СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА, ОБОГАЩЕННОГО ДЕЛЯЩИМСЯ МАТЕРИАЛОМ Российский патент 2001 года по МПК G21C19/46 G21F9/06 

Изобретение относится к способам переработки ядерного топлива, обогащенного делящимся материалом (ОЯТ), и может быть использовано при переработке урана, обогащенного ураном-235.

Известны различные способы переработки ОЯТ. При этом ядерная безопасность обеспечивается одним из четырех методов:
- введением в делящийся материал поглотителей нейтронов;
- использованием оборудования ядерно-безопасной геометрии;
- ограничением массы делящегося материала и
- ограничением концентрации делящегося материала.

Известен способ переработки ОЯТ, заложенный фирмой COGEMA в технологию завода UP-3. Обеспечение ядерной безопасности достигается введением в раствор азотнокислого урана, направляемого на экстракционную переработку, растворимого гомогенного поглотителя нейтронов, например нитрата гадолиния [Синев Н. М. Экономика ядерной энергетики: Основы технологии и экономики производства ядерного топлива. Экономика АЭС: Учеб. пособие для вузов.-3-е изд. , перераб. и доп. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - С. 371]. Недостатками данного способа являются:
- загрязнение обогащенного урана поглотителем нейтронов, от которого потребуется дополнительная очистка урана;
- увеличение засоленности высокоактивных отходов;
- затраты на приобретение поглотителя.

Известен способ переработки ОЯТ, в котором ядерная безопасность экстракционной технологии переработки обогащенного урана обеспечивается использованием ядерно-безопасного оборудования. Например, в радиохимической технологии нашли применение смесители-отстойники, у которых ядерная безопасность обеспечивается ограничением высоты или ширины секции или толщины слоя жидкости (В. И.Землянухин, Е.И.Ильенко, А.Н.Кондратьев и др. Радиохимическая перерабока ядерного топлива АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1983. - С. 77-78). Недостаток этого способа состоит в ограничении производительности технологического оборудования.

В данном изобретении ядерная безопасность обеспечивается ограничением концентрации урана-235 в перерабатываемых растворах.

В таблице 1 приведены значения критических концентраций урана разной степени обогащения изотопом урана-235 для раствора уранилнитрата в воде, обеспечивающие ядерную безопасность растворов, в том числе:
- минимальные критические концентрации (при этих концентрациях ядерно-опасных делящихся нуклидов эффективный коэффициент размножения нейтронов равен единице);
- ядерно-безопасные концентрации (получены делением значений минимальных критических концентраций на коэффициент запаса 1,3);
- нормы безопасных концентраций (получены делением безопасных концентраций на величину (1 + ΔC/100), где ΔC - суммарная погрешность определения концентрации ядерно-опасного делящегося нуклида, определенная с доверительной вероятностью P не менее 0,95) [Диев Л.В., Рязанов Б.Г., Мурашов А.П. и др. Критические параметры делящихся материалов и ядерная безопасность: Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1984. - С. 17, 149]. Показатель нормы безопасной концентрации учитывает погрешность определения концентрации ядерно-опасного делящегося материала, которая зависит от средства измерения и может быть весьма значительной.

В соответствии с данными, приведенными в таблице 1, переработка ОЯТ становится ядерно-безопасной, если в процессе переработки ОЯТ концентрация обогащенного урана в растворах не будет превышать норм безопасных концентраций урана, приведенных в таблице 1 для урана разной степени обогащения.

Например, по данным таблицы 1 ядерно-безопасная концентрация азотнокислого раствора урана, обогащенного по урану-235 до 5 мас.%, равна 230 г/л. В водном потоке, например реэкстракта уранилнитрата, концентрацию урана можно определять гамма- абсорбциометром типа ФЭГ-1еЮ "Металл" с суммарной погрешностью, равной 20% (при P = 0,95). При такой суммарной погрешности определения концентрации урана норма безопасной концентрации урана будет равна:
С_норма = С_яд.без./(1 + ΔС/100) = 230/(1 + 20/100) = 192 г/л.

