Спосіб регенерації відпрацьованого ядерного палива і отримання змішаного уран-плутонієвого оксиду

 

Область техніки, до якої належить винахід

Даний винахід відноситься до нового способу регенерації відпрацьованого ядерного палива на основі оксиду урану або змішаного уран-плутонієвого оксиду, який забезпечує можливість досить ефективного видалення урану і плутонію домішки інших хімічних елементів, що містяться в цьому паливі, причому в будь-який момент в ході цього способу плутоній знаходиться спільно з ураном, що мінімізує ризик незаконного привласнення плутонію для військових цілей.

Крім того, спосіб цього винаходу забезпечує можливість отримання після видалення домішок порошку, змішаного уран-плутонієвого оксиду, який можна безпосередньо використовувати в процесах виробництва змішаного оксидного (МОХ) ядерного палива, такого як спосіб MIMAS (микронизированная еталонна суміш).

Рівень техніки

В даний час всі заводи по регенерації відпрацьованого ядерного палива використовують процес PUREX (рафінування плутонію і урану шляхом екстракції) для вилучення урану і плутонію, які присутні в такому паливі.

Ці метали отримують шляхом проведення декількох циклів очищення з використанням технології�є взаємно несмешиваемими, з подальшим розподілом цих двох фаз шляхом відстоювання), яку проводять у багатоступеневих установках типу змішувач/відстійник, колонах з пульсуючим потоком або відцентрових екстракторах, які з'єднані послідовно для того, щоб забезпечити безперервне здійснення цих циклів і вхідних у них операцій.

Процес PUREX, який впроваджений на сучасних регенераційних заводах, таких як заводи UP3 і UP2-800 на фірмі Areva NC, в р. La Hague (Франція), або завод Rokkasho в Японії, схематично включає в себе три цикли очищення: перший цикл, метою якого, головним чином, є видалення урану, а також плутонію з продуктів ділення і з двох другорядних актинідів, а саме америцію і кюрію, і, крім того, розподіл цих двох елементів у двох окремих потоках; і два додаткових циклу, названих "другий цикл плутонієвий" і "другий урановий цикл" відповідно, призначенням яких є очищення плутонію і урану після їх поділу.

Перший цикл починається з операції, яка полягає в екстракції урану, а також плутонію, причому перший знаходиться в ступені окислення (VI), а другий знаходиться в ступені окислення (IV), з водної фази, в якій вони знаходяться.

Цю водну фа� суміші. Зазвичай цю фазу називають "розчинна рідина".

Спільну екстракцію урану і плутонію проводять з допомогою не смешивающейся з водою фазою розчинника, яка містить екстрагент, що володіє високою спорідненістю щодо урану (VI) і плутонію (IV), в цьому випадку використовується три-н-бутилфосфат (або ТБФ) в концентрації 30% (за обсягом) в органічному розчиннику, в даному випадку додекане. Таким чином, уран і плутоній переходять у фазу розчинника, в той час як більша частина продуктів ділення - америцій і кюрій залишаються у водній фазі.

Потім слід одна або кілька операцій промивання, в яких фазу розчинника промивають однією або кількома водними фазами азотної кислоти різної кислотності з метою видалення продуктів ділення з зазначеної фази розчинника, які екстрагуються з ураном і плутонієм.

Водна фаза або фази, що утворилися при цих операціях спільної екстракції і промивки (або рафінат), які насичені продуктами ділення, видаляють з циклу, в той час як фаза розчинника, в якій власне містяться уран (VI) і плутоній (IV), направляють у зону, в якій проводиться розділення цих двох елементів.

Це розподіл включає в себе:

- операцію р�отором міститься відновлюючий агент, здатний відновлювати плутоній (IV), який може легко экстрагироваться три-н-бутилфосфатом, до плутонію (III), який лише насилу здатний экстрагироваться, але без відновлення урану, а також поглинач азотистої кислоти, роль якої полягає у стабілізації нітрату четирехвалентного урану, а також плутонію (III) за рахунок руйнування азотистої кислоти, яка має тенденцію до утворення у водній нітратної фазі; в цьому випадку відновлюючий агент являє собою нітрат четирехвалентного урану, в той час як поглиначем азотистої кислоти є нітрат гідразину, який також називається гідразином;

- операцію реекстракціі плутонію з фази розчинника за допомогою водної нітратної фази, також має низьку кислотність і містить нітрат четирехвалентного урану і гідразин;

- операцію реекстракціі урану (VI) з зазначеної фази розчинника з допомогою дуже розведеного водного нітратного розчину.

Оскільки реекстракція плутонію з фази розчинника супроводжується частковою реекстракціей урану, поділ додатково включає стадію, призначенням якої є видалення урану з водної нітратної фази, що утворилася при реекстракціі п� і плутонію.

Таким чином, після першого циклу отримують:

- перший водної потік, який містить більше 99% плутонію від початкового кількості, що знаходиться в розчинювальною рідини, і вже зовсім не містить уран;

- другий водної потік, який містить більше 99% урану від початкового кількості, що знаходиться в розчинювальною рідини, і вже зовсім не містить плутоній.

Потім перший водної потік, що утворився в першому циклі, обробляють у "другому плутонієвому циклі", призначенням якого є завершення видалення домішок плутонію з продуктів ділення, який обов'язково присутній в слідових кількостях в цьому потоці. Потім цей потік, який містить плутоній з чистотою на рівні більше ніж 99,9%, направляється в зону, де плутоній перетворюють в оксид (PuO2потім зберігають у цій формі для подальшого застосування для виробництва брикетів МОХ ядерного палива.

Паралельно другий водний потік, що утворився в першому циклі, обробляють у "другому урановому циклі", призначенням якого є завершення видалення домішок урану з продуктів ділення, але головним чином для того, щоб відокремити уран від нептунія.

Це обумовлено тим, що в першому циклі экстродновременно з ураном і плутонієм. В ході відновлення реэкстрагированного плутонію в першому циклі нептуній (VI) відновлюється під дією нітрату четирехвалентного урану до нептунія (IV), причому в цьому стані нептуній може экстрагироваться три-н-бутилфосфатом, хоча і слабше, ніж в ступені окислення (VI).

Отже, нептуній майже кількісно слід разом з ураном в ході всіх операцій першого циклу, тому що містить уран водний потік, що утворився при поділі, необхідно піддавати обробці в додатковому циклі, відповідному для видалення з нього нептунію, до перетворення потоку в оксид урану.

Подібно плутонію, отриманому з "другого плутонієвого циклу", уран після "другого уранового циклу" має чистоту на рівні більше ніж 99,9%. Уран також перетворюють в оксид і зберігають у цій формі.

Крім того, у патенті США №4278559 був запропонований спосіб повторного використання відпрацьованого ядерного палива з метою обмеження на всіх етапах цього повторного використання, ризику використання плутонію у військових цілях.

Цей спосіб призначений для отримання після стадії спільної екстракції урану і плутонію у фазі розчинника, що містить крім цих елементів від 0,1 до 10% продуктів ділення, кЃтониевого технологічного потоку, розбавленого ураном і містить найбільшу частину радіоактивних продуктів поділу, присутніх у зазначеній фазі розчинника. Потім цей плутонієвий технологічний потік обробляють з використанням золь-гелевою технології для того, щоб отримати змішані оксиди плутоній-уран - продукти поділу, які згодом використовують для виробництва свіжого ядерного палива.

