Изобретение относится к атомной технологии, в частности, к процессам переработки ядерного горючего по фторидной сублиматно-разделительной технологии.
Одной из наиболее радиационно-опасных и трудноизвлекаемых микропримесей осколочных элементов, содержащихся в гексафториде регенерированного урана, является примесь рутения, в частности, в виде изотопов рутения-106 и рутения-103.
В целях исключения необоснованного облучения и снижения дозы излучения до возможно более низкого уровня, в частности, по изотопам рутения, необходимо извлечение этого элемента из гексафторида урана, как на стадиях получения, так и в процессах обогащения по изотопу уран-235.
Если такие примеси гексафторида урана, как плутоний-239, нептуний-237 или технеций-99, как правило в виде высших фторидов, достаточно эффективно извлекаются на известных сорбентах фторидах натрия, кальция, магния или лития, то высшие фториды рутения в силу химической специфичности улавливаются на перечисленных фторидах в значительно меньшей степени или не извлекаются вовсе. При переработке ядерного горючего очистку от соединений рутения требуется проводить практически на каждой стадии передела, в то время как большинство указанных примесей может быть выделено на определенных стадиях.
Например, нептуний-237 неплохо концентрируется в пыли электрофильтров.
Известен способ очистки гексафторида урана от продуктов деления, в том числе от рутения-106, на фториде натрия при температуре 360-400oC (1).
Известен способ очистки гексафторида урана от радионуклидов на карбонате кальция при температуре 160-670oC (2).
Недостатки способа: большие потери урана, высокая температура процесса, совместное извлечение примесей при малой эффективности.
Мы предлагаем для очистки гексафторида урана от соединений рутения контактировать первый в обычных (по температуре) условиях с фторидом трехвалентного железа.
Проведенными исследованиями по испытаниям различных неорганических фторидов по улавливанию микропримесей радионуклидов были получены следующие результаты (см. табл.1). Условия процессов улавливания примесей в этих исследованиях практически идентичны.
Фториды натрия и магния, являясь эффективными сорбентами практически для всех примесных радионуклидов, могут применяться по этой причине для общей очистки гексафторида урана от радионуклидов, но при дальнейшей переработке уловленных соединений элементов возникают большие трудности на стадии разделения. Аналогичные недостатки, хотя и в меньшей степени, присущи фториду лития.
Совершенно обособленно стоит в этом ряду фторид железа (III).
Как следует из табл.1, на фториде трехвалентного железа практически селективно концентрируется рутений, в том числе рутений-106. Этот факт создает предпосылки для селективного извлечения соединений рутения из гексафторида урана и отделения его от прочих осколочных элементов.
Коэффициенты селективности разделения примесей относительно рутения приведены в табл.2.
Коэффициенты селективности прочих исследованных сорбентов не превышают в лучших случаях величины, равной 3,5-4,0.
При проведении дополнительных исследований при увеличении высоты слоя фторида железа с 39 см до 110 см за счет увеличения времени контакта повысилось извлечение соединений рутения с 36,2% до 73,2% при незначительных содержаниях в сорбенте соединений плутония (3,2%), нептуния (0,7%) и следовых количеств технеция-99.
Пример 1.
Гексафторид урана, содержащий 2,43•103 БкRu-106/т, а также микрограммовые примеси Pu-239, Np-237 и Тс-99, пропускали при давлении 56,5 мм рт.ст. времени контакта около 10 с и температуре (24,72)oC через одинаковые количества сорбентов фторид железа (III) и фторид лития. Высота слоя каждого сорбента около 40 см. После контакта с каждым сорбентом около 1 т гексафторида урана, сорбенты анализировали на содержание радионуклидов (см. табл.3).
Пример 2.
Гексафторид урана, содержащий те же количества микропримесей, при аналогичных условиях, пропускали через слой фторида железа (III) высотой 110 см при времени контакта 20 с. После пропускания через сорбент около 0,5 т гексафторида урана в сорбенте было обнаружено 2,81•10-2 мкг Ru-106 и следовые нанограммовые количества технеция, нептуния и плутония.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
СПОСОБ ОЧИСТКИ ГЕКСАФТОРИДА УРАНА ОТ ФТОРИДОВ РУТЕНИЯ | 2011 |
|
RU2479490C2 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ГЕКСАФТОРИДА НИЗКООБОГАЩЕННОГО УРАНА ИЗ ОРУЖЕЙНОГО ВЫСОКООБОГАЩЕННОГО УРАНА | 2005 |
|
RU2292303C2 |
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА | 2014 |
|
RU2556108C1 |
СПОСОБ ОЧИСТКИ ГЕКСАФТОРИДА УРАНА ОТ НУКЛИДА ТЕХНЕЦИЯ-99 | 2006 |
|
RU2326052C2 |
СПОСОБ ОЧИСТКИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ УРАНОВЫХ ПРОДУКТОВ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ОТ РУТЕНИЯ | 2014 |
|
RU2576530C1 |
СПОСОБ УТИЛИЗАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 2007 |
|
RU2369928C2 |
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА АЭС | 1992 |
|
RU2012075C1 |
СПОСОБ ВЫДЕЛЕНИЯ СУРЬМЫ-125 ИЗ СМЕСИ ОСКОЛКОВ ДЕЛЕНИЯ, УРАНА, ТРАНСУРАНОВЫХ ЭЛЕМЕНТОВ, ПРОДУКТОВ КОРРОЗИИ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИХ ОТХОДОВ | 1992 |
|
RU2073927C1 |
СПОСОБ ОЧИСТКИ МЕТАЛЛИЧЕСКИХ ПОВЕРХНОСТЕЙ ОТ ОТЛОЖЕНИЙ УРАНА | 2014 |
|
RU2579055C1 |
СОРБЕНТ НА ОСНОВЕ УРАНИЛФТОРИДА И СПОСОБ ЕГО ПОЛУЧЕНИЯ | 2010 |
|
RU2422199C1 |
Использование: для очистки гексафторида урана от соединений рутения в процессах переработки ядерного горючего. Сущность изобретения: исходную смесь контактируют с неорганическим сорбентом - фторидом трехвалентного железа. Время контакта не менее 10 с. Фторид трехвалентного железа практически селективно извлекает из раствора рутений 106. 3 табл.
Способ очистки гексафторида урана от соединений рутения, включающий контактирование исходной смеси с неорганическим сорбентом, отличающийся тем, что в качестве неорганического сорбента используют фторид трехвалентного железа при времени контакта не менее 10 с.
Печь для непрерывного получения сернистого натрия | 1921 |
|
SU1A1 |
Б.В.Громов и др | |||
"Химическая технология облученного ядерного топлива", М., Энергоатомиздат, 1983, с.224 | |||
Аппарат для очищения воды при помощи химических реактивов | 1917 |
|
SU2A1 |
Патент США N 4364906, C 01G 43/06, 1982. |
Авторы
Даты
1996-10-27—Публикация
1993-05-26—Подача