СПОСОБ ОЧИСТКИ УРАНА ОТ ПЛУТОНИЯ Российский патент 1998 года по МПК G21C19/44 G21C19/46 C01G43/00 C01G56/00 B01D11/04 

Предлагаемый способ предназначен для очистки возвратного высокообогащенного урана от плутония с целью дальнейшего его использования в качестве топлива реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.

Этот уран из-за повышенного содержания в нем плутония (1 - 30 мк/кг урана) не может быть реализован как на внутреннем, так и на внешнем рынках. Предприятия, изготовляющие топливо и ТВС, предъявляют жесткие требования по содержанию плутония. Так, например, американские фирмы первоначально ограничили содержание плутония на уровне не более 1 мкг/кг, а позднее выставили условием содержание плутония в уране на уровне 0,1 мкг/кг.

Таким образом, коэффициенты очистки урана от плутония должны быть более - 10⁵.

Существующие экстракционные способы разделения урана и плутония растворами ТБФ в инертном разбавителе только за три экстракционных цикла очистки позволяют достигнуть коэффициентов очистки урана от плутония - 3 • 10⁵ [1, 2].

Известен способ очистки урана от плутония экстракцией 30%-ным раствором трибутилфосфата при высокой степени насыщения экстрагента ураном, так как последнее способствует увеличению коэффициента очистки урана от плутония. Этот способ взят нами за прототип /3/. В соответствии с данным способом после операции совместной экстракции урана и плутония осуществляется промывка насыщенных по урану экстрактов раствором азотной кислоты, содержащим в качестве восстановителя для переведения плутония из экстрагируемого четырехвалентного состояния в неэкстрагируемое трехвалентное ионы двухвалентного железа. В качестве стабилизатора двухвалентного железа используется гидразин или сульфат-ион. С помощью ионов железа (II) в роли восстановителя на операции разделения урана и плутония по данной технологии удается получить коэффициенты очистки урана от плутония на уровне 10⁴.

К недостаткам данного способа можно отнести недостаточную очистку урана от плутония несмотря на проведение процесса экстракции с высокой степенью насыщения экстрагента ураном и использования промывного раствора, содержащего в качестве восстановителя плутония (IV) ионы железа (II).

Целью настоящего изобретения является повышение коэффициентов очистки урана от плутония до уровня 10⁵ - 10⁶ с получением концентрата урана (90 - 100 г/л) и содержанием плутония менее 1 мкг/кг урана.

Поставленная цель достигается тем, что проводят дополнительную промывку экстракта раствором 0,5 ± 0,1 моль/л азотной кислоты, содержащим по 0,5 - 1 г/л щавелевой и диэтилентриаминпентауксусной кислот. Нами установлено статическими (коэффициент распределения) и динамическими опытами с использованием лабораторной установки (коэффициент очистки), что совместное использование двух известных комплексообразователей приводит к достижению поставленной цели.

Сущность способа заключается в следующем.

Раствор с концентрацией урана 100 - 150 г/л, плутония до 30 мг/кг урана, азотной кислоты 2,5 ± 0,5 моль/л дозируется в 10-ть ступень 16-ти ступенчатого экстракционного промывного блока. В 1-ю ступень поступает 30 % ТБФ и насыщается ураном. Экстракт последовательно промывается на 4-х ступенях 2 - 3 моль/л азотной кислотой, содержащей 1 - 2 г/л железа (II) и 2 - 5 г/л гидразина, а затем на 2-х ступенях раствором 0,5 моль/л азотной кислоты, содержащей по 0,5 - 1,0 г/л щавелевой и диэтилентриаминпентауксусной кислот. Расход промывных растворов меньше расхода экстрагента в 5 - 7 раз.

Промытый экстрагент поступает на 12-ступенчатый блок для реэкстракции урана водой, а затем экстрагент поступает на промывку содой. На чертеже приведена принципиальная схема очистки урана от плутония.

Пример 1.