В процессе экстракционной переработки ОЯТ с применением в качестве экстрагента растворов трибутилфосфата (ТБФ) возможны ситуации, когда концентрация обогащенного урана в технологических растворах превысит норму безопасной концентрации.

В таблице 2 приведены равновесные концентрации урана в водной фазе и фазе экстрагента в системе "30%-ный ТБФ в Амско 125-82 - UO₂(NO₃)₂ - H₂O" при температуре +20^oC [Николотова З.И. Экстракция нейтральными органическими соединениями. Актиноиды: Справочник. - М.: Энергоатомиздат, 1987. - С. 90].

Как видно из данных таблицы 2, равновесные концентрации урана в водной фазе могут значительно превышать ядерно-безопасные даже для случая слабообогащенного урана. Так, при насыщении 30%-ного ТБФ ураном, близком к предельному 125,3 г/л, равновесная концентрация урана в реэкстракте может достичь 591,7 г/л, тогда как для урана, обогащенного ураном-235 до 5 мас.%, норма безопасной концентрация урана по данным таблицы 1 принята равной 192 г/л.

Известны экстракционные способы переработки ОЯТ, в которых ядерная безопасность обеспечивается ограничением концентрации урана в экстракте посредством ограничения емкости экстрагента по урану через снижение содержания ТБФ в экстрагенте.

Так, в известных способах экстракционной переработки облученного ядерного горючего для природного и низкообогащенного урана принята 30%-ная концентрация ТБФ на всех зарубежных заводах, за исключением завода в Уиндскейле, где работают с 20%-ным ТБФ [В.И.Землянухин, Е.И.Ильенко, А.Н.Кондратьев и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. - М.: Энергоатомиздат, 1983. - С. 85]. В случае переработки высокообогащенного по урану-235 топлива (Саванна-Ривер, Айдахо) или топлива с высоким содержанием плутония концентрацию ТБФ снижают до 2,5-5%, чтобы избежать образования ядерно-опасных концентраций делящихся нуклидов в экстракте. Недостаток этих способов состоит в ограничении концентрации урана лишь в фазе экстрагента, при этом концентрация урана в водной фазе при реэкстракции этим приемом не ограничивается.

Известен способ переработки ОЯТ, извлеченного из реакторов различного целевого назначения, применяемый фирмой "Еврокемик" в Моле (Бельгия) [Мицкевич Ю. Г. , Богатова Л.С. Автоматическое управление технологическими процессами радиохимических производств. - М.: Атомиздат, 1979. - С. 115-120] . Этот способ, являющийся вариантом известного "Пурекс-процесса", включает следующие операции:
- экстракционную очистку урана от примесей, в том числе и от плутония, на первом экстракционном цикле;
- аффинаж урана на втором экстракционном цикле.

В качестве экстрагента используются растворы ТБФ в инертном разбавителе.

Ядерная безопасность в этой технологии обеспечивается ограничением концентрации урана в исходных водных растворах, подаваемых на экстракцию, и в органических. Например, концентрация урана в непрерывно подаваемом на экстракцию растворе доводится до 143 г/л, что позволяет использовать одну и ту же технологическую схему для всех типов топлива, начиная от природного урана и до урана 5%-ного обогащения. При этом для экстракции слабообогащенного урана используется 30%-ный ТБФ в инертном разбавителе, емкость которого по урану ниже максимального значения ядерно-безопасной концентрации урана. При переработке на том же оборудовании высокообогащенного урана (вплоть до 93%-ного по урану-235) используется более разбавленный экстрагент - с 5%-ным содержанием ТБФ.

Согласно обзору, составленному В. М. Козаковым по материалам открытой зарубежной печати [Завод по переработке облученного топлива объединения "Еврокемик" в Моле, АИНФ 70 (ОБ). - М.: ЦНИИа-томинформ, 1970. - 89 с.], в вышеупомянутом процессе концентрация урана в реэкстракте обеспечивается поддержанием соотношения расходов экстракта урана и реэкстрагирующего раствора.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому способу переработки ОЯТ, взятым в качестве прототипа, является способ переработки ОЯТ, известный как "Процесс ТБФ-25" [Переработка ядерного горючего /Под ред. С. Столера и Р. Ричардса. - М.: Атомиздат, 1964. - С. 7, 245-257], включающий следующие операции на первом экстракционном цикле:
- экстракцию высокообогащенного урана (90%-ного по урану-235) из азотнокислого раствора нитрата алюминия экстрагентом, содержащим 4,5% ТБФ в разбавителе;
- промывку экстракта;
- реэкстракцию урана 0,02 М азотной кислотой.

