Изобретение относится к способам очистки тория, являющимся возвратным компонентом ториевого ядерного топливного цикла. Ториевый ядерный цикл включает облучение тория-232, переработку облученного топлива для выделения U-233, являющегося делящимся элементом, а также выделение и очистку тория как возвратного компонента ядерного цикла.
Известен способ переработки облученного ториевого топлива "Интерим" [1], предназначенный только для отделения урана-233 от тория и его очистки от продуктов деления с использованием 1,5-5%-ного раствора трибутилфосфата (ТБФ) в углеводородном разбавителе. Другим аналогом предлагаемого способа переработки облученных ториевых материалов является Торекс-2 [2]. В этом процессе проводится совместная экстракция U-233 и Th 30%-ным раствором ТБФ из кислотно-дефицитного раствора с использованием в качестве высаливателя нитрата алюминия; при этом образуются сильнозасоленные высокоактивные хвостовые растворы. В процессе обеспечивается очистка от продуктов деления, включая цирконий, однако поведение технеция не рассматривается. Процесс предусматривает реэкстракцию Th слабой кислотой до реэкстракции урана, содержание которого в 500-1000 раз ниже содержания тория. Проведенная экспериментально проверка процесса Торекс-2 показала, что при реэкстракции Th из совместного экстракта U и Th разбавленной HNO3 не происходит достаточного их разделения, причем реэкстракция U сопряжена с большими его потерями.
Наиболее близким к заявляемому способу является процесс Торекс-1 [3]. По этому способу из растворенного топлива уран извлекается 3-5%-ным раствором ТБФ, а из кислого рафината, содержащего 1 моль/л НNО3 и дополнительно 0,5 моль/л нитрата алюминия, извлекается торий с помощью 45%-ного ТБФ в углеводородном разбавителе; затем экстракт тория промывается 0,5 моль/л раствором нитрата алюминия для удаления продуктов деления, включая цирконий. О поведении технеция не сообщается. Недостатком данного способа является засоление высокоактивного рафината, препятствующее дальнейшей его переработке, и, согласно нашим данным, отсутствие очистки Th от Тс.
Засоление системы может быть устранено заменой нитрата алюминия на азотную кислоту, концентрация которой составляет в этом случае около 4 моль/л; однако при этом резко возрастает экстракция Zr, так что очистка Th тория Zr на стадии экстракции и промывки делается невозможной.
Предлагаемым изобретением решается задача устранения засоления системы с обеспечением очистки Th от Zr и Тс при экстракции тория из среды с избытком азотной кислоты после отделения урана-233 (по схеме "Интерим").
Для достижения указанного результата предлагается способ, операции которого после отделения урана осуществляются в следующей последовательности:
- экстракция Th, Zr, Тс 30%-ного ТБФ в разбавителе из рафината экстракции урана-233 при концентрации HNО3 4-5 моль/л;
- отделение Zr от экстракта Th и Тс реэкстракцией Zr в раствор 40-60 г/л ацетогидроксамовой кислоты (АГК) с 4 моль/л НNО3 и последующей дополнительной экстракцией Th и Тc из реэкстракта;
- селективная реэкстракция Th с помощью 0,2-0,4 моль/л НNО3 с последующей дополнительной экстракцией Тc из реэкстракта Th;
- реэкстракция Тc с помощью 0,1-0,3 моль/л НNО3 в присутствии 10-15 г/л АГК, 2-10 г/л гидразина и 0,1-0,3 моль/л НNО3 при температуре 40-60oС.
Предложенный способ поясняется принципиальной схемой, показанной на чертеже.
Шифры и характеристики потоков, указанные в схеме, приведены в таблице. Следует отметить, что указанная схема не может быть реализована в присутствии урана-233 (как это предусматривается в процессе Торекс-2), поскольку реэкстракция Тc и U проводится в практически идентичных условиях, и при реэкстракции технеция неизбежны большие потери урана, равно как и его потери с оборотным экстрагентом.
Пример. После растворения облученного ториевого материала раствор подается в экстракционный процесс. Исходный раствор содержит 4,5 моль/л НNО3, 300 г/л Th, 0,6 г/л U, 0,02 г/л Тc и 0,1 г/л Zr, а также все прочие продукты деления. На первой стадии процесса проводится отделение U от Th, Тc и Zr с использованием 3%-ного раствора ТБФ в инертном разбавителе и последующей реэкстракцией U разбавленными растворами НNО3.