Хоча наявність радіоактивних продуктів поділу більш ніж в надзвичайно малих кількостях в свіжому ядерному паливі не є перешкодою для застосування такого палива в реакторах на швидких нейтронах, це неможливо у разі використання палива в сучасних легководних ядерних реакторах. Саме внаслідок цього необхідно розробити паливо нового типу, в якому є істотно підвищений вміст подільного матеріалу, у зв'язку з характеристиками поглинання нейтронів деяких продуктів ділення і необхідністю проведення тривалих і дорогих досліджень для того, щоб отримати гомологизацию цього палива.

Більш того, присутність радіоактивних продуктів поділу на всіх етапах ланцюжка регенерації відпрацьованого палива і виробництва свіжого палива, які р�еми радіаційного захисту, підходять для переробки радіоактивних потоків, причому це необхідно для кожного заводу, втягнутого в цю ланцюжок. Тому для реалізації цього способу в промисловому масштабі необхідно вводити або істотне посилення радіологічного захисту, яка передбачена в існуючих установках з регенерації та виробництва ядерного палива, або нові виробничі установки, призначені головним чином для роботи в технологічному ланцюжку з високою радіоактивністю, що в обох випадках призвело б до вельми значних додаткових витрат.

З урахуванням розвитку нових заводів для регенерації відпрацьованого ядерного палива автори винаходу поставили за мету розробити спосіб, в якому аналогічно описаного вище процесу PUREX забезпечується ефективне очищення урану і плутонію від домішок інших хімічних елементів, присутніх у відпрацьованому ядерному паливі, і, зокрема, від продуктів ділення, але в якому, на відміну від процесу PUREX, ні на якій стадії плутоній не видаляють в чистому як в твердому, так і в рідкому стані.

Крім того, автори винаходу поставили за мету, щоб цей спосіб міг давати можливість отримання змішаного уран-плутонієвого �ависимо від призначення цього палива: а саме у реакторах на швидких нейтронах або у легководних ядерних реакторах.

Крім того, заявники поставили мету, що в цьому способі повинні використовуватися, щонайменше, частково знання і секрети виробництва, притаманні процесу PUREX як у частині операції, так і в частині установок для того, щоб спосіб можна було впровадити в промисловість у відносно короткий термін.

Сутність винаходу

Ці, а також інші цілі досягаються в способі для регенерації відпрацьованого ядерного палива і отримання змішаного уран-плутонієвого оксиду, який включає в себе, щонайменше:

a) стадію відділення урану і плутонію від продуктів ділення, америцію і кюрію, які присутні у водному нітратному розчині, що утворився при розчиненні відпрацьованого ядерного палива в азотній кислоті, причому ця стадія включає в себе, щонайменше, одну операцію спільної екстракції урану в ступені окислення (VI), і плутонію в ступені окислення (IV), із зазначеного водного розчину, шляхом контактування цього розчину з фазою розчинника, не смешивающейся з водою, що містить, принаймні, один екстрагент;

b) стадію розподілу урану і плутонію, спільно екстрагованих на стадії а), між двома водними фазами, а саме першої водною фазою, що містить плутоурана, присутніх у першій водній фазі, отриманої після стадії b) з продуктів ділення, які зазвичай знаходяться в цій фазі;

d) стадію спільного перетворення плутонію і урану, які присутні у водній фазі, отриманої після стадії з), змішаний уран-плутонієвий оксид.

Таким чином, на відміну від описаного вище процесу PUREX, в якому після проведення спільної екстракції урану і плутонію з розчинювальною рідини забезпечується повне розділення цих двох елементів один від одного, і подальша обробка незалежно один від одного, в способі згідно винаходу запропоновано лише часткове відділення плутонію від урану і на всіх наступних стадіях цього поділу, плутоній у присутності урану, до отримання змішаного уран-плутонієвого оксиду.

Переважно стадія а) способу згідно винаходу включає в себе, крім спільної операції екстракції, щонайменше, одну операцію промивання, яку проводять для фази розчинника, отриманої після зазначеної спільної екстракції, з метою видалення з цієї фази продуктів ділення, які екстрагуються разом з ураном (VI) та плутонієм (IV), причому цю операцію проводять шляхом промивання контактированиласно винаходу включає в себе, щонайменше:

b1) стадію реекстракціі плутонію, в ступені окислення (III), та частини урану, в ступені окислення (VI), які присутні у фазі розчинника, отриманої після стадії а), шляхом контактування цієї фази з водної нітратної фазою, що містить відновлюючий агент, який здатний відновлювати плутоній (IV) до плутонію (III) без відновлення урану, наприклад нітрат четирехвалентного урану (нітрат урану (IV)) або гидроксиламмонийнитрат;

b2) операцію реекстракціі урану, який не був екстрагований з фази розчинника в ході операції b1), шляхом контактування цієї фази з водної нітратної фазою.

Таким чином, отримують дві водні фази, одна з яких містить плутоній і уран, в той час як інша містить уран, але не містить плутоній.

Потім стадія с) способу згідно винаходу переважно включає в себе, щонайменше:

c1) спільну операцію екстракції плутонію в ступені окислення (IV) і урану в ступені окислення (VI), з водної фази, отриманої після стадії b1) шляхом контактування цієї фази з фазою не змішується з водою розчинника, що містить, принаймні, один екстрагент в органічному розчиннику;<з метою видалення продуктів ділення з цієї фази, які були екстраговані разом з плутонієм (IV) і ураном (VI) в ході операції c1), причому цю операцію промивання здійснюють шляхом контактування цієї фази з водної нітратної фазою;

3) операцію реекстракціі плутонію в ступені окислення (III), та частини урану в ступені окислення (VI), з фази розчинника, отриманої після операції з3), шляхом контактування цієї фази з водної нітратної фазою, що містить відновлюючий агент, який здатний відновлювати плутоній (IV) до плутонію (III), без відновлення урану, наприклад нітрат четирехвалентного урану або гидроксиламмонийнитрат.

Само собою зрозуміло, що в разі проведення стадій b) і с) таким чином, як описано вище, спосіб згідно винаходу додатково включає, крім зазначених стадій, операцію окислення з метою повторного окислення плутонію (III), присутнього у водній фазі, отриманої після операції b1), плутоній (IV). Крім того, операція окислення дозволяє піддати уран (IV), який зазвичай присутній в цій фазі, повторному окисленню до урану (VI), особливо якщо відновлюючий агент, використовуваний в ході операції b1), являє собою нітрат четирехвалентного ура� операції b1), обов'язково буде містити нептуній.

Отже, необхідно видаляти нептуній, якщо бажано отримати на стадії d) змішаний уран-плутонієвий оксид, не містить нептунія.

Отже, в одному варіанті спосіб здійснення згідно винаходу включає видалення нептунію, присутнього у водній фазі, отриманої після операції b1), або в ході стадії b), або в ході стадії с).

По-перше, це видалення нептунія може бути здійснено шляхом додавання до стадії b) операції b3) реекстракціі нептунія в ступені окислення (IV), з водної фази, отриманої після операції b1), шляхом контактування цієї фази з не смешивающейся з водою фазою розчинника, що містить, принаймні, один екстрагент в органічному розчиннику.

Оскільки уран (VI) і нептуній (IV) мають практично близькими характеристиками, частина урану (VI), присутнього у водній фазі, отриманої після операції b1), реэкстрагируется з нептунием. Отже, цей винахід дозволяє додавати уран або у водну нітратну фазу, вовлекаемую в операцію b3), або у водну нітратну фазу, вовлекаемую в операцію з3), або в обидві фази, якщо вважають, що ці фази необхідно поп�ие нептунія також може бути здійснено в ході операції c2) шляхом додавання у водну фазу, яка використовується в ході цієї операції, відновлюючого агента, який здатний селективно відновлювати нептуній (VI) в нептуній (V), іншими словами, без відновлення плутонію або урану, причому це робиться для того, щоб нептуній міг перейти у водну фазу, в той час як плутоній і уран залишаються у фазі розчинника.

