СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ УРАН-АЛЮМИНИЕВЫХ ОТХОДОВ ЯДЕРНОГО ПРОИЗВОДСТВА Российский патент 2008 года по МПК G21F9/28 G21C19/44 

1. Область техники, к которой относится изобретение.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к технологии переработки бракованных и невостребованных твэлов с алюминиевой оболочкой и сердечником из уран-алюминиевой композиции.

2. Уровень техники.

Известен способ переработки уран-алюминиевых отходов, заключающийся в том, что отходы растворяют в азотной кислоте в присутствии азотнокислой ртути в качестве катализатора (1,0 г/л по ртути), раствор фильтруют и извлекают уран путем экстракции (см., например, "Переработка ядерного горючего", Атомиздат, Москва, 1964, с.76-81).

При реализации этого способа возникают технические трудности в связи с жесткими требованиями экологической безопасности по содержанию ртути в сбросных водах (0,001 мг/л).

С предлагаемым способом этот способ переработки совпадает по факту применения для растворения уран-алюминиевых отходов азотной кислоты с последующей фильтрацией раствора и экстракционным извлечением урана.

Известен также способ переработки уран-алюминиевых отходов, заключающийся в том, что отходы обрабатывают раствором гидроксида натрия в присутствии нитрата натрия, отделяют урансодержащие частицы от образующегося щелочного раствора алюмината натрия и растворяют урансодержащие частицы в азотной кислоте с последующей фильтрацией раствора и экстракционным извлечением урана (см., например, "Переработка ядерного горючего", Атомиздат, Москва, 1964, с.42-44, 82-86).

Поскольку смесь урансодержащих частиц и щелочного раствора алюмината натрия характеризуется высокой плотностью и вязкостью, то реализация этого способа связана с необходимостью применения специализированного отгоночного оборудования (центрифуг) и значительными потерями урана.

С предлагаемым способом этот способ переработки совпадает по фактам применения для растворения уран-алюминиевых отходов раствора гидроксида натрия и нитрата натрия и азотной кислоты с последующей фильтрацией раствора и экстракционным извлечением урана.

По совокупности существенных признаков последний способ наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.

3. Сущность изобретения

Предлагается способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства, заключающийся в том, что отходы помещают в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия и затем, при снижении температуры смеси до 60-70°C, в смесь вводят азотную кислоту и выдерживают полученную смесь при температуре 80±10°C. В дальнейшем смесь подвергают фильтрации и извлекают уран экстракцией.

От прототипа предлагаемый способ отличается тем, что азотную кислоту вводят в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия с помещенными в него отходами при снижении его температуры до 60-70°C и выдерживают полученную смесь при температуре 80±10°C в течение двух часов.

В предлагаемом способе введение азотной кислоты и обеспечение указанных температурных режимов обеспечивает разрушение алюмината натрия и растворение осадка гидроксида алюминия. Таким образом, в предлагаемом способе практически исключается образование гидроксидом алюминия жестких конгломератов размером в несколько миллиметров, внутри которых заключены урансодержащие частицы.

Таким образом, реализация предлагаемого способа не требует специализированного отгоночного оборудования, позволяет удешевить переработку отходов и уменьшить потери урана.

4. Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения

В качестве примера реализации предлагаемого способа приведем параметры конкретного процесса переработки уран-алюминиевых отходов.

В реактор емкостью 400 л загружается 28 л воды и 4,2 кг нитрата натрия. Перемешивание проводится сжатым воздухом до полного растворения соли, после чего в реактор подается навеска 2,8 кг уран-алюминиевых материалов при массе алюминия 2,27 кг и заливается 13 л 30%-ного раствора гидроксида натрия. Растворение идет с выделением тепла; за 7-10 мин температура достигает максимума (110°C) и через 30-40 мин начинает медленно снижаться. Процессы при этом описываются следующими уравнениями:

Al+0,85NaOH+1,05NaNО₃→NaAlO₂+0,9NaNО₂+0,15NH₃↑+0,2H₂О

NaAlO+2H₂О→Na[Al(OH)₄]

При достижении температуры 60-70°C в реактор заливается 75 л 10-молярной азотной кислоты. После нейтрализации избытка щелочи происходит разрушение алюмината натрия с выпадением в осадок гидроксида алюминия с последующим его растворением. Эти реакции продолжаются 10-15 мин и сопровождаются значительным выделением тепла. После подъема температуры до 95-100°C она начинает снижаться и для ее удержания на уровне 80±10°C в рубашку реактора подается пар. При этом в течение двух часов урансодержащие частицы (UO₂, UAl₄) растворяются в 3-молярном растворе азотной кислоты при перемешивании сжатым воздухом и механической мешалкой. Идущие реакции описываются следующими уравнениями:

Na[Al(OH)₄]+HNO₃→NaNO₃+Al(ОН)₃↓+Н₂O

Al(ОН)₃+3HNO₃→Al(NO₃)₃+3Н₂O

3UO₂+8HNO₃→3UO₂(NO₃)₂+2NO↑+4H₂O

UAl₄+20HNO₃→UO₂(NO₃)₂+4Al(NO₃)₃+6NO↑+10Н₂O

U+4HNO₃→UO₂(NO₃)₂+2NO↑+2H₂O

2NO+O₂(воздух)→2NO₂

3NO₂+H₂O→2HNO₃+NO

По истечении двух часов в реактор заливается вода до объема 280-300 л, раствор перемешивается в течение 30 мин и после фильтрации поступает в установки экстракционного извлечения урана. Подаваемый на экстракцию раствор имеет состав: кислотность 1,2-1,3 моль/л по HNO₃, концентрация урана 0,5-1 г/л, нитрат алюминия 60-130 г/л, нитрат натрия 50-60 г/л. Присутствие в растворе значительных количеств нитратов натрия и алюминия благоприятно сказывается на эффективности процесса экстракции в целом: извлечение урана повышается с 89% до 99,4%.

Реэкстракт направляется на осаждение диураната аммония, который далее прокаливается до закиси-окиси урана, пригодной для изготовления товарной продукции.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к технологии переработки бракованных и невостребованных твэлов с алюминиевой оболочкой и сердечником из уран-алюминиевой композиции. Отходы помещают в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия и затем, при снижении температуры смеси до 60-70°С, в смесь вводят азотную кислоту и выдерживают полученную смесь при температуре 80±10°С. В дальнейшем смесь подвергают фильтрации и извлекают уран экстракцией. Изобретение позволяет удешевить переработку отходов и уменьшить потери урана.

Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства, заключающийся в том, что отходы помещают в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия и затем обрабатывают азотной кислотой с последующей фильтрацией и экстракционным извлечением урана, отличающийся тем, что азотную кислоту вводят в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия с помещенными в него отходами при снижении его температуры до 60-70°С и выдерживают полученную смесь при температуре (80±10)°С в течение 2 ч.