Спосіб очищення регенерованого урану

 

Винахід відноситься до способів екстракційної очистки регенерованого урану і може бути використане в технологічних процесах при переробці опроміненого ядерного палива, де необхідна очищення урану від плутонію, торію-228 і нептунію-237.

Відомий спосіб екстракційної очищення урану від торію, нептунію і плутонію 30%-ним трібутілфосфатом (ТБФ) в додекане (М.Germain, D.Gourisse et M.Sougnez, Extraction en milieu nitrigue du thorium, du neptunium, du plutonium, par les solutions de phosphate de tributyle chargees en uranium // J. Inorg. Nucl. Chem., 1970, Vol.32, pp.245-253) [3]. Спосіб включає одноступінчату екстракцію урану трібутілфосфатом в органічному розчиннику з азотнокислого розчину уранилнитрата, що містить домішки торію, нептунію і плутонію. Недолік способу полягає в недостатній очищення урану.

Відомий спосіб очищення регенерованого урану від торія-228 і продуктів його радіоактивного розпаду і спосіб очищення регенерованого урану від технецію-99, описані в патенті №2384902, МПК G21C 19/46 (2006.01), опубл. 20.03.2010. Спосіб включає екстракцію урану трібутілфосфатом в органічному розчиннику, промивку екстракту азотнокислим розчином і реекстракцію урану. У водну фазу вводили уран (IV) і трилон Б. Для досягнення гарної очищення дорогий трилон Б зработка способу, забезпечує екстракційна очищення регенерованого урану від плутонію, торію і нептунія.

Поставлену задачу вирішують тим, що в способі очищення регенерованого урану від плутонію, торію і нептунію, що включає екстракцію урану з водного розчину азотнокислого трібутілфосфатом в органічному розчиннику, промивку екстракту і реекстракцію урану, в азотнокислий розчин регенерованого урану, що направляється на екстракцію, вводять фтор-іон до концентрації 0,03-0,52 г/л

У азотнокислий розчин регенерованого урану, що направляється на екстракцію, вводять уран (IV), стабілізований гідразином, до концентрації 0,5 г/л

На екстракцію направляють розчини з концентрацією урану (VI) 400-500 г/л

Фтор-іон практично не екстрагується трібутілфосфатом в присутності уранилнитрата і не забруднює екстракт урану. Введення фтор-іона дозволяє очистити уран від плутонію, торію і нептунію, а введення в вихідний розчин уранилнитрата фтор-іона і урану (IV), стабілізованого гідразином, ще більше покращує очищення урану від плутонію.

Спосіб здійснюють наступним чином.

Приклад 1

Вихідний водний розчин регенерованого урану містить уранилнитрат, домішки нітратів плутоице 1.

Таблиця 1
[U(VI)], г/л[Pu], мкг/л[Th], Бк/г U[Np], мг/л[HNO3], г/л
446,371,015101,3962,7

У дослідах 2-5 у вихідні водні азотнокислие розчини ввели до заданих концентрацій фтор-іон, у досвіді 1 фтор-іон не вводили. Фтор-іон можна вводити у вигляді будь водорозчинної солі; проте, щоб не вводити в розчин сторонні катіони, доцільно вводити фтор-іон у вигляді уранилфторида.

Провели противоточную екстракцію урану з вихідного розчину, що не містить фтор-іон, і з розчинів, що містять фтор-іон в кількості 0,03 г/л, 0,09 г/л, 0,19 г/л і 0,52 г/л, трібутілфосфатом у вуглеводневому розчиннику в екстракційному блоці, який містить 4 екстракційні ступені, при співвідношенні фаз Про:В, що дорівнює 4,2:1. Отримали екстракти з [U]=103 г/л і рафінат з [U]=0,07 г/л. З промитих екстрактів провели реекстракцію урану слабким азотнокислим розчином.

У экстрактантов розраховані як відношення вмісту елемента у вихідному розчині, припадає на 1 г U у вихідному розчині, до його вмісту в екстракті, що припадає на 1 м U в екстракті.

Результати наведено в таблиці 2

Приклад 2

Відомо використання урану (IV), стабілізованого гідразином, для екстракційної очистки урану (VI) від плутонію. Уран (IV), стабілізований гідразином, вводять для відновлення Pu(IV) до Pu(III), не екстрагується трібутілфосфатом. Ступінь очищення урану (VI) від плутонію, торію і нептунія в присутності фтор-іона і урану (IV), стабілізованого гідразином, зростає порівняно зі ступенем очитки урану в присутності тільки урану (IV), стабілізованого гідразином. Особливо зростає ступінь очищення від плутонію.