Крім того, в якості варіанту можна не видаляти нептуній, присутній у водній фазі, отриманої після операції b1), але дозволити йому слідувати разом з плутонієм, присутнім в цій фазі, аж до стадії d) для того, щоб отримати змішаний уран-плутоній-нептуниевий оксид.

Отже, залежно від того, чи видаляється нептуній, який присутній у водній фазі, отриманої після операції b1) або ні, залежно від способу, яким проводиться видалення, залежно від типу відновлюючого агента, використаного в ході операції з3), і в залежності від того, додається уран (IV) в ході цієї операції, після стадії з) чи ні одержують водну фазу, яка містить плутоній (III), уран (VI), а також, можливо, містить уран (IV) та/або нептуній (IV) (V).

Однак у всіх випадках водна фаза, полѼ плутонію для того, щоб відповідати стандарту NF ISO 13463 від червня 2000 р., що відноситься до виробництва МОХ ядерного палива для легководних ядерних реакторів. Більше того, переважно в цій водній фазі відношення мас U/Pu змінюється в діапазоні приблизно від 20/80 до 50/50. Таким чином, на стадії с) виконуються дві функції: а саме очищення плутонію і урану, які присутні в першій водній фазі, отриманої після стадії b), від продуктів ділення, з одного боку, і забезпечення регульованого відношення мас уран/плутоній - з іншого боку.

Власне стадію d) проводять так, як описано в патенті Франції №2870841, іншими словами:

- шляхом стабілізації плутонію в ступені окислення (III), урану в ступені окислення (IV), і там, де це необхідно, нептунію в ступені окислення (IV), з допомогою однозарядного катіона, що містить тільки атоми, вибрані з кисню, вуглецю, азоту і водню, такого як катіон гидразиния;

- шляхом співосадження стабілізованого таким чином плутонію, урану, і там, де це необхідно, нептунію щавлевою кислотою або однією з її солей або похідних; і потім

- шляхом прожарювання утворився спільного осаду, переважно в інертному газі або у вельми слабоокисляазования U3O8.

Крім того, згідно винаходу, спосіб переважно включає стадію зберігання, яка полягає в зберіганні або водної фази, отриманої після операції з3) до проведення стадії d), або змішаного уран-плутонієвого оксиду, отриманого після стадії d).

Наявність стадії зберігання, яка з часу переважно відповідає кількох місяцях регенерації відпрацьованого ядерного палива за способом згідно винаходу, наприклад, приблизно від 4 до 6 місяців, з одного боку, дає можливість забезпечити поділ виробничих ділянок, на яких проводять регенерацію відпрацьованого ядерного палива, і тих ділянок, на яких здійснюють проізвдство свіжого ядерного палива, змішаного уран-плутонієвого оксиду, отриманого після цієї регенерації, і, з іншого боку, встановити співвідношення ізотопів плутонію, яке необхідно для ділянок, де проводиться свіже ядерне паливо.

У зв'язку з тим, що в розчині плутоній, уран і нептуній більш стабільні в окисленому стані, ніж у відновленому стані і що для спільного перетворення цих елементів в суміш оксидів потрібно, щоб вони знаходилися у відновленому стані, �т, що ця фаза буде піддаватися:

- між стадією с) і стадією зберігання:

- операції окислення з метою повторного окислення плутонію (III), там, де це необхідно, урану (IV) та/або нептунія (IV) (V), до плутонію (IV), до урану (VI) і до нептунія (VI) відповідно, і потім операції концентрування з метою зменшення об'єму речовини на зберіганні;

- між стадією зберігання і стадією d):

- операції відновлення, наприклад електролітичного типу, з метою відновлення плутонію (IV), урану (VI) і там, де це необхідно, нептунію (VI), до плутонію (III), урану (IV) і до нептунія (IV) відповідно; або

- операції відновлення, наприклад, під дією U(IV) або гидроксиламмонийнитрата, при якій плутоній (IV) і там, де це необхідно, нептуній (VI) відновлюють до плутонію (III) і нептунія (IV) відповідно, причому в цьому випадку зазначену операцію відновлення доповнюють операцією екстракції урану (VI) шляхом контактування зазначеної водної фази з не смешивающейся з водою фазою розчинника, що містить, принаймні, один екстрагент в органічному розчиннику.

У всіх випадках спосіб згідно винаходу забезпечує можливість отримання змішаного уран-плутонієвого оксиду, який�1), не містить нептуній або, навпаки, також містить нептуній.

У будь-якому випадку потім цей змішаний оксид, який знаходиться у формі порошку, може бути використаний безпосередньо для отримання брикетів змішаного ядерного палива.

Для цього виробництва зазначений змішаний оксид переважно має відношення мас U/Pu приблизно 50/50, коли в ньому відсутня нептуній, і відношення мас U/Pu/Np приблизно 49/49/2, коли в ньому присутній нептуній.

Відповідно регулюють параметри, які використовуються в ході різних операцій способу згідно винаходу, такі як об'ємне співвідношення фази розчинника на водній фазі, кількість і тривалість операцій контактування між цими фазами, кислотність водної фази і ін, а також кількість U (VI) або U (IV), яке може бути додано в ході операцій b1) і з3).

Як буде зрозуміло для фахівця в цій області при прочитанні передує тексту, екстрагент для фази розчинника, який використовується на стадіях а) і с), а також в ході операції екстракції урану (VI) до стадії d), переважно вибирають з екстрагентів, який утворюють більш міцний комплекс з частинками металів в ступенях окислення (IV) ний (IV) і нептуній (VI) могли экстрагироваться в істотно більшою мірою, ніж плутоній (III) і нептуній (V).

Зокрема, цей екстрагент може представляти собою триалкилфосфат, такий як три-н-бутилфосфат (або ТБФ), триизобутилфосфат (ТИБФ) або триизоамилфосфат.

Органічний розчинник для цього екстрагента може бути обраний власне з різних вуглеводнів, запропонованих для процесів екстракції рідина - рідина, таких як толуол, ксилол, тре-бутилбензол, триизопропилбензол, гас і лінійні або розгалужені додекани, такі як н-додекан або гідрований тетрапропилен (ГТП).

Проте переважно використовують, як в процесі PUREX, три-н-бутилфосфат в додекане, причому їх використовують в об'ємному співвідношенні близько 30/70.

Як згадано вище, відновлює агент, який здатний відновлювати плутоній (IV) до плутонію (III), та який використовується в ході операцій b1) і з3), переважно може бути нітратом четирехвалентного урану або гидроксиламмонийнитратом. Переважно один з цих реагентів використовується в поєднанні з поглиначем азотистої кислоти, переважно з гідразином.

Що стосується відновлюючого агента, який здатний відновлювати нептуній (VI) до нептунія (V) без відновлення урану �оже бути з'єднання з сімейства бутиральдегида або гідразину.