В качестве экстракторов в этой технологии использованы пульсационные колонны.

Концентрация урана-235 в растворах не превышает ядерно-безопасной при регламентном режиме работы. Из всех технологических растворов наибольшую концентрацию урана имеет реэкстракт с содержанием урана 4,98 г/л, что обеспечивается поддержанием заданного регламентом соотношения расходов экстрагента и водного реэкстрагирующего раствора.

Недостаток данного способа переработки ОЯТ, как и предыдущего, состоит в том, что данные способы не обеспечивают гарантированного получения ядерно-безопасной концентрации обогащенного урана в реэкстракте при нештатных ситуациях, так как единственным и достаточно ненадежным приемом ограничения концентрации урана в реэкстрактах является поддержание заданных соотношений расходов экстрагента и реэкстрагирующего раствора. На практике возможны ситуации, когда из-за нарушения соотношения расходов органической (О) и водной фаз (В) (увеличения отношения О:В) концентрация урана в реэкстракте приблизится к значению, равновесному концентрации урана в экстракте.

На чертеже, взятом из описания прототипа, приведено равновесное распределение урана между 4,5%-ным ТБФ в растворителе АМСКО и водными растворами, содержащими 0,04 М азотной кислоты [Переработка ядерного горючего /Под ред. С. Столера и Р.Ричардса. - М.: Атомиздат, 1964. - С. 249, рис.2.108] (см. чертеж).

По прототипу концентрация урана (90%-ного обогащения по урану-235) в экстракте, направляемом на реэкстракцию, составляет 1,99 г/л. Из чертежа следует, что концентрация урана в водной фазе, равновесная концентрации урана в экстракте, будет равна 35 г/л, что в 3 раза выше ядерно-безопасной концентрации 11,2 г/л для урана, обогащенного до 90 мас.% по урану-235, найденной интерполяцией безопасной концентрации 10 г/л, приведенной в таблице 1 для урана, обогащенного до 95 мас.% по урану-235.

Задача изобретения - обеспечение ядерной безопасности в способе переработки ОЯТ.

Поставленная задача достигается тем, что в предлагаемом способе переработки ядерного топлива, обогащенного делящимся материалом, включающем один или более экстракционных циклов с применением трибутилфосфата в органическом разбавителе в качестве экстрагента, экстракт перед реэкстракцией разбавляют оборотным экстрагентом в соотношении, обеспечивающем равновесную концентрацию извлекаемого делящегося материала в реэкстракте в пределах нормы ядерно-безопасной концентрации.

Данный способ не приведет к снижению очистки урана или плутония или урана и плутония на экстракции от примесей и обеспечит ядерную безопасность процесса реэкстракции.

Примеры реализации способа
Для определения соотношения разбавления экстракта урана оборотным экстрагентом нашли предельные значения концентрации урана в экстрактах, при которых равновесные ей концентрации урана в реэкстрактах будут равны норме ядерно-безопасной концентрации урана с разной степенью обогащения изотопом уран-235. В системе "раствор ТБФ в органическом разбавителе - UO₂(NO₃)₂ - HNO₃ - H₂O" в процессе реэкстракции урана с повышением температуры растворов и понижением содержания азотной кислоты в реэкстрагирующем растворе равновесная концентрация урана в реэкстрактах растет. Эксперименты поставили при температуре +75^oC (как правило, температуру растворов на реэкстракции выше +75^oC в производственных условиях по условиям пожаро-взрывобезопасности не поднимают) и отсутствии азотной кислоты в реэкстрагирующем растворе. В этих условиях концентрация урана в реэкстрактах достигает максимальных значений.

