СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ С ФРАКЦИОНИРОВАНИЕМ РАДИОНУКЛИДОВ Российский патент 2013 года по МПК G21F9/00 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего 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. 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). В известном способе для более полного извлечения РЗЭ и ТПЭ в качестве экстрагента используется сравнительно недорогое монофункциональное нейтральное фосфорорганическое соединение (фосфиноксид разнорадикальный 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. Кроме того, при экстракции ВАО с высокой концентрацией азотной кислоты увеличивается содержание экстрагента в рафинатах, что может усложнить процесс отверждения радиоактивных отходов.

Известен способ экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов (патент RU №2355057, МПК G21F 9/04, опубл. 10.05.2009), включающий 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 pН 1 и промывают полученный экстракт РЗЭ и ТПЭ раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к основному водному потоку.

По технической сущности и достигаемому положительному эффекту этот способ является наиболее близким к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.

Недостаток прототипа заключается в том, что при выполнении операции нейтрализации исходного раствора ВАО и при последующем хранении раствора перед экстракционным разделением радионуклидов происходит образование осадков молибдатов циркония, бария, стронция и других химических элементов. Образование осадков осложняет работу экстракционного оборудования, особенно центробежных экстракторов, и требует проведения дополнительных операций по осветлению водного раствора перед экстракцией, удалению осадков и их иммобилизации.

Задачей изобретения является повышение надежности технологического процесса, предотвращение образования осадков на основе молибдатов металлов на стадии подготовки растворов перед экстракцией и, как следствие, исключение дополнительных операций, связанных с осветлением исходного водного раствора (потока питания) перед экстракцией и удалением осадков.

Поставленная задача решается тем, что в способе экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающем обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до pН 1, экстракцию три-н бутилфосфатом в инертном разбавителе с переводом редкоземельных и трансплутониевых элементов в экстракт и отделения их от цезиево-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта редкоземельных и трансплутониевых элементов раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к водному потоку питания, в раствор высокоактивных отходов на операции нейтрализации вводят пероксид водорода. Рабочая область концентрации пероксида водорода при проведении процесса нейтрализации раствора высокоактивных отходов находится в интервале от 1,5 до 5 г/л Н₂O₂ в интервале температуры 20-40°С.

Ниже приводятся примеры осуществления способа.

Заявляемый способ проверен в лабораторных условиях. Имитатор раствора ВАО имел следующий состав, г/л: молибден - 1,0; цезий - 3,6; лантан - 7,6; цирконий - 1,0; церий - 2,0; стронций - 1,9; нитрат натрия - 245. Исходный раствор имитатора ВАО нейтрализовали до pН 1 концентрированным раствором карбоната натрия. В исходный раствор вводили пероксид водорода и определяли концентрацию пероксида водорода, при которой происходит исчезновение первичного осадка. Далее растворы выдерживали в течение 48 часов и отмечали интервал времени, в течение которого не происходило вторичного осадкообразования. Устойчивость раствора к осадкообразованию проверена в интервале температуры 20-40°С.

Результаты эксперимента приведены в таблице.

Температура раствора,°С Концентрация пероксида водорода в растворе, г/л Длительность хранения раствора до начала вторичного осадкoобразования, час 20 1,5 48^X 30 3,2 22 40 5,0 9 ^X - в течение указанного интервала времени образования вторичного осадка не отмечено.

Представленные материалы показывают, что введение пероксида водорода в раствор высокоактивных отходов препятствует образованию осадков на операции подготовки исходного раствора к экстракционной переработке. Повышение температуры растворов при проведении операции нейтрализации снижает порог устойчивости полученного раствора к осадкообразованию.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН 1, экстракцию три-н бутилфосфатом в инертном разбавителе с переводом редкоземельных и трансплутониевых элементов в экстракт и отделения их от цезиево-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта редкоземельных и трансплутониевых элементов раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к водному потоку питания. В раствор высокоактивных отходов на операции нейтрализации вводят пероксид водорода. Изобретение позволяет повысить надежность технологического процесса переработки отработанного ядерного топлива. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.

1. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН 1, экстракцию три-н бутилфосфатом в инертном разбавителе с переводом редкоземельных и трансплутониевых элементов в экстракт и отделение их от цезиево-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта редкоземельных и трансплутониевых элементов раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к водному потоку питания, отличающийся тем, что в раствор высокоактивных отходов на операции нейтрализации вводят пероксид водорода.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что концентрация пероксида водорода в растворе высокоактивных отходов составляет 1,5-5 г/л.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что процесс нейтрализации проводят при температуре 20-40°С.