СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ВЫСОКООБОГАЩЕННОГО УРАНА Российский патент 1999 года по МПК C22B60/02 G21F9/28 C22B3/06 

Изобретение относится к технологии переработки высокообогащенного оружейного урана (ВОУ) в низкообогащенный уран энергетического назначения.

Известен способ переработки ВОУ, включающий окисление урана с последующим смешением полученного оксида с окислом низкообогащенного урана [1]. Полученный таким способом оксид урана содержит плутоний и продукты распада урана-232.

Известен способ переработки ВОУ и его сплавов, включающий окисление ВОУ, фторирование окислов, очистку полученного гексафторида урана методом центробежного разделения на каскаде газовых центрифуг с последующим смешением с газовым потоком гексафторида низкой степени обогащения [2]. Недостатком способа является получение продукта с содержанием плутония выше уровня, установленного международным стандартом.

Наиболее близким по технологической сущности является способ переработки ВОУ, включающий следующие операции: перевод металла в стружку; окисление стружки до закиси-окиси; растворение закиси-окиси в азотной кислоте; восстановление и стабилизация плутония в трехвалентном состоянии с использованием гидразина; экстракционный аффинаж с использованием трибутилфосфата (ТБФ) в парафиновом разбавителе; осаждение диураната аммония из реэкстракта, сушка и прокалка его до оксидов [3].

Полученные оксиды ВОУ могут быть направлены на фторирование до гексафторида с последующим смешением с гексафторидом урана низкой степени обогащения. Этот способ позволяет получить кондиционный продукт, но включает много операций по переводу металла в форму, удобную для растворения: перевод металла в стружку, сжигание стружки, измельчение и просеивание закиси-окиси. В процессе окисления стружки температура увеличивается до 1000^oC, что приводит к снижению химической активности полученной закиси-окиси и загрязнению ее продуктами коррозии оборудования. Кроме этого на стадии операции растворения нерастворенный остаток достигает 2% от исходной массы, что вызывает необходимость двухступенчатой фильтрационной очистки растворов. Кроме того, за один экстрационный цикл не обеспечивается стабильная очистка ВОУ от плутония.

Задачей изобретения является разработка способа, позволяющего уменьшить количество трудоемких операций, осложняемых требованиями ядерной безопасности и промышленной санитарии.

Поставленная задача решается тем, что в способе переработки ВОУ, включающем получение азотнокислого раствора урана, содержащего плутоний в трехвалентном состоянии, экстракционный аффинаж и переработку реэкстракта до оксидов урана, получение азотнокислого раствора урана осуществляют электрохимическим растворителем высокообогащенного урана в растворе 2-5 моль/л азотной кислоты при температуре не более 50^oC и начальной анодной плотности тока 0,2 - 1,5 А/см², а после растворения 85-90 мас.% урана электрохимическое растворение ведут в присутствии гидразина при его концентрации в растворе 4-8 г/л.

Заявляемый способ осуществляют следующим образом.

Высокообогащенный уран предварительно переплавляют в слитки, имеющие форму и размеры, пригодные для загрузки в качестве анода в электролизер ядернобезопасной геометрии. Корпус электролизера, выполненный из токопроводящего материала, устойчивого к воздействию азотной кислоты, (нержавеющая сталь, титан и т.д.) выполняет функцию катода. Раствор 2-5 моль/л азотной кислоты циркулирует по схеме "электролизер - емкость - электролизер". Температуру электролита поддерживают в интервале 25-50^oC путем охлаждения электролизера или емкости проточной водой. Начальную анодную плотность тока поддерживают в пределах 0,2 - 1,5 А/см² для обеспечения выхода по току 97-99%. Скорость растворения урана пропорциональная расходу электрического тока и составляет 1,4 - 1,6 г/А•час.

Как показали исследования, повышение температуры электролита более 50^oC сопровождается выделением окислов азота, обусловленным химическим взаимодействием азотной кислоты с металлическим ураном.

После растворения 85 - 90 мас.% урана электролитическое растворение ведут в присутствии гидразина при его концентрации в растворе 4-8 г/л, при этом достигается скорость наработки четырехвалентного урана 0,3 - 0,4 г/А•час и обеспечивается необходимая полнота восстановления плутония до трехвалентного состояния.

