Спосіб виведення нептунія при фракціонуванні довгоіснуючих радіонуклідів

 

Винахід відноситься до методів фракціонування довгоіснуючих радіонуклідів при комплексній переробці опроміненого ядерного палива (ВЯП) атомних електростанцій (АЕС) і спрямоване на селективне виведення нептунія з спільного екстракту нептунію, плутонію, урану і технецію в технологічні відходи з метою подальшого затвердіння у вигляді матриці довгоживучих радіонуклідів.

Відомий спосіб екстракційної переробки ВЯП АЕС, що використовує в якості екстрагента трибутилфосфат(ТБФ), який являє собою одну з сильнокислотних версій Пурекс-процесу (Plutonium-Uranium Extraction). Основу цього способу складає його перший екстракційний цикл, що передбачає спільне витяг U, Pu, Np і Tc, спільну реекстракцію трьох останніх елементів і реекстракцію урану. Він включає в себе також поділ Np і Pu на стадії афінажних операцій [Зільберман Б.О. Розвиток Пурекс-процесу для переробки високовигоревшего палива АЕС. Радіохімія 42 (2000), №1, с.3-15] зі стабілізацією пари Pu (III)-Np (IV) з допомогою Fe (II) і екстракцією Np (IV) в 30% ТБФ, тоді як Pu( III) і Tc реэкстрагируется водним розчином. Такий процес розділення є досить громіздким, сильно здорожує переробку ВЯП АЕС з реактора�залишки багато в чому подолані завдяки способу [Boullis Ст., Gue J-P., Bernard С."Process for separating technetium present in an organic solvent with zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, which can be used especially for the reprocessing of spent nuclear fuels". Європейський Патент №0270453 A1, пріоритет від 26.11.87] і конкретно реалізовані в технологічному процесі, описаному в роботі [Bernard С., Miquel P., Viala М. "Advanced Purex process for the new reprocessing plants in France and Japan". Proc. 3 Int. Conf. RECOD'91, Sendai (Japan), AESJ&JAIF, 1991, v.1, p.83-86], згідно з яким після спільної екстракції U, Pu, Tc і основної частини Np слідують кислотна реекстракція переважної частини Тз і далі відновлювальна реекстракція Pu за допомогою U (IV) в сильнокислотном режимі, що дозволяє вивести Np з потоком U для його скидання в рафінат другого уранового циклу в результаті спеціальної обробки. При всій лаконічності цієї схеми її недоліком є недостатня селективність, що призводить до потрапляння Np у всі технологічні потоки. Крім того, тут другий урановий цикл є обов'язковим навіть у тому випадку, коли переробляється ВЯП АЕС з дуже високим вигорянням (>60 ГВт*добу/т) і уран не представляє енергетичної цінності, так що повинен бути виведений в низькоактивні відходи.

Найбільш близьким до заявляється, є спосіб PARC (Partitioning Conundrum Key) [Uchiyama G., Mineo H. et al. Pare Process as Advanced Purex Process. Proc. Int. Symp. NU�ьтате екстракції ТБФ і містить U, Pu, Np, Tc, з допомогою відновної реекстракціі бутиральдегидом відокремлюють Np, а потім за допомогою 6 моль/л HNO3відокремлюють Tc, після чого слід поділ Pu і U за допомогою розчину U (IV). Дані наведені для розчину палива PWR з вигорянням 44 ГВт*доб/т. Було показано, що з органічного розчину витягується 75% Np і 90% Tc, що є недостатнім для цілей фракціонування довгоживучих радіонуклідів. При цьому 5% Np реэкстрагируется разом з Pu (III), а частина (~5%) - з ураном. Відповідно локалізація Np не є повною, а всі продукти екстракційного циклу забруднені Np вище технологічних норм. Таким чином, головним недоліком цього способу є його невисока селективність, в тому числі забруднення потоку нептунія плутонієм і подальше потрапляння останнього в технологічні відходи в наднормативному кількості.