В одному особливо кращому варіанті здійснення способу згідно винаходу, коли уран і плутоній спільно екстрагують на стадії а) під дією фази розчинника, що містить приблизно 30% (за обсягом) три-н-бутилфосфата в додекане, ця стадія включає в себе:

- першу операцію промивання, яку проводять з фазою розчинника, отриманої після спільної екстракції урану і плутонію для того, щоб видалити більшу частину продуктів ділення і, зокрема, рутеній і цирконій, які екстрагуються в ході цієї спільної екстракції, шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, що містить приблизно від 1 до 3 моль/л HNO3;

- другу операцію промивання, яку проводять з фазою розчинника з метою видалення з цієї фази технецію, який екстрагується в ході спільної операції екстракції, шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, що містить приблизно від 3 до 5 моль/л HNO3;

- додаткову операцію спільної екстракції урану і плутонію з водної фази, отриманої після другої операції промивки, шляхом контактування цієї фази з фазою розчинника, що містить наблизите�существления:

- водні нітратні фази, використовувані в ході операцій b1) і з3), містять приблизно від 0,05 до 2 моль/л HNO3;

- водна нітратна фаза, яка використовується в ході операції b2), містить приблизно від 0 до 0,05 моль/л HNO3; тоді як

- водна нітратна фаза, яка використовується в ході операції c2), містить приблизно від 1 до 3 моль/л HNO3.

У разі необхідності, спосіб згідно винаходу також може включати операції очищення урану, присутнього у другій водній фазі, отриманої після стадії b), з метою завершення видалення домішок продуктів поділу та/або з метою відділення урану від нептунію, який зазвичай супроводжує уран у водній фазі в ході операції b2). Ці операції можуть бути здійснені як в будь-якому традиційному процесі PUREX (див, наприклад, статтю BN 3 650 (07-2000) у монографії "Genie Nucleaire" - "Techniques de l Ingenieur").

Спосіб згідно винаходу володіє багатьма перевагами. Притому що спосіб майже так само ефективний, як процес PUREX за показником видалення домішок, у цьому винаході не допускається відділення плутонію від урану, і таким чином мінімізується ризик того, що плутоній незаконно присвоюється для військових цілей. КромЋть використаний безпосередньо для виробництва МОХ ядерного палива для реактора на швидких нейтронах або легководних ядерних реакторів другого або третього покоління.

Більше того, спосіб рівною мірою може застосовуватися як для регенерації відпрацьованого ураноксидного ядерного палива, так і для регенерації відпрацьованого змішаного уран-плутонієвого оксидного ядерного палива.

Інші переваги та характерні властивості способу згідно винаходу стануть очевидні при прочитанні іншого опису, що приведений нижче з посиланнями на приклади процесів для впровадження цього способу в промисловому масштабі.

Зрозуміло, ці приклад наведено просто з метою ілюстрації винаходи і жодним чином не дано з метою обмеження винаходу.

Короткий опис креслень

Фіг.1 являє собою структурну схему першого втілення способу згідно винаходу.

Фіг.2 являє собою структурну схему першого варіанту здійснення способу, показаного на малюнку 1.

Фіг.3 являє собою структурну схему другого варіанту здійснення способу, показаного на малюнку 1.

Фіг.4 являє собою структурну схему третього варіанту здійснення способу, показаного на малюнку 1.

Фіг.5 являє собою структурну схему другого втілення способу згідно винаходу.

У варіантах здійснення, показаних ах типу змішувач/відстійник, колона з пульсуючим потоком або відцентровий екстрактор. Напрямок потоків фази розчинника, що надходять або залишають ці установки, показано символічно безперервної подвійною лінією зі стрілками, в той час напрям потоків водної фази, що надходять чи покидають зазначені установки, показано символічно безперервної одинарною лінією зі стрілкою.

Здійснення винаходу

На фіг.1 наведена структурна схема першого втілення способу згідно винаходу, призначеного для одержання порошку, змішаного уран-плутонієвого оксиду, що не містить нептунію, який може бути використаний безпосередньо для виробництва МОХ ядерного палива з розчинювальною рідини відпрацьованого UO2ядерного палива, яке отримують традиційним способом, тобто шляхом розчинення цього палива в азотній кислоті і освітлення отриманої суміші.

Зазвичай така розчинна рідина містить від 200 до 300 г/л урану на 2-3 г/л плутонію, тобто відношення U/Pu становить приблизно 100/1 і має вміст продуктів поділу приблизно від 50 до 70 Кі плутонію на грам.

Як згадано вище, спосіб згідно винаходу, по-перше, включає в себе стадію, предназначеннадия поділу включає в себе:

- операцію, позначену "спільна екстракція U/Pu", яка полягає в екстракції урану, а також плутонію, причому U знаходиться в ступені окислення (VI), а Pu знаходиться в ступені окислення (IV), з розчинювальною рідини шляхом контактування цієї рідини з фазою розчинника, що містить приблизно 30% (за обсягом) три-н-бутилфосфата (ТБФ) в органічному розчиннику, наприклад додекане;

- операцію, позначену "FP промивання", яка полягає у видаленні з фази розчинника продуктів ділення, особливо рутенію і цирконію, які екстрагують в ході спільної екстракції U/PU" шляхом контактування фази розчинника, що утворилася при цій спільній екстракції з водною фазою азотної кислоти помірною кислотності, наприклад в 1-3 молярному розчині азотної кислоти;

- операцію, позначену "промивання Tc", яка полягає у видаленні з фази розчинника технецію, який екстрагують в ході спільної екстракції U/Pu" шляхом контактування фази розчинника, що утворилася при "FP промиванні", з водної нітратної фазою помірною кислотності, але більш високою, ніж кислотність водної нітратної фази, використаної для "FP промивання", наприклад 3М-5М розчин азотної кислоти;

сті U(VI) та W(IV), яка перейшла у водну фазу разом з технецій в ході "Tc промивання", шляхом контактування цієї водної фази з фазою розчинника, і в цьому випадку містить приблизно 30% (за обсягом) ТБФ в додекане.

Таким чином, отримують чотири фази:

- дві водні фази (або рафінат), що утворилися при "спільної екстракції U/Pu" та "додаткової спільної екстракції U/Pu", в яких містяться продукти розподілу, і у випадку першої із зазначених водних фаз також присутній америцій і кюрій, які видаляють з цього процесу;

- фаза розчинника, що утворилася при "додаткової спільної екстракції U/Pu", яка направляється в установку, де відбувається "спільна екстракція U/Pu", і яку додають у фазу розчинника, що проходить через цю установку;

- фаза розчинника, що утворилася при "Tc промиванні", в якій містяться U(VI) та W(IV), а також є нептуній (VI) (оскільки велика частина нептунію, присутнього в розчинювальною рідини, екстрагується за допомогою ТБФ), і направляється в зону, де відбувається поділ урану і плутонію, причому в цій зоні утворюються дві водні фази: перша фаза, що містить плутоній і уран, і друга фаза, що містить уран без плутонію.

Ця реекстракціі з фази розчинника, утворилася при промиванні Tc", плутонію (IV) і частини урану (VI), які присутні у цій фазі, шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водною фазою зниженій кислотності, наприклад з 0,05-2М розчином азотної кислоти, що містить відновлюючий агент, який відновлює Pu(IV) до Pu(III) і нептуній (VI) до нептунія (IV) відповідно, причому це виконується без відновлення урану, а також поглинач азотистої кислоти, здатний руйнувати азотисту кислоту, яка зазвичай утворюється в водній фазі, і таким чином стабілізувати відновлюючий агент і Pu(III). Наприклад, цей відновлюючий агент являє собою нітрат четирехвалентного урану (або U(IV)), в той час як поглинач азотистої кислоти є, наприклад, гідразином (або NH);

- операцію, позначену "блокування Pu", яка полягає у завершенні реекстракціі плутонію (IV) шляхом контактування фази розчинника, що утворилася при "реекстракціі Pu/U", з водною фазою азотної кислоти низької кислотності, наприклад з 0,05-2 М розчином азотної кислоти, що містить той же відновлюючий агент і той же поглинач азотистої кислоти, що використані при "реекстракціі Pu/U";

- операцію, позначену "рровке Pu", шляхом контактування цієї фази розчинника з дуже розведеної водної нітратної фазою, наприклад з 0-0,05М розчином азотної кислоти.

