СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (ВАО) С ФРАКЦИОНИРОВАНИЕМ РАДИОНУКЛИДОВ Российский патент 2009 года по МПК G21F9/04 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработанного ядерного горючего, и может быть использовано в экстракционных технологических схемах переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ).

Известны способы экстракционной переработки высокоактивных отходов (ВАО) с фракционированием радионуклидов, в которых для повышения коэффициента извлечения редкоземельных элементов (РЗЭ) и трансплутониевых элементов (ТПЭ) из азотнокислых сред используют специфические экстрагенты (Копырин А.А., Карелин А.И., Карелин В.А. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. - ЗАО «Издательство Атомэнергоиздат», М., 2006, стр.263-288).

Известные способы достаточно глубоко проработаны, однако предполагают использование экстрагентов, которые достаточно дороги и в большинстве случаев несовместимы с экстрагентом, используемым в PUREX-процессе (plutonium-uranium extraction). Попадание таких экстрагентов в PUREX-процесс приводит к технологическим авариям.

Известен способ экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов (Копырин А.А., Карелин А.И., Карелин В.А. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. - ЗАО «Издательство Атомэнергоиздат», М., 2006, стр.266-267) (прототип). В известном способе для более полного извлечения РЗЭ и ТПЭ в качестве экстрагента используется сравнительно недорогое монофункциональное нейтральное фосфорорганическое соединение (разнорадикальный фосфиноксид ФОР). Использование фосфорорганических реагентов (ФОР) позволяет перерабатывать ВАО со сравнительно высокой концентрацией азотной кислоты с фракционированием радионуклидов.

Недостатком известного способа является использование экстрагента ФОР, который несовместим с экстрагентом три-н-бутилфосфатом (ТБФ), используемым в PUREX-процессе, что значительно усложняет его применение в технологических схемах переработки облученного ядерного топлива. Данный способ ориентирован на переработку ВАО прошлых лет. Кроме того, при экстракции ВАО с высокой концентрацией азотной кислоты происходит повышенное содержание экстрагента в рафинатах, что может усложнить процесс отверждения радиоактивных отходов.

Задачей изобретения является повышение надежности технологического процесса переработки ОЯТ за счет исключения на стадии экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов экстрагентов, несовместимых с экстрагентом, используемым в PUREX-процессе.

Поставленная задача решается тем, что в качестве экстрагента в процессе экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов используют растворы ТБФ в инертном разбавителе.

Поставленная задача решается также тем, что извлечение РЗЭ и ТПЭ при экстракционной переработке ВАО с фракционированием радионуклидов с использованием в качестве экстрагента растворов ТБФ в инертном разбавителе проводят из раствора ВАО, в котором предварительно нейтрализуют азотную кислоту гидроксидами или карбонатами щелочных металлов.

Поставленная задача решается также тем, что промывку экстракта проводят водным раствором азотнокислого алюминия, подкисленным азотной кислотой до рН 1, с присоединением промывного раствора к ВАО.

Достигаемый при этом технический результат заключается в исключении из процесса экстракционной переработки ВАО экстрагентов, несовместимых с экстрагентом PUREX-процесса, что позволяет исключить технологические аварии, связанные со смешением разнородных экстрагентов. Достигаемый технический результат заключается также в создании условий для экстракционного извлечения РЗЭ и ТПЭ в раствор ТБФ в инертном разбавителе при экстракционной переработке ВАО и отделении их от радионуклидов щелочной и щелочноземельной группы (фракционирование радионуклидов).

Снижение концентрации азотной кислоты в ВАО путем ее нейтрализации гидроксидами или карбонатами щелочных металлов способствует повышению извлечения РЗЭ и ТПЭ в раствор ТБФ в инертном разбавителе так же, как введение в раствор солей щелочных металлов. Промывка экстракта водным раствором азотнокислого алюминия, подкисленного азотной кислотой до рН 1, с подсоединением промывного раствора к общему объему водной фазы также способствует повышению извлечения РЗЭ и ТПЭ. Кроме того, азотнокислый алюминий является флюсующей добавкой при дальнейшем процессе отверждения ВАО.

Способ осуществляется следующим образом.

Исходный раствор ВАО нейтрализуют гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН 1 и направляют на экстракционную переработку в противоточном режиме в каскаде экстракторов. Полученный экстракт РЗЭ и ТПЭ промывают водным раствором азотнокислого алюминия и промводу объединяют с основным водным потоком. Из полученного экстракта реэкстрагируют РЗЭ и ТПЭ.

Способ проверен на лабораторном стенде.

Пример осуществления способа.

Принципиальная технологическая схема экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов представлена на чертеже.

Проверку осуществляли на лабораторной установке фракционирования ВАО, выполненной с использованием в качестве экстракционного оборудования центробежных экстракторов типа МЦЭ-30-12. Дозирование подготовленного раствора имитатора ВАО и экстрагента осуществляли сильфонно-клапанными дозаторами, всех остальных продуктов - весовыми дозаторами. Исходный раствор имитатора ВАО нейтрализовали до рН 1 концентрированным раствором карбоната натрия при интенсивном перемешивании в специальном аппарате, снабженным прибором для измерения рН среды. В качестве экстрагента использовали 50 об.% раствор ТБФ в декане продукт (прод. 402), предварительно отмытый от продуктов деструкции растворами карбоната и гидроксида натрия. Имитатор раствора ВАО (прод. 401) имел следующий состав г/л: молибден - 0,8; цезий - 4,0; лантан - 8,5; цирконий - 0,72; церий - 2,2; неодим - 2,5; стронций - 1,7; иттрий - 1,0. Объемная активность радионуклидов в имитационном растворе ВАО составляла (Бк/л): цезий - 137 - 2,4·10⁷; церий - 144 - 3,7·10⁷; рутений - 106 - 1,1·10⁷; цирконий - 95 - 3,0·10⁵; ниобий - 95 - 1,5·10⁵; америций - 1,8·10⁷. Промывку экстракта РЗЭ и ТПЭ вели водным раствором нитрата алюминия с концентрацией 2 моль/л (прод. 405). Реэкстракцию РЗЭ и ТПЭ вели раствором состава 0,5 моль/л аминоуксусной кислоты с добавкой 10 г/л трилона Б (прод. 407). Отмывку оборотного экстрагента от продуктов деструкции проводили сначала содовым раствором (50 г/л) с добавкой 10 г/л трилона Б (прод. 485), а затем раствором гидроксида натрия (20 г/л) (прод. 495).