Пропонованим винаходом вирішується завдання отримання реекстракта нептунію, що не містить U, Pu і Tc, і, як наслідок цього, підвищення селективності при стабілізації Np (V).

Для вирішення поставленої задачі пропонується з органічного розчину, отриманого екстракцією Pu (IV), Np (VI), Tc (VII) та U (VI), а в ряді схем також Zr, розведеним трібутілфосфатом (ТБФ), селектиксусной кислоти (НУК) або пероксованадиевой кислоти (ПВК), при кінцевому утриманні в реекстракте Np 0.7-1.5 моль/л HNO3і 0.05-0.15 моль/л НУК або ПЧК. При цьому надлишок азотної кислоти, що надходить з екстрактом, нейтралізують в протоці в точці введення екстракту з використанням бессолевих реагентів, зокрема гідроксиду амонію або ацетату амонію

Відділення Np може бути здійснено як після відділення Тз, так і до відділення Tc. В останньому випадку разом з Np реэкстрагируется Zr у тих випадках, коли його витяг передбачено технологічною схемою [Дзекун О.Г., Машкін О.М., Зільберман Б.О., Федоров Ю.С.и ін. Процес переробки опромінених твелів. Патент СРСР 1804652 (пріоритет від 03.10.89, Бюлл. винаходів 11, 1993)]. У цьому випадку при необхідності передбачається часткова нейтралізація водного розчину в протоці екстрактора до зазначеного вище рівня кислотності менше 1,5 моль/л HNO3.

Вказаний діапазон концентрацій HNO3визначається тим, що при більш низькій концентрації азотної кислоти утруднена відмивання реекстракта від U, Pu, а також Tc (якщо він не був відділений раніше); при більш високій концентрації HNO3неможлива повна реекстракція Np. При більш низькій концентрації НУК не відбувається повної реекстракціі нептунію, тоді як при більш в�ія перекису водню при розкладанні НУК.

Пропонований спосіб пояснюється кресленням, на якому зображена схема виділення нептунія у разі попереднього відділення технецію, за якою екстракт Np, Pu, U і Tc (1) надходить у 6 щабель екстракційного блоку, туди ж подається азотнокислий розчин НУК (3); для більш повної відмивання екстракту U, Pu і (Tc) від Np азотнокислий розчин НУК (4) подається також 12 сходинку. Для відмивання реекстракта Np від U, Pu (Мс) 1 ступінь подається чистий екстрагент (2).

Приклад 1

Спосіб здійснюється наступним чином. Екстракт головного блоку 1 циклу переробки опроміненого ядерного палива обробляють розчином Cr (VI) для отримання в екстракті Np (VI); при цьому плутоній залишається в стані Pu (IV). Отриманий екстракт Np (VI), Pu (IV), Tc (VII) та U (VI) надходить на селективну кислотну реекстракцію Tc, в ході якої відмивається також надлишок Cr (VI), а потім на відновну реекстракцію Np (V) азотнокислим розчином НУК, в режимі, що забезпечує утримання 0.7-1.5 моль/л (45-105 г/л) HNO3і 5-10 г/л НУК в кінцевому реекстракте нептунія. Реекстрагент вводиться як в кінець блоку, так і в точку введення екстракту, що містить Np. Реекстракт Np (V) відмивається від U і Pu додатковим потоком екстрагента без додаткової обробки. Результати �бліцу 1.№Найменування потокуКонцентрація компонентівHNO3, г/лU, г/лNp, г/лPu, г/лНУК, г/л1Екстракт Np, Pu, U740,060,712Екстрагент3Реекстрагент Np -164104Реекстрагент Np - 2645ter"><0,10.4<0,016Екстракт U і Pu57<0.0010,55

Приклад 2

Екстракт Np (VI), Pu (IV), U (VI), Tc (VII) і Zr (IV), отриманий в головному экстракторе, надходить без відділення Тз на відновну реекстракцію Np (V) азотнокислим розчином перекису водню з додаванням пятивалентного ванадію в режимі, аналогічному прикладу 1. Принципова технологічна схема процесу ідентична в прикладі 1. Технологічні показники процесу реекстракціі Np для випадку без попереднього виділення Tc наведені в таблиці 2.