У всіх дослідах 6-10 у вихідні розчини (склад наведено в таблиці 1) ввели уран (IV), стабілізований гідразином, до концентрації урану (IV) 0,5 г/л і гідразину [N2H4] 0,45 г/л. Потім в дослідах 7-10 в розчини ввели фтор-іон до заданих концентрацій, в досвіді 6 фтор-іон не вводили.

З отриманих розчинів провели противоточную екстракцію урану 30%-ним трібутілфосфатом в органічному розчиннику в екстракційному блоці, який містить 4 екстракційні ступені, при співвідношенні фаз O:В, що дорівнює 4,2:1. Отримали екстракти з [U]=103 г/л �тракти направили на подальшу переробку (оксиди).

В екстрактах визначили зміст домішок: плутонію, торію і нептунія. Коефіцієнти очищення урану від згаданих елементів розраховані як відношення вмісту елемента у вихідному розчині, що припадає на 1 м U у вихідному розчині, до його вмісту в екстракті, що припадає на 1 м U в екстракті. Коефіцієнти очищення U від Pu, Th і Np на екстракції наведені в таблиці 2.

Таблиця 2
№ досвідуВодний розчин урану перед екстракцією, вміст іонівКоефіцієнти очищення U
[F], г/л[U(IV)], г/лPuThNp
Приклад 1
1004,73,36,1
20,0306,5td align="center">09,424,511,8
40,19033,138,731,8
50,52025,345,437,6
Приклад 2
600,514,92,73,2
70,030,523,47,55,5
80,090,537,215,48,6
90,190,564,6td align="center">0,544,041,618,7

З даних таблиці 2 слід, що у всіх дослідах введення фтор-іона збільшило очищення урану від плутонію, торію і нептунія в порівнянні з дослідами, в яких фтор-іон не вводили.

У прикладі 1. введення у вихідний розчин фтор-іона призводить до збільшення очищення урану від Pu(IV), Th(IV) та Np(V). Зі збільшенням концентрації фтор-іона в розчині з 0,03 до 0,19 г/л очищення урану збільшується від Pu(IV), Np(VI) і Th(IV). При збільшенні концентрації фтор-іона в розчині до 0,52 г/л очищення урану ще більш збільшується від Np(VI) і Th(IV), але незначно зменшується від Pu(IV) в порівнянні з досвідом, в якому концентрації фтор-іона в розчині дорівнює 0,19 г/л

У прикладі 2 вступ четирехвалентного урану призвело до відновлення Pu(IV) до тривалентного стану та Np(V) до четирехвалентного стану. Як і в дослідах прикладу 1, в дослідах прикладу 2 вступ фтор-іона в розчин, що направляється на екстракцію, збільшило коефіцієнт очищення урану від Pu(III), Th(IV) та Np(IV). З ростом вмісту фтор-іона в розчині з 0,03 до 0,52 г/л коефіцієнти очищення урану від Th(IV) збільшуються. Очищення урану від Pu(III), як і в прикладі 1, збільшується із Така ж закономірність простежується і для Np(IV).

У прикладі 2 в присутності урану (IV), стабілізованого гідразином, фтор-іон значно поліпшив очищення від плутонію, але від торію і нептунію - в меншій мірі, ніж у прикладі 1.

Таким чином, залежно від того, від якого елемента переважно потрібно очистити регенерований уран, можна використовувати або фтор-іон, або фтор-іон і уран (IV) у відповідних кількостях.

1. Спосіб очищення регенерованого урану від плутонію, торію і нептунію, що включає екстракцію урану з водного азотно-кислого розчину трібутілфосфатом у вуглеводневому розчиннику, промивку екстракту і реекстракцію урану, який відрізняється тим, що у водний азотно-кислий розчин регенерованого урану, що направляється на екстракцію, вводять фтор-іон до концентрації 0,03-0,52 г/л

2. Спосіб за п.1, який відрізняється тим, що у водний азотно-кислий розчин регенерованого урану, що направляється на екстракцію, вводять уран (IV), стабілізований гідразином, до концентрації 0,5 г/л

3. Спосіб за п.1, який відрізняється тим, що на екстракцію направляють розчин регенерованого урану з концентрацією урану 400÷500 г/л.



 

Схожі патенти:

Групове поділ актинідів з сільнокіслой водної фази

Винахід відноситься до способу колективного відділення всіх актинідів (III), (IV), (V) і (VI), що перебувають у сільнокіслой водній фазі, від продуктів розпаду, і, зокрема, лантанідів, також знаходяться в цій фазі, шляхом застосування двох екстрагентів, які діють у незв'язаних хімічних областях

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

Винахід відноситься до способу регенерації відпрацьованого ядерного палива на основі оксиду урану або змішаного уран-плутонієвого оксиду

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
Up!