Так як нептуній (IV) володіє меншою здатністю экстрагироваться три-н-бутилфосфатом, ніж нептуній (VI), частково він піддається реекстракціі в ході стадії "реекстракціі Pu/U". Тому водна фаза, що утворилася при цій операції, містить нептуній на додаток до плутонію і урану.

Отже, стадія розподілу також включає операцію, позначену "промивання Np", яка полягає в реекстракціі нептунія (IV), присутнього у водній фазі, що утворилася при "реекстракціі Pu/U", шляхом контактування цієї фази з фазою розчинника, що містить приблизно 30% (за обсягом) ТБФ в додекане, з метою видалення з цієї водної фази частини нептунію, який міститься в цій фазі.

Більше того, оскільки уран (VI) і нептуній (IV) володіють схожими властивостями, частина урану (VI), присутнього у водній фазі, що утворилася при "реекстракціі U/Pu", повторно екстрагується з нептунием, частка якого може бути відносно великий в залежності від параметрів, що використовуються при проведенні "промивання Np".

Таким чином, як можна побачити на фіг.1, відповідно і�о, зазначена фаза покидає установку, де проводять цю операцію, для того, щоб повторно наситити цю водну фазу ураном, якщо це вважається необхідним. Цей уран, який може являти собою як уран (VI), так і уран (IV), можна додавати у вигляді водного нітратного розчину; слід розуміти, що якщо це уран (IV), то потім він стабілізується за допомогою поглинача азотистої кислоти типу гідразину.

Потім водну фазу, що утворилася при промиванні Np», піддають операції окислення для того, щоб знову перевести Pu(III) ступінь окислення (IV), і якщо необхідно, перевести U(IV) ступінь окислення (VI), до проведення стадії очищення плутонію і урану, які здійснюють в цій фазі.

Ця операція окислення в основному може бути проведена традиційним способом, іншими словами, шляхом забезпечення контакту потоку зазначеної водної фази, після можливого розведення водної нітратної фазою високої кислотності, наприклад 12М розчину азотної кислоти, з потоком оксидів азоту NOxз метою руйнування поглинача, що міститься в ній, азотистої кислоти, таким чином створюється можливість перетворення азотистої кислоти і повторного окислення Pu(III) Pu(IV), потім надлишок азотної кислот удалтадия очищення плутонію і урану, наступна після стадії розподілу і здійснювана з метою остаточного видалення домішки продуктів ділення з цих двох елементів, тобто щоб практично отримати водний плутоній-урановий потік, має переважно вміст продуктів ділення найбільша

1 мкКи плутонію на грам, включає в себе:

- операцію, позначену "спільна екстракція Pu/U", яка полягає в одночасній екстракції плутонію (IV) та урану (VI) з водної фази, що утворилася при операції окислення, шляхом контактування цієї фази з фазою розчинника, що містить приблизно 30% (за обсягом) ТБФ в додекане, як зазначено вище;

- операцію, зазначену FP промивання", яка полягає у видаленні з фази розчинника, що утворилася при "спільної екстракції Pu/U", продуктів ділення, які були екстраговані в ході цієї спільної екстракції, шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою помірною кислотності, наприклад з 1-3М розчином азотної кислоти;

- операцію, позначену "реекстракція U/Pu", яка полягає в реекстракціі з фази розчинника, що утворилася при "FP промиванні", плутонію (IV) і частини урану (VI), які присутні в цій фазеом азотної кислоти, містить відновлюючий агент, який здатний відновлювати Pu(IV) Pu(III), не зачіпаючи уран, наприклад гидроксиламмонийнитрат (або ГАН), стабілізований поглиначем азотистої кислоти типу гідразину.

З фіг.1 можна бачити, що і в цьому випадку можна додавати уран у водну фазу, яка піддається "реекстракціі U/Pu", безпосередньо до того, як зазначена фаза покидає установку, де проводять цю операцію, для того, щоб повторно завантажити цю водну фазу ураном, якщо це необхідно. Як зазначено вище, доданий таким чином уран може представляти собою уран (VI) або уран (IV), коли водний розчин містить нітратний, крім того, поглинач азотистої кислоти, якщо уран є четирехвалентним ураном.

Рафінат, що утворився при "спільної екстракції Pu/U", видаляють з процесу. Фазу розчинника, що утворилася при "реекстракціі Pu/U", яка містить уран, але вже не містить плутоній, приєднують до фази розчинника, що утворилася при "Np промиванні".

Водну фазу, що утворилася при "реекстракціі Pu/U", яка насичена очищеним плутонієм (III) і ураном (IV) або (VI), направляють в установку, в якій проводять операцію повторного окислення Pu(III) Pu(IV), яку предпочтитеованию на відповідній стадії для того, щоб підвищити вміст плутонію і вміст урану.

Потім концентровану таким чином водну фазу зберігають, наприклад, у резервуарах з системою трубопроводів, протягом періоду, який переважно відповідає кількох місяцях здійснення процесу регенерації, наприклад від 4 до 6 місяців, для того щоб мати запас очищеного плутонію і урану, достатній для забезпечення роботи виробничих дільниць, що забезпечують виробництво МОХ ядерного палива, незалежно від роботи виробничих дільниць, що забезпечують регенерацію відпрацьованого палива. Крім того, цей запас дає можливість відрегулювати співвідношення ізотопів плутонію, яке потрібно для виробничих дільниць з виробництва МОХ ядерного палива.

Після зберігання спосіб згідно винаходу додатково включає:

- операцію відновлення плутонію (IV), присутнього в концентрованій водній фазі, до Pu(III) шляхом додавання водного нітратного розчину, що містить U(IV), стабілізованого поглиначем азотистої кислоти;

- операцію, позначену «промивання U», яка полягає у видаленні з концентрованої водної фази урану (VI), що міститься в ній, шляхом конта в додекане.

Фазу розчинника, що утворився при промиванні U", з'єднують з фазою розчинника, що утворилася при "реекстракціі Pu/U" на стадії очищення, і з фазою розчинника, що утворилася при "Np промиванні".

Водну фазу, що утворилася при промиванні U", направляють в установку, в якій після можливого регулювання відповідного змісту U(IV) у цій фазі для того, щоб узгодити масове відношення U/Pu з тим, що необхідно мати в змішаному уран-плутонієвому оксиді, проводять стадію спільного перетворення плутонію і урану в змішаний оксид.

Як зазначено раніше, переважно цю стадію спільного перетворення проводять у відповідності зі способом, описаним в патенті Франції №2870841, тобто шляхом спільного осадження щавлевою кислотою або однією з її солей, або одним з її похідних, урану (IV) і плутонію (III), які попередньо стабілізують за рахунок однозарядного катіона, що складається тільки з атомів, які вибирають з кисню, вуглецю, азоту і водню, таких як катіон гидразиния, або за рахунок з'єднання, такого як сіль, здатна утворити такий катіон, з наступним прожарюванням утворився спільного осаду, переважно в інертному газі або в оченом порошок змішаного уран-плутонієвого оксиду може бути використаний для виробництва брикетів МОХ ядерного палива, наприклад, з допомогою процесу MIMAS. У цьому випадку зазначений порошок просівають, змішують з оксидом урану і, можливо, із залишками виробництва брикетів у вигляді шамотної глини, потім отриману суміш піддають брикетуванню з подальшою операцією спікання.