Коэффициенты распределения плутония в зависимости от состава промывных растворов представлены в табл. 1.

Введение в водный раствор дополнительно к железу (II) ДТПА или щавелевой кислоты не изменяет коэффициент распределения плутония. В среде 3 моль/л HNO₃ комплексы не образуются.

При использовании водного раствора состава 0,5 моль/л азотной кислоты и по 1 г/л комплексона (опыты 4, 5) позволили получить почти равные коэффициенты распределения (0,015 - 0,02).

Совместное использование комплексонов по 1 г/л (опыт 6) привело к снижению коэффициентов распределения в 5 - 7 раз.

При содержании плутония в опыте 50 мг/л концентрации H₂C₂O₄ и ДТПА как по отдельности, так и вместе во много сотен раз превышают концентрацию плутония и синергетизм совместного использования нельзя объяснить только увеличением концентрации комплексообразующего реагента за счет второго. Использование двух реагентов приводит к образованию двойного комплекса, константа нестойкости которого много меньше, чем у индивидуальных комплексов.

Выводы статических опытов по определению коэффициентов распределения плутония при экстракции 30 % ТБФ из водных растворов различного состава подтвердили опытами на экстракционной установке. Состав исходного раствора следующий: концентрацию урана 150 г/л, плутония 29 мг/кг крана, азотная кислота - 2,5 моль/г (пример 2).

Пример 2.

Коэффициенты очистки урана от плутония в зависимости от состава второго промывного раствора и количества ступеней представлены в табл. 2.

Состав промывного раствора первой промывки следующий: - HNO₃ 2 моль/л, Fe²⁺ 1 г/л, гидразин 2,5 г/л, одинаковый во всех опытах. Состав промывного раствора дополнительной промывки следующий: азотная кислота 0,5 моль/г, щавелевая кислота 1 г/л (опыты 1 и 2) и дополнительно ДТПА 1 г/л (опыты 3 и 4).

Увеличение количества ступеней до 5 и 3 (опыт 2) по сравнению с опытом 1 не повышает коэффициенты очистки крана от плутония. Введение дополнительно в состав промывного раствора ДТПА (опыт 3) увеличило коэффициенты очистки урана от плутония в 8 - 10 раз, что вполне вытекает из выводом к примеру 1. Дополнительными исследованиями установлено, что снижение концентрации ДТПА до 0,5 г/л не уменьшает коэффициенты очистки урана от плутония. Снижение количества ступеней до первоначального (опыт 4) не повлияло на коэффициенты очистки.

Внедрение предлагаемого способа позволит производить глубокую очистку урана от плутония.

Список литературы:
1. Вдовенко В.М. Современная радиохимия, М.: Атомиздат, 1969, с. 459 - 465.

2. Химическая технология облучаемого ядерного горючего. Под ред. Шевченко В.Б. - М.: Атомиздат, 1971, с. 169 - 180.

3. Землянухин В. И. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. - М.; Энергоатомиздат, 1989, с. 90 - 94.

Изобретение относится к области получения соединений для топлива ядерных реакторов, в частности к очистке урана от плутония. Уран и плутоний извлекают в растворы трибутилфосфата в инертном разбавителе. Проводят промывку экстракта, насыщенного по урану, раствором азотной кислоты, содержащим железо (II) и гидразин. Затем проводят вторую промывку экстракта 0,5 моль/л раствором азотной кислоты, содержащим по 0,5 - 1 г/л щавелевой и диэтилентриаминпентауксусной кислот. 2 табл., 1 ил.

Способ очистки урана от плутония, включающий извлечение урана и плутония в растворы трибутилфосфата в инертном разбавителе, промывку насыщенного по урану экстракта раствором азотной кислоты, содержащим железо (II), гидразин, отличающийся тем, что проводят вторую промывку экстракта 0,5 моль/л раствором азотной кислоты, содержащим по 0,5 - 1 г/л щавелевой и диэтилентриаминпентауксусной кислот.