, проходящий через внутреннюю полость камеры в направлении,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002503105
Дата охранного документа: 27.12.2013
Показаны записи 31-40 из 40.
30.10.2019
№219.017.dbe6

Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства мокс-топлива

Изобретение относится к способам переработки некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива до процесса спекания. Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства МОКС-топлива включает раздельное растворение урана и плутония. Некондиционный материал...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002704310
Дата охранного документа: 28.10.2019
24.12.2019
№219.017.f192

Способ переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов

Изобретение относится к области ядерной энергетики. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов включает их нейтрализацию. Фракционирование ТПЭ и РЗЭ с выведением цезиево-стронциевой фракции, последующую экстракцию урана, плутония, нептуния,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002709826
Дата охранного документа: 23.12.2019
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
№220.018.2d71

Способ получения раствора азотнокислой соли четырехвалентного плутония

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002724971
Дата охранного документа: 29.06.2020
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
+ добавить свой РИД