Як зазначено вище, для виробництва МОХ ядерного палива переважно використовують порошок змішаних оксидів, в якому масове відношення U/Pu становить приблизно 50/50.

Отже, кількість урану, яке вводять в установку, де відбувається «Np промивання», переважно є таким, що у водній фазі, що утворилася при цій операції, масове відношення U/Pu становить приблизно від 20/80 до 50/50, і параметри, що використовуються на стадії "реекстракціі Pu/U", після стадії "Np промивання", переважно регулюють таким чином, щоб отримати після стадії реекстракціі водну фазу, в якій масове відношення U/Pu становить приблизно від 20/80 до 50/50 і, в ідеалі, приблизно від 20/80 до 30/70. Бажано отримати таке співвідношення, щоб звести до мінімуму об'єм речовини, що зберігається в резервуарах.

У будь-якому випадку шляхом регулювання змісту U(IV) у водній фазі, що утворилася при промиванні U", можливо (якщо це необ�лизительно дорівнює 50/50.

Варіант здійснення способу згідно винаходу, показаний на фіг.1, крім того, включає операції очищення урану, присутнього у водній фазі, що утворилася при "реекстракціі U", причому ці операції призначені для завершення видалення домішок продуктів ділення і найбільш часто використовуються для відділення урану від частини нептунію, який є супроводжує домішкою при "реекстракціі Pu/U" і "реекстракціі U" на стадії розподілу. Ці операції очищення можуть бути здійснені в будь-якому традиційному процесі PUREX і тому не показано на фіг.1 з метою спрощення наведеної схеми, і також не показані на таких фігурах.

Крім того, спосіб згідно винаходу може включати допоміжні операції, зокрема операції промивки чистим розчинником водних фаз, які передбачається подавати в установку заскловування, і операції промивки і регенерації відпрацьованих фаз розчинників. В цьому випадку ці операції, які добре відомі з рівня техніки, не показані на фіг.1-5 з метою спрощення наведених схем.

Тепер структурна схема першого варіанту здійснення способу, показаного на фіг.1, буде описана з посиланням на фіг.2, в якій:

- стадія распредери "реекстракціі Pu/U", видаляється в ході стадії очищення.

З цією метою після операції "спільної екстракції Pu/U", аналогічної тій, що описана раніше у варіанті здійснення, на стадії очищення проводять "FP промивання" шляхом контактування фази розчинника, що утворилася при цій спільній екстракції, з водною фазою помірною кислотності, наприклад з 1-3М водним розчином азотної кислоти, в який доданий відновлюючий агент, який здатний відновлювати нептуній (VI), який може экстрагироваться три-н-бутилфосфатом, до нептунія (V), який не може экстрагироваться три-н-бутилфосфатом, але без відновлення або плутонію або урану. Цей відновлюючий агент являє собою, наприклад, бутиральдегид (ButAl).

Таким чином, нептуній переходить у водну фазу, в той час як плутоній і уран залишаються у фазі розчинника.

Потім проводять "реекстракцію Pu/U" так, як описано вище, але при відповідному регулюванні параметрів зазначеної операції для того, щоб отримати масове відношення U/Pu у водній фазі рівним приблизно від 20/80 до 50/50 і, в ідеалі, приблизно від 20/80 до 30/70, з урахуванням того, що масове відношення U/Pu у фазі розчинника, що утворилася при "FP промиванні", практично являетсствления способу, показаного на фіг.1.

Цей другий варіант відрізняється від тільки що описаного тим, що відновлює агент, присутній у водній фазі, використовуваної в ході операцій "реекстракціі Pu/U" і "блокування Pu" на стадії розподілу є агентом, який здатний відновлювати плутоній (IV) плутоній (III) і нептуній (VI) в нептуній (V) відповідно, і для цього, наприклад, використовують гидроксиламмонийнитрат.

Так як нептуній (V) не може экстрагироваться три-н-бутилфосфатом, отже, він повністю реэкстрагируется в ході "реекстракціі Pu/U" і "блокування Pu", і таким чином після стадії поділу отримують дві водні фази, одна з яких, що утворилася при "реекстракціі Pu/U", містить плутоній, уран і нептуній, в той час як інша, що утворилася при "реекстракціі U", містить уран, але не містить ні плутоній, ні нептуній.

Потім проводять видалення нептунію, присутнього у водній фазі, що утворилася при "реекстракціі U/Pu" на стадії розподілу в ході "FP промивання" на стадії очищення, точно так само, як у першому варіанті.

Цей варіант дає можливість у разі регенерації відпрацьованого ядерного палива, яке охолоджується приблизно протягом 10 років або більше, виключення�а здійснення способу згідно винаходу, показаного на фіг.1, який відрізняється від цього варіанту здійснення тим, що водна фаза, що утворилася при "реекстракціі Pu/U" на стадії очищення, безпосередньо надходить в установку, де проводять стадію спільного перетворення плутонію і урану в змішаний оксид.

Тому в цьому варіанті операція "реекстракціі Pu/U" на стадії очищення обов'язково включає додавання відповідного кількості урану (IV) для того, щоб отримати водну фазу, що утворилася при цій операції, з масовим відношенням U/Pu, яке узгоджується з тим, що необхідно мати у виробництві змішаного уран-плутонієвого оксиду.

Більше того, поділ виробничих дільниць, що забезпечують виробництво МОХ ядерного палива, і дільниць, забезпечують регенерацію відпрацьованого ядерного палива, здійснюється за рахунок зберігання порошку, змішаного уран-плутонієвого оксиду, отриманого після стадії спільного перетворення.

На фіг.5 схематично представлений другий варіант здійснення способу згідно винаходу, який, на відміну від попереднього варіанту, призначена для одержання порошку, змішаного уран-плутонієвого оксиду, який також містить нептуній, розчинюючої рідини про�здійснення, представленому на фіг.3, за винятком того, що тут відсутній видалення нептунія в ході "FP промивання" стадії очищення.

Нептуній супроводжує плутоній, з которьм Np реэкстрагируется в ході "реекстракціі Pu/U на всіх наступних стадіях процесу, поки не вийде змішаний уран-плутоній-нептуниевий оксид.

В якості прикладу було проведено моделювання першого варіанту здійснення способу згідно винаходу, представленого на фіг.1, з використанням керуючої програми процесу PAREX в Департаменті атомної енергії (Commissariat a l'energie Atomique).

При цьому моделюванні використовуються наступні дані:

Розчинна рідина:

[U]=250 г/л

[Pu]=2,55 г/л

4,5М HNO3

Швидкість подачі сировини в процесі = 637 л/год.

Фаза розчинника:

30% (за обсягом) три-н-бутилфосфата в ТРН.

Стадія поділу урану і плутонію від продуктів ділення - америцію і кюрію:

- Фаза розчинника, що надходить в установку "спільної екстракції U/Pu":

швидкість потоку = 1272 л/год;

- Водна фаза, що надходить в установку "FP промивання": 2М HNO3, швидкість потоку = 273 л/год;

- Водна фаза, що надходить в установку "промивання Тз": 1,5М HNO3, швидкість потоку = 38 л/год; потім 12М HNO3, швидкістю�": швидкість потоку=545 л/год;

Стадія розподілу, поділу урану і плутонію на дві водні фази:

- Водна фаза, що надходить в установку "Блокування Pu": 0,2М HNO3+0,15М гідразину, швидкість потоку=236 л/год; потім 0,2М HNO3+150 г/л U(IV), швидкість потоку=9,4 л/год;

- Додавання U(IV) в установку "реекстракціі Pu/U": 150 г/л, швидкість потоку = 21,7 л/год;

- Фаза розчинника, що надходить в установку "промивання Np": швидкість потоку = 215 л/год;

- Водна фаза, яка залишає установку "промивання Np":

[Pu]=6 г/л; [U]=1,83 г/л, швидкість потоку = 272,5 л/год.