При увеличении концентрации гидразина в электролите более 8 г/л и температуры более 50^oC наблюдалось образование мелкодисперсной гидратированной двуокиси урана.

В зависимости от содержания плутония в ВОУ варьируя в заявляемых пределах концентрацией гидразина и количеством остаточного урана, подвергаемого электрохимическому растворению в присутствии гидразина, можно получать в растворе концентрацию четырехвалентного урана, необходимую для достижения требуемой степени очистки урана от плутония при экстракции.

Пример. Металлический ВОУ в виде стержня массой 200 г с содержанием плутония 460 Бк/г электрохимически растворяли в водоохлаждаемой ячейке, корпус которой служил катодом, ВОУ - анодом. Сила тока поддерживалась на уровне З0 А, анодная плотность тока по мере растворения стержня ВОУ возрастала с 0,25 до 1,5 А/см². В качестве исходного электролита использовали азотную кислоту 3,9 моль/л. За 0,5 часа до конца растворения, когда в раствор перешло 90 мас. % ВОУ, в электролит добавили гидразин в количестве 8 г/л. Процесс растворения длился 4 часа, температуру электролита поддерживали 45^oC. По окончании растворения был получен раствор состава
Уран общий - 182,4 г/л
Уран общий (IV) - 6,6 г/л
Гидразин - 5,5 г/л
Азотная кислота - 2,1 моль/л
Раствор контактировали в делительной воронке с 25% ТБФ (разбавитель РЭД-1) при отношении фаз O:B = 1:1 до наступления равновесия. Концентрация плутония в уране, выделенном из экстракта, менее 5 Бк/г урана, что соответствует требованиям, предъявляемым к качеству товарной закиси-окиси.

Изобретение позволяет исключить трудоемкие операции по переводу металла в стружку, окислению ее до оксидов, измельчению, просеиванию и фасовке и соответственно оборудование для этих операций. В процессе получения раствора урана сокращаются затраты на фильтрацию раствора, снижается количество нитрозных газов. Сокращаются количества отходов ВОУ и затраты на их переработку, повышается качество и стабильность экстракционного аффинажа, что позволяет осуществлять его в одну стадию с получением кондиционного урана по содержанию плутония.

Источники информации
1. А. Макхиджани, Э. Макхиджани. Ядерные материалы сквозь тусклое стекло? IEEP PRESS, 1995.

2. Патент РФ N 2057377, G 21 C 19/42, 48, опубл. 27.03.96.

3. В.Н.Башлачев, В.А.Белов, А.А.Гущин и др. Отработка технологии очистки возвратного урана от микроколичеств плутония, вывода их схемы и сокращения объема водно-хвостовых растворов. Доклад на IV научно-технической конференции Сибирского химического комбината г. Северск, 28-31 мая 1996 г. (прототип).

Изобретение относится к технологии переработки высокообогащенного оружейного урана (ВОУ) в низкообогащенный уран энергетического назначения. Способ включает электрохимическое растворение высокообогащенного урана в растворе 2-5 моль/л азотной кислоты при температуре не более 50^oС и начальной анодной плотности тока 0,2-1,5 А/см², которое после растворения 85-90 мас. % урана ведут в присутствии гидразина при его концентрации в растворе 4-8 г/л, полученный раствор направляют на экстракционный аффинаж с последующей переработкой реэкстракта до оксидов урана. Изобретение позволяет сократить технологический цикл переработки ВСУ, повысить качество и стабильность экстракционного аффинажа с получением урана требуемой чистоты по плутонию.

Способ переработки высокообогащенного урана, включающий получение азотнокислого раствора урана, содержащего плутоний в трехвалентном состоянии, его экстракционный аффинаж и переработку реэкстракта до оксидов урана, отличающийся тем, что получение азотнокислого раствора урана осуществляют электрохимическим растворением высокообогащенного урана в растворе 2 - 5 моль/л азотной кислоты при температуре не более 50^oC и начальной анодной плотности тока 0,2 - 1,5 А/см², а после растворения 85 - 90 мас.% урана электрохимическое растворение ведут в присутствии гидразина при его концентрации в растворе 4 - 8 г/л.