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

Описание патента на изобретение RU2355057C1

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%.

Похожие патенты RU2355057C1

название год авторы номер документа
СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ С ФРАКЦИОНИРОВАНИЕМ РАДИОНУКЛИДОВ 2011
  • Гаврилов Петр Михайлович
  • Ревенко Юрий Александрович
  • Алексеенко Сергей Николаевич
  • Алексеенко Владимир Николаевич
  • Бондин Владимир Викторович
  • Бычков Сергей Иванович
  • Кривицкий Юрий Григорьевич
  • Дьяченко Антон Сергеевич
RU2474895C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ С ФРАКЦИОНИРОВАНИЕМ РАДИОНУКЛИДОВ 2019
  • Хаперская Анжелика Викторовна
  • Меркулов Игорь Александрович
  • Сеелев Игорь Николаевич
  • Алексеенко Владимир Николаевич
  • Голецкий Николай Дмитриевич
  • Зильберман Борис Яковлевич
  • Наумов Андрей Александрович
  • Камаева Елена Андреевна
  • Петров Юрий Юрьевич
  • Блажева Ирина Владимировна
RU2709826C1
Способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов 2021
  • Винокуров Сергей Евгеньевич
  • Куляко Юрий Михайлович
  • Маликов Дмитрий Андреевич
  • Перевалов Сергей Анатольевич
  • Пилюшенко Константин Сергеевич
  • Савельев Борис Витальевич
  • Трофимов Трофим Иванович
  • Федоров Юрий Степанович
RU2774155C1
ЭКСТРАКЦИОННАЯ СМЕСЬ ДЛЯ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ТПЭ И РЗЭ ИЗ ВЫСОКОАКТИВНОГО РАФИНАТА ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ АЭС И СПОСОБ ЕЁ ПРИМЕНЕНИЯ (ВАРИАНТЫ) 2016
  • Голецкий Николай Дмитриевич
  • Зильберман Борис Яковлевич
  • Мясоедов Борис Федорович
  • Наумов Андрей Александрович
  • Романовский Валерий Николаевич
RU2623943C1
Экстракционная смесь для извлечения ТПЭ и РЗЭ из высокоактивного рафината переработки ОЯТ АЭС и способ ее применения 2019
  • Голецкий Николай Дмитриевич
  • Зильберман Борис Яковлевич
  • Наумов Андрей Александрович
  • Шишкин Дмитрий Николаевич
  • Ткаченко Людмила Игоревна
  • Визный Андрей Николаевич
  • Ушанов Александр Дмитриевич
  • Металиди Михаил Михайлович
  • Мамчич Максим Валерьевич
  • Белова Елена Вячеславовна
RU2726519C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2009
  • Гаврилов Петр Михайлович
  • Ревенко Юрий Александрович
  • Бычков Сергей Иванович
  • Лапшин Борис Михайлович
  • Алексеенко Владимир Николаевич
RU2408101C2
СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ И РАЗДЕЛЕНИЯ ТПЭ И РЗЭ ИЗ АЗОТНОКИСЛЫХ РАСТВОРОВ 1994
  • Зильберман Б.Я.
  • Инькова Е.Н.
  • Федоров Ю.С.
  • Шмидт О.В.
RU2106030C1
СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ УРАНА И ПЛУТОНИЯ 2012
  • Гаврилов Петр Михайлович
  • Ревенко Юрий Александрович
  • Алексеенко Сергей Николаевич
  • Алексеенко Владимир Николаевич
  • Бондин Владимир Викторович
  • Кривицкий Юрий Григорьевич
  • Волк Владимир Иванович
  • Веселов Сергей Николаевич
  • Двоеглазов Константин Николаевич
RU2513040C2
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА 2008
  • Гаврилов Петр Михайлович
  • Ревенко Юрий Александрович
  • Бычков Сергей Иванович
  • Лапшин Борис Михайлович
  • Алексеенко Владимир Николаевич
RU2382425C1
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ АЗОТНОКИСЛОГО РАСТВОРА РЕГЕНЕРИРОВАННОГО УРАНА С ОЧИСТКОЙ ОТ ТЕХНЕЦИЯ (ВАРИАНТЫ) 2009
  • Гаврилов Петр Михайлович
  • Ревенко Юрий Александрович
  • Бондин Владимир Викторович
  • Бычков Сергей Иванович
  • Алексеенко Владимир Николаевич
  • Алексеенко Сергей Николаевич
  • Кривицкий Юрий Григорьевич
RU2430175C1

Реферат патента 2009 года СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (ВАО) С ФРАКЦИОНИРОВАНИЕМ РАДИОНУКЛИДОВ

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.

Формула изобретения RU 2 355 057 C1

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.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2009 года RU2355057C1

RU 94039021 A1, 10.09.1996
СПОСОБ ИММОБИЛИЗАЦИИ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ - ФРАКЦИИ ТРАНСПЛУТОНИЕВЫХ И РЕДКОЗЕМЕЛЬНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ (ВАРИАНТЫ) 2001
  • Глаговский Э.М.
  • Куприн А.В.
  • Коновалов Э.Е.
  • Пелевин Л.П.
  • Мышковский М.П.
  • Дзекун Е.Г.
  • Глаголенко Ю.В.
  • Скобцов А.С.
RU2210824C2
СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОГО ИЗВЛЕЧЕНИЯ И РАЗДЕЛЕНИЯ ТПЭ И РЗЭ ИЗ АЗОТНОКИСЛЫХ РАСТВОРОВ 1994
  • Зильберман Б.Я.
  • Инькова Е.Н.
  • Федоров Ю.С.
  • Шмидт О.В.
RU2106030C1
СПОСОБ ОТВЕРЖДЕНИЯ КОНЦЕНТРАТА ТРАНСПЛУТОНИЕВЫХ ИЛИ ТРАНСПЛУТОНИЕВЫХ И РЕДКОЗЕМЕЛЬНЫХ ЭЛЕМЕНТОВ В КЕРАМИКУ 1995
  • Стрельников А.В.
  • Соколов В.И.
  • Старченко В.А.
RU2098874C1

RU 2 355 057 C1

Авторы

Гаврилов Петр Михайлович

Ревенко Юрий Александрович

Бондин Владимир Викторович

Бычков Сергей Иванович

Лапшин Борис Михайлович

Кривицкий Юрий Григорьевич

Алексеенко Владимир Николаевич

Алексеенко Сергей Николаевич

Волк Владимир Иванович

Даты

2009-05-10Публикация

2007-09-13Подача