Операція окислення:

- Водна фаза, що застосовується для розбавлення водної фази, що утворилася при промиванні Np": 12M HNO3, швидкість потоку = 110 л/год;

- Водна фаза, що утворилася при операції окислення:

[Pu]=4,2 г/л; [U]=1,3 г/л, швидкість потоку=385,4 л/год.

Стадія очищення плутонію/урану:

- Фаза розчинника, що надходить в установку "спільної екстракції Pu/U": швидкість потоку = 95 л/год;

- Водна фаза, що надходить в установку "FP промивання": 1,5М HNO3, швидкість потоку = 24 л/год; потім 12M HNO3, швидкість потоку = 6 л/год;

- Водна фаза, що надходить в установку "реекстракціі Pu/U": 0,2М HNO3+ 0,2М гідразину + 0,4М гидроксиламмонийнитрата, швидкість потоку = 47 л/год;

- Додавання U(I�акції Pu/U":

[Pu]=27,5 г/л

[U]=6,7 г/л

Швидкість потоку = 59,1 л/год;

Стадія концентрування:

Водна фаза, що утворилася при операції концентрування:

[Pu]=200 г/л

[U]=50 г/л;

Операція відновлення:

- Додавання U(IV) в установку відновлення: 200 г/л, швидкість потоку = 8,1 л/год;

- Водна фаза, що утворилася при операції відновлення:

[Pu]=100 г/л

[U]=125 г/л;

Операція коригування

Коригування водної фази: HNO3+200 г/л U(IV).

В результаті моделювання виходить водна фази, що містить 50 г/л Pu, в ступені окислення (III), і 50 г/л U, в ступені окислення (IV), яка має рівень чистоти вище 99% і яка придатна для спільного перетворення в змішаний уран-плутонієвий оксид.

1. Спосіб регенерації відпрацьованого ядерного палива і отримання змішаного уран-плутонієвого оксиду, який включає в себе, щонайменше:
a) стадію відділення урану і плутонію від продуктів ділення, америцію і кюрію, які присутні у водному нітратному розчині, що утворився при розчиненні відпрацьованого ядерного палива в азотній кислоті, причому ця стадія включає в себе, щонайменше, одну операцію спільної екстракції урану в ступені окислення (VI) і плутонію в ступені мешивающейся з водою, містить щонайменше один екстрагент;
b) стадію розподілу урану і плутонію, спільно екстрагованих на стадії а), між двома водними фазами, а саме першої водною фазою, що містить плутоній і уран, і другий водною фазою, що містить уран, але не містить плутоній;
c) стадію очищення плутонію і урану, присутніх в першій водній фазі, отриманої після стадії b) від продуктів ділення, які знаходяться в цій фазі;
d) стадію спільного перетворення плутонію і урану, які присутні у водній фазі, отриманої після стадії з), змішаний уран-плутонієвий оксид.

2. Спосіб за п.1, в якому стадія а) також включає, щонайменше, одну операцію промивання, в якій фазу розчинника, отриману після спільної операції екстракції урану-плутонію, промивають шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою.

3. Спосіб за п.1 або 2, в якому:
стадія b) включає в себе, щонайменше:
b1) стадію реекстракціі плутонію в ступені окислення (III) і частини урану в ступені окислення (VI) з фази розчинника, отриманої після стадії а), шляхом контактування цієї фази з водної нітратної фазою, що містить відновлюючий агент, який сакции урану, який не був екстрагований з зазначеної фази розчинника в ході операції b1), шляхом контактування цієї фази з водної нітратної фазою; стадія с) включає в себе, щонайменше:
c1) спільну операцію екстракції плутонію в ступені окислення (IV) і урану в ступені окислення (VI) з водної фази, отриманої після стадії b1), шляхом контактування цієї фази з фазою не змішується з водою розчинника, що містить, принаймні, один екстрагент в органічному розчиннику;
2) операцію промивання, в якій фазу розчинника, отриману після операції c1), промивають шляхом контактування цієї фази з водної нітратної фазою;
3) операцію реекстракціі плутонію в ступені окислення (III) і частини урану в ступені окислення (VI) з фази розчинника, отриманої після операції з2), шляхом контактування цієї фази з водної нітратної фазою, що містить відновлюючий агент, який здатний відновлювати плутоній (IV) до плутонію (III), без відновлення урану (VI).

4. Спосіб за п.3, який додатково включає між стадіями b) і с) операцію окислення плутонію (III), присутнього у водній фазі, отриманої після операції b1), плутоній b>), видаляють в ході стадії b) або в ході стадії с).

6. Спосіб за п. 5, в якому з метою видалення нептунію, стадія b) також включає операцію b3) реекстракціі нептунія в ступені окислення (IV), з водної фази, отриманої після операції b1), шляхом контактування цієї фази з не смешивающейся з водою фазою розчинника, що містить, принаймні, один екстрагент в органічному розчиннику.

7. Спосіб за п.6, в якому операція b3) додатково включає додавання урану до водної нітратної фазі.

8. Спосіб за п.6, в якому операція з3) додатково включає додавання урану до водної нітратної фазі.

9. Спосіб за п. 7, в якому уран являє собою уран (VI) або уран (IV).

10. Спосіб за п. 8, в якому уран являє собою уран (VI) або уран (IV).

11. Спосіб за п. 5, в якому з метою видалення нептунію, водна нітратна фаза, яка використовується в ході операції c2), включає в себе відновлюючий агент, який здатний відновлювати нептуній (VI) до нептунія (V) без відновлення плутонію (1V) або урану (VI).

12. Спосіб за п.3, в якому нептуній, який присутній в першій водній фазі, отриманої після стадії b1), слід разом з плутонієм, присутніх в этойтепени окислення (III), урану в ступені окислення (IV) і, якщо необхідно, нептунію в ступені окислення (IV) з допомогою однозарядного катіона, що містить тільки атоми, вибрані з кисню, вуглецю, азоту і водню;
- спільне осадження стабілізованого таким чином плутонію, урану і, якщо необхідно, нептунію під дією щавлевої кислоти або однією з її солей або похідних; і потім
- прожарювання отриманого таким чином спільного осаду.

14. Спосіб за п.12, в якому стадія d) включає в себе:
- стабілізацію плутонію в ступені окислення (III), урану в ступені окислення (IV) і, якщо необхідно, нептунію в ступені окислення (IV) з допомогою однозарядного катіона, що містить тільки атоми, вибрані з кисню, вуглецю, азоту і водню;
- спільне осадження стабілізованого таким чином плутонію, урану і, якщо необхідно, нептунію під дією щавлевої кислоти або однією з її солей або похідних; і потім
- прожарювання отриманого таким чином спільного осаду.

15. Спосіб за п. 5, який додатково включає між стадіями с) і d) стадію зберігання водної фази, отриманої після операції з3).

16. Спосіб за п.12, який додатково включає між стадіями с) і d) стадію�т між стадіями с) і d) стадію зберігання водної фази, отриманої після операції c3).