В экспериментах были использованы экстрагенты с различным содержанием ТБФ в углеводородном разбавителе РЭД-2 (жидкости углеводородной нефтяной для разбавления экстрагента, содержащей не менее 98,5% мас. н-алканов и не более 1,5% мас. ароматических углеводородов): 40, 30, 20, 15, 10, 5 и 2 об.% ТБФ, а также исходные водные растворы уранилнитрата, с содержанием урана: 192, 257 и 378 г/л, равными норме безопасной концентрации для урана со степенью обогащения изотопом уран-235: 5, 4 и 3% соответственно.

Отдельные порции экстрагентов были приведены в равновесие с исходными водными растворами при температуре +75^oC путем трижды повторенной экстракции урана одной и той же порцией экстрагента из каждый раз новой порции одного и того же исходного водного раствора при соотношении фаз О:В = 1:10. В результате экспериментов были получены экстракты урана, равновесные водным растворам с концентрацией урана близкой, но не превышающей нормы безопасной концентрации для растворов уранилнитрата с разной степенью обогащения изотопом урана-235.

Необходимые соотношения разбавления экстрактов урана оборотным экстрагентом определили, разделив значение емкости по урану использованных экстрагентов (его рассчитали с учетом поправки на относительное увеличение объема экстракта при экстракции уранилнитрата [Николотова З.И., Карташова Н.А. Экстракция нейтральными органическими соединениями: Справочник по экстракции в 3-х томах /Под ред. д-ра хим. наук А.М.Розена. - М.: Атомиздат, 1976. T. 1. - С. 8]), на экспериментально найденное содержание урана в экстрактах, равновесное содержанию урана в водных растворах, близкое норме безопасной концентрации урана.

Результаты экспериментов и расчетов соотношения разбавления экстрактов урана оборотным экстрагентом приведены в таблицах 3,4,5.

В таблице 3 приведены экспериментально найденные значения концентраций урана в экстрактах и равновесные им концентрации урана в водной фазе, не превышающие значений нормы безопасной концентрации урана, обогащенного ураном-235 до 5 мас.%.

Из данных таблицы 3 следует, что для гарантированного получения ядерно-безопасного реэкстракта урана, обогащенного изотопом урана-235 до 5 мас. %, экстракт урана, содержащий от 2 до 40 об.% ТБФ, следует разбавить оборотным экстрагентом не менее чем в 1,54 раза.

В таблице 4 приведены экспериментально найденные значения концентраций урана в экстрактах и равновесные им концентрации урана в водной фазе, не превышающие значений нормы безопасной концентрации урана, обогащенного ураном-235 до 4 мас.%.

Из данных таблицы 4 следует, что для гарантированного получения ядерно-безопасного реэкстракта урана, обогащенного изотопом урана-235 до 4 мас. %, экстракт урана, содержащий от 2 до 40 об.% ТБФ, следует разбавить оборотным экстрагентом не менее чем в 1,24 раза.

В таблице 5 приведены экспериментально найденные значения концентраций урана в экстрактах и равновесные им концентрации урана в водной фазе, не превышающие значений нормы безопасной концентрации урана, обогащенного ураном-235 до 3 мас.%.

Из данных таблицы 5 следует, что для гарантированного получения ядерно-безопасного реэкстракта урана, обогащенного изотопом урана-235 до 3 мас. %, экстракт урана, содержащий от 2 до 40 об.% ТБФ, следует разбавить оборотным экстрагентом не менее чем в 1,14 раза.

Таким образом, экспериментально получены значения соотношения разбавления экстрактов урана оборотным экстрагентом, обеспечивающие получение реэкстрактов обогащенного урана с его концентрацией, не превышающей норм безопасных концентраций урана.

Для проверки полученных данных были поставлены эксперименты по разбавлению предельно насыщенных ураном экстрактов оборотным экстрагентом в экспериментально найденных соотношениях с последующим получением равновесных им реэкстрактов урана. В этих экспериментах был использован экстрагент, содержащий 30 об.% ТБФ в углеводородном разбавителе РЭД-2.