Состав и расход продуктов представлен в таблице 1.

Таблица 1 Состав и расход технологических продуктов Продукт Состав раствора Плотность, г/см³ Расход, мл/ч 401 Исходный раствор (смотри п.1.2) 1,1 200 402 50% ТБФ в декане 0,85 1000 405 2 моль/л Al(NO₃)₃ 1,325 100 407 0,5 моль/л АУК, 10 г/л трилон Б, рН 9-10 1,01 100 485 50 г/л Nа₂СО₃, 10 г/л трилон Б 1,032 100 495 20 г/л NaOH 1,024 50

В процессе лабораторной проверки было переработано 4 литра исходного раствора.

Результаты лабораторных исследований представлены в таблицах 2, 3.

Таблица 2 Распределение стабильных компонентов по продуктам технологической схемы Шифр продукта Содержание компонентов, мг/л pH Мо Zr Sr Cs Се Y Nd La 401 800 720 1700 4000 2200 1000 2500 8500 1,0 403 580 640 1400 2700 н/о 75 н/о н/о 2,52 % от исх. 109,0 133,3 123,5 101,3 - 11,3 - -   409 300 95 <10 н/о 3900 1800 4550 12800 1,12 % от исх. 18,8 6,6 <0,3 - 88,6 90,0 91,0 75,3   487 240 н/о н/о н/о 50 20 90 370 - % от исх. 15,0 - - - 1,1 1,0 1,8 2,2   497 6,2 н/о н/о н/о н/о н/о н/о н/о - % от исх. 0,2 - - - - - - -   Баланс, % от исх. 143,0 139,9 123,8 101,3 89,8 102,3 92,8 77,5   Примечание: н/о - ниже предела обнаружения.

Таблица 3 Распределение радионуклидов по продуктам технологической схемы Шифр продукта Содержание радионуклидов, Бк/л Zr⁹⁵ Nb⁹ Ru¹ Cs¹³ Се¹⁴ А 401 3,0·10⁵ 1,5·10⁶ 1,1·10⁷ 2,4·10⁷ 3,7·10⁷ 1,8·10⁷ 403 1,8·10⁵ 7,8·10⁵ 4,5·10⁶ 1,5·10⁷ <2,3·10⁴ <2,0·10⁴ % от исх. 90,0 78,0 61,4 93,8 <0,1 <0,2 409 <1,0·10⁴ <1,0·10⁴ 4,6·10⁶ 3,7·10⁴ 4,9·10⁷ 2,9·10⁷ % от исх. <1,7 <0,3 20,9 0,08 66,2 80,6 487 <1,3·10³ <1,3·10³ 7,5·10⁵ <1,3·10³ 5,2·10⁵ 8,4·10⁴ % от исх. <0,2 <0,04 3,4 <0,003 0,7 0,2 497 <1,5·10² <1,5·10² 8,3·10⁴ <1,5·10² <1,5·10² <1,5·10² % <0,01 <0,003 0,2 <0,001 <0,001 <0,001 Баланс, % от исх. 91,9 78,4 85,9 93,9 67,0 81,0

Представленные материалы показывают возможность экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов с использованием растворов ТБФ в инертном разбавителе при нейтрализации растворов ВАО перед экстракцией до рН 1 и промывке экстракта РЗЭ и ТПЭ раствором азотнокислого алюминия. При этом более 99% РЗЭ и ТПЭ выделяется в виде концентрата при содержании в нем цезия и стронция на уровне 1%.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработанного ядерного топлива. Сущность изобретения: способ экстракционной переработки высокоактивного (ВАО) с фракционированием радионуклидов включает обработку растворов ВАО экстрагентом ТБФ в инертном разбавителе с переводом РЗЭ и ТПЭ в экстракт и отделение от них цезиево-стронциевой фракции. При этом растворы ВАО перед экстракцией нейтрализуют гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН 1 и промывают полученный экстракт РЗЭ и ТПЭ раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к основному водному потоку. Преимущество изобретения заключается в том, что высокая степень разделения РЗЭ - ТПЭ и цезия - стронция при фракционировании ВАО достигается при использовании одного экстрагента, а не нескольких экстрагентов. Изобретение повышает надежность технологического процесса переработки ОЯТ за счет исключения на стадии экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов экстрагентов, не совместимых с экстрагентом, используемым в PUREX-процессе. 3 табл., 1 ил.

Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов экстрагентом с переводом редкоземельных и трансплутониевых элементов в экстракт и отделения их от цезиево-стронциевой фракции, отличающийся тем, что в качестве экстрагента используют раствор три-н-бутилфосфат в инертном разбавителе, растворы высокоактивных отходов перед экстракцией нейтрализуют гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН 1 и промывают полученный экстракт редкоземельных и трансплутониевых элементов раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к основному водному потоку.