18. Спосіб за п.17, який додатково включає:
- між стадією с) і стадією зберігання операцію окислення плутонію (III), присутнього у водній фазі, отриманої після операції з3), плутоній (IV), з подальшою операцією концентрування цієї водної фази;
- між стадією зберігання і стадією d) операцію відновлення плутонію (IV), урану (VI) і, якщо необхідно, нептунію (VI), які присутні в концентрованій водній фазі, яка знаходиться на стадії зберігання, до плутонію (III), до урану (IV) і до нептунія (IV).

19. Спосіб за п.17, який додатково включає: між стадією с) і стадією зберігання операцію окислення плутонію (III), присутнього у водній фазі, отриманої після операції з3), плутоній (IV), з подальшою операцією концентрування цієї водної фази;
між стадією зберігання і стадією d) операцію відновлення плутонію (IV) і, якщо необхідно, нептунію (VI), які присутні в концентрованій водній фазі, яка знаходиться на стадії зберігання, до плутонію (III), з подальшою операцією екстракції урану (VI), шляхом контактування зазначеної водної фази з не смешивающейся з водою фазою розчинника, що містить, по меншій�ксвд, отриманий після стадії d), не містить нептуній.

21. Спосіб за п.20, в якому змішаний уран-плутонієвий оксид має масове відношення U/Pu приблизно 50/50.

22. Спосіб за п.14, в якому змішаний уран-плутонієвий оксид, отриманий після стадії d), містить нептуній.

23. Спосіб за п.22, в якому змішаний уран-плутонієвий оксид має масове співвідношення U/Pu/Np приблизно 49/49/2.

24. Спосіб за п.1, в якому екстрагент являє собою триалкилфосфат.

25. Спосіб за п.3, в якому екстрагент являє собою триалкилфосфат.

26. Спосіб за п.6, в якому екстрагент являє собою триалкилфосфат.

27. Спосіб за п.15, в якому екстрагент являє собою триалкилфосфат.

28. Спосіб за п.1, в якому органічний розчинник являє собою додекан.

29. Спосіб за п.3, в якому органічний розчинник являє собою додекан.

30. Спосіб за п.6, в якому органічний розчинник являє собою додекан.

31. Спосіб за п.15, в якому органічний розчинник являє собою додекан.

32. Спосіб за п.1, в якому фаза розчинника містить три-н-бутилфосфат в додекане в об'ємному відношенні приблизно 30/70.

33. Спосіб за п.3, в якому фаза фо�тором фаза розчинника містить три-н-бутилфосфат в додекане в об'ємному відношенні приблизно 30/70.

35. Спосіб за п.15, в якому фаза розчинника містить три-н-бутилфосфат в додекане в об'ємному відношенні приблизно 30/70.

36. Спосіб за п.3, в якому відновлюючий агент, який здатний відновлювати плутоній (IV) плутоній (III) без відновлення урану, являє собою нітрат четирехвалентного урану або гидроксиламмонийнитрат.

37. Спосіб за п.36, в якому відновлюючий агент використовується в поєднанні з поглиначем азотистої кислоти, переважно гідразином.

38. Спосіб за п.11, в якому відновлюючий агент, який здатний відновлювати нептуній (VI) до нептунія (V) без відновлення або плутонію (IV) або урану (VI)являє собою з'єднання з сімейства бутиральдегида або гідразину.

39. Спосіб за п.32, в якому стадія а) включає в себе: першу операцію промивання, яку проводять з фазою розчинника, отриманої після спільної екстракції урану і плутонію шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, що містить приблизно від 1 до 3 моль/л HNO3;
другу операцію промивання, яку проводять з фазою розчинника шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, що містить при�ної фази, отриманої після другої операції промивки, шляхом контактування цієї фази з фазою розчинника, що містить приблизно 30% (за обсягом) три-н-бутилфосфата в додекане.

40. Спосіб за п.33, в якому стадія а) включає в себе: першу операцію промивання, яку проводять з фазою розчинника, отриманої після спільної екстракції урану і плутонію шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, що містить приблизно від 1 до 3 моль/л HNO3;
другу операцію промивання, яку проводять з фазою розчинника шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, що містить приблизно від 3 до 5 моль/л HNO3;
додаткову операцію спільної екстракції урану і плутонію з водної фази, отриманої після другої операції промивки, шляхом контактування цієї фази з фазою розчинника, що містить приблизно 30% (за обсягом) три-н-бутилфосфата в додекане.

41. Спосіб за п.34, в якому стадія а) включає в себе: першу операцію промивання, яку проводять з фазою розчинника, отриманої після спільної екстракції урану і плутонію шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, що містить прибл�онтактирования зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, містить приблизно від 3 до 5 моль/л HNO3;
додаткову операцію спільної екстракції урану і плутонію з водної фази, отриманої після другої операції промивки, шляхом контактування цієї фази з фазою розчинника, що містить приблизно 30% (за обсягом) три-н-бутилфосфата в додекане.

42. Спосіб за п.35, в якому стадія а) включає в себе: першу операцію промивання, яку проводять з фазою розчинника, отриманої після спільної екстракції урану і плутонію шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, що містить приблизно від 1 до 3 моль/л HNO3;
другу операцію промивання, яку проводять з фазою розчинника шляхом контактування зазначеної фази розчинника з водної нітратної фазою, що містить приблизно від 3 до 5 моль/л HNO3;
додаткову операцію спільної екстракції урану і плутонію з водної фази, отриманої після другої операції промивки, шляхом контактування цієї фази з фазою розчинника, що містить приблизно 30% (за обсягом) три-н-бутилфосфата в додекане.

43. Спосіб за п.33, в якому:
водні нітратні фази, використовувані в ході операцій b1) і з3), містять приблизно від 0,0но від 0 до 0,05 моль/л HNO3; тоді як
водна нітратна фаза, яка використовується в ході операції з2), містить приблизно від 1 до 3 моль/л HNO3.

44. Спосіб за п.1, який додатково включає операції очищення урану, присутнього у другій водній фазі, отриманої після стадії b).

45. Спосіб за п.1, в якому відпрацьоване ядерне паливо являє собою ураноксидное паливо або змішане уран-плутонієва оксидне паливо.



 

Схожі патенти:

Пристрій для очищення нітрату уранила від продуктів ділення

Винахід відноситься до радіохімічної технології і може бути використане в області переробки відпрацьованого ядерного палива для безперервного очищення нітрату уранила від продуктів ділення шляхом осадження

Спосіб обробки відпрацьованого ядерного палива і використовуваний для цього відцентровий екстрактор

Винахід відноситься до технологій переробки відпрацьованого ядерного палива
Винахід відноситься до області регенерації плутонію з відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) водними методами

Спосіб очищення від оксидів урану від домішок

Винахід відноситься до технології отримання ядерного палива енергетичного призначення, зокрема до процесу очищення від домішок оксидів природного, регенерованого або поворотного (збройового) урану
Винахід відноситься до способів екстракційної очистки регенерованого урану і може бути використане в технологічних процесах переробки опроміненого ядерного палива, де необхідна очищення урану від бета-активного технецію-99
Винахід відноситься до способів екстракційної переробки регенерованого урану і може бути використане в технологічних процесах переробки ядерного палива

Спосіб відділення урану ( vi ) від актиноїдів ( iv ) і/або ( vi ) і його використання

Винахід відноситься до області регенерації опроміненого ядерного палива, обробки руд рідкоземельних металів, торію та/або урану
Винахід відноситься до галузі переробки відпрацьованого ядерного палива
Up!