Полученный после первой стадии рафинат состава 4,4 моль/л НNО3, 250 г/л Th, 0,08 г/л Zr, 0,017 г/л Тc поступает на экстракционное разделение Th, Zr, Тc с использованием раствора 30%-ного ТБФ в тяжелом разбавителе. Общее число ступеней равно 36. Технологические показатели представлены в таблице. Концентрация АГК в реэкстрагенте Zr определяется временем задержки водной фазы в блоке и должна быть в реэкстракте Zr не менее 20 г/л. Затем из экстракта извлекается Th раствором 0,3 моль/л НNO3 с замывкой реэкстрагента Th от Тс оборотным экстрагентом. Извлечение Тс из экстрагента проводится с использованием 0,1 моль/л НNО3 в присутствии АГК и гидразина при температуре 50oС. Заявленный способ позволяет извлечь из исходного материала 99,9%Th, 99,8% Тс и 99% Zr. При этом реэкстрагент Th содержит 0,002% Zr и 0,0001% Тс; соответственно очистка Th от Zr составляет 15 и 100 от Тс.
Список источников
1. Переработка ядерного горючего. Ред. Столер С. Ричарде Р. Атомиздат, М. 1964. с.270-274.
2. Там же, с.276-290.
3. Там же, с.274-276.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА (ВАРИАНТЫ) | 2003 |
|
RU2249267C2 |
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ АЭС | 2010 |
|
RU2454742C1 |
СПОСОБ ВЫВЕДЕНИЯ НЕПТУНИЯ ПРИ ФРАКЦИОНИРОВАНИИ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОНУКЛИДОВ | 2010 |
|
RU2454740C1 |
СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АЭС | 2014 |
|
RU2574036C1 |
СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ВЫСОКОАКТИВНОГО РАФИНАТА ПУРЕКС-ПРОЦЕССА ДЛЯ ОТРАБОТАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АЭС | 2003 |
|
RU2249266C2 |
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ | 2010 |
|
RU2454741C1 |
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА (ОЯТ) АЭС | 1997 |
|
RU2132578C1 |
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА АЭС | 2013 |
|
RU2535332C2 |
СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОГО ВЫДЕЛЕНИЯ ЦЕЗИЯ, СТРОНЦИЯ, ТЕХНЕЦИЯ, РЕДКОЗЕМЕЛЬНЫХ И АКТИНИДНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ ИЗ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ | 1999 |
|
RU2180868C2 |
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ТОПЛИВА АЭС | 1992 |
|
RU2012075C1 |
Изобретение относится к способам очистки тория, являющегося возвратным компонентом ториевого цикла. По предлагаемому способу облученные образцы растворяют в азотной кислоте и экстрагируют уран-233 по схеме "Интерим" 3-5%-ным раствором трибутилфосфата (ТБФ). Из рафината проводят совместную экстракцию тория, циркония и технеция в 30%-ным ТБФ при концентрации HNO3 4-5 моль/л, отделяют Zr реэкстракцией в раствор ацетогидроксамовой кислоты с азотной кислотой, затем реэкстрагируют Th азотной кислотой с концентрацией 0,2-0,4 моль/л, после чего Тс выделяют из экстракта с помощью азотно-кислого раствора ацетогидроксамовой кислоты с гидразином. Способ позволяет выделить торий без примеси циркония и технеция и устранить засоление сбросных растворов нитратом алюминия. 3 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 ил.
Переработка ядерного горючего | |||
Под ред | |||
СТОЛЕР С., РИЧАРДС Р | |||
- М.: Атомиздат, 1964, с.274-276 | |||
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА (ОЯТ) АЭС | 1997 |
|
RU2132578C1 |
СПОСОБ ОБРАБОТКИ ВЫСОКОАКТИВНЫХ АЗОТНОКИСЛЫХ РАФИНАТОВ ОТ РЕГЕНЕРАЦИИ ТОПЛИВА АЭС | 1993 |
|
RU2080666C1 |
US 2943923 A, 05.07.1960 | |||
US 3991154 A, 09.11.1976 | |||
СПОСОБ УСИЛЕНИЯ ФУНДАМЕНТА ЗДАНИЯ | 1999 |
|
RU2144111C1 |
Авторы
Даты
2003-03-20—Публикация
2001-03-13—Подача