Двумя экстракциями уранилнитрата при соотношении фаз О:В = 1:1 из двух порций одного и того же водного раствора, содержащего 608 г/л урана, был получен экстракт, насыщенный ураном до 125,1 г/л (достигнуто практически предельное насыщение). Далее отдельные порции экстракта были разбавлены оборотным экстрагентом в соотношениях: 1,54; 1,24; и 1,14, обеспечивающих равновесные содержания урана в водных растворах, не превышающие норм безопасной концентрации для урана разной степени обогащения, а именно:
- 192 г/л для урана, обогащенного изотопом урана-235 до 5 мас.%;
- 257 г/л для урана, обогащенного изотопом урана-235 до 4 мас.%;
- 378 г/л для урана, обогащенного изотопом урана-235 до 3 мас.%.

Затем из разбавленных экстрактов при температуре +75^oC провели реэкстракцию урана водой при соотношении фаз О:В = 30:1, проведя трижды контакт одной и той же порции воды с тремя порциями одного и того же экстракта. Такой прием обеспечивает получение реэкстрактов, концентрация урана в которых будет находиться в равновесии с ураном в экстрактах, разбавленных оборотным экстрагентом.

Равновесные значения содержания урана в экстрактах и реэкстрактах приведены в таблице 6.

Из данных таблицы 6 следует, что разбавление 30%-ного ТБФ в разбавителе РЭД-2, предельно насыщенного ураном, оборотным экстрагентом в экспериментально найденных соотношениях, позволяет получать экстракты урана, равновесная концентрация которого в водных растворах не превысит норм безопасной концентрации для урана разной степени обогащения.

Таким образом, из данных таблиц 3, 4, 5 и 6 видно, что при разбавлении экстрактов урана оборотным экстрагентом в соотношении, обеспечивающем равновесную концентрацию извлекаемого делящегося материала в реэкстракте в пределах нормы ядерно-безопасной концентрации, гарантированно обеспечивается ядерная безопасность при контактах разбавленного экстракта урана с водой или водными азотнокислыми растворами.

Следует отметить, что применение данного способа переработки ОЯТ в каждом конкретном случае требует перерасчета нормы ядерно-безопасной концентрации и соотношения разбавления экстракта оборотным экстрагентом, учитывая погрешность метода определения концентрации ядерно-опасного делящегося нуклида, используемого на предприятии.

Осуществление предложенного способа переработки ОЯТ позволит гарантированно обеспечить получение реэкстрактов обогащенного урана ядерно-безопасной концентрации, что позволит перерабатывать растворы обогащенного урана в оборудовании ядерно-опасной геометрии. В частности, благодаря этому открывается возможность перевести радиохимические заводы, перерабатывающие топливо промышленных реакторов, изготовленного из природного урана, на переработку облученного ядерного горючего на основе обогащенного урана, а также отходов производства ТВЭЛов, содержащих обогащенный уран, с использованием действующего высокопроизводительного экстракционного оборудования ядерно-опасной геометрии.

Данный способ переработки ОЯТ применим и в экстракционной технологии переработки растворов плутония-239 или растворов, содержащих смесь обогащенного урана и плутония-239.

Изобретение относится к способам переработки ядерного топлива и может быть использовано при переработке урана, обогащенного ураном-235. Способ включает один или более экстракционных циклов с применением трибутилфосфата в органическом разбавителе в качестве экстрагента. При этом производят разбавление оборотным экстрагентом экстракта перед реэкстракцией в соотношении, обеспечивающем равновесную концентрацию извлекаемого делящегося материала в реэкстракте в пределах нормы ядерно-безопасной концентрации. Технический результат заключается в обеспечении получения реэкстрактов обогащенного урана ядерно-безопасной концентрации и возможности переработки растворов обогащенного урана в оборудовании ядерно-опасной геометрии. Данный способ применим в экстракционной технологии переработки растворов плутония-239 или растворов, содержащих смесь обогащенного урана и плутония-239. 1 ил., 6 табл.

Способ переработки ядерного топлива, обогащенного делящимся материалом, включающий один или более экстракционных циклов с применением трибутилфосфата в органическом разбавителе в качестве экстрагента, отличающийся тем, что экстракт перед реэкстракцией разбавляют оборотным экстрагентом в соотношении, обеспечивающем равновесную концентрацию извлекаемого делящегося материала в реэкстракте в пределах нормы ядерно-безопасной концентрации.