В даному режимі концентрація HNO3в реекстракте Np підвищується майже до 2 моль/л, при цьому Tc переважно (але не повністю) залишається в екстракті U і Pu, після чого може бути видалений кислотної реекстракціей аналогічно прототипу або виведений спільно з плутонієм. Поряд з цим повнота реекстракціі Np зменшується з 99% до 65%; при цьому в потік реекстракта Np виводиться проэкстрагированний Zr.

Найменування потокуКонцентрація компонентів
HNO3, г/лU, г/лNp, г/лPu, г/лTc, г/лZr, г/лH2O2, г/лV (V), г/л
1Екстракт Np, Pu, U, Tc, Zr13950,080,90,10,45
2Екстрагент--
3Реекстрагент Np 119<
4Реекстрагент Np 219--++
5Реекстракт Nр і Zr120<0,10,45<0,010.13,5
6Екстракт U, Pu і Tc730,020,750,068<0,01

Приклад 3

Екстракт Np (VI), Pu IV), U (VI), Tc (VII) і Zr (IV), отриманий в прикладі 2, надходить також без відділення Tc на відновну реекстракцію Np (V) азотнокислим розчином перекису водню з додаванням пятивалентного ванадію аналогічно прикладу 2. Принципова технологи�водять ацетат амонію з розрахунку зниження кислотності за рахунок нейтралізації до необхідного рівня 1 моль/л. Технологічні показники процесу реекстракціі Np для цього випадку наведено в таблиці 3. Вони вказують на повернення цих показників до значень, наведених у прикладі 1.

В результаті проведених операцій по виділенню Np отримано його реекстракт, що містить менше 0,1 г/л урану і менше 0,01 г/л плутонію, що відповідає необхідним показникам поділу елементів. Зміст нептунія в реекстракте становить близько 0,5 г/л, але може бути підвищений до 1,0-1,5 г/л в залежності від умов проведення реекстракціі.

При цьому витяг Np в реекстракт становить більше 99% в порівнянні з 75% в прототипі.

Таблиця 3
Найменування потокуКонцентрація компонентів
HNO3, г/лU, г/лNp, г/лPu, г/лTc, г/лZr, г/лNH4OH г/лH2O2г/лV (V) г/л
950,080,9ОД0,45
2Екстрагент--
3Реекстрагент Np 1---72+
4Реекстрагент Np 219--++
0,6<0,01<0,013,5*
6Екстракт U, Pu і Tc73<0,0010,750,08<0,01
.* - 18 г/л NH4NO3

1. Спосіб виведення нептунія при фракціонуванні довгоживучих радіонуклідів, що включає екстракцію урану (VI), плутонію (IV), нептунію (VI) і техніці (VII) з азотнокислого розчину розведеним трібутілфосфатом і відновлювальну реекстракцію нептунія (V), який відрізняється тим, що селективну реекстракцію нептунія здійснюють до або після відділення технецію розчином пероксокислоти у слабкої азотної кислоти при вмісті в реекстракте 0,7-1,5 моль/л азотної кислоти і 0,05-0,15 моль/л пероксокислоти.

2. Спосіб за п.1, який відрізняється тим, що в якості пероксокислоти используѰзотной кислоти, надходить з екстрактом, нейтралізують в протоці в точці введення екстракту з використанням бессолевих реагентів, зокрема гідроксиду амонію або ацетату амонію.



 

Схожі патенти:

Спосіб переробки мало - і середньо-мінералізованих низькоактивних рідких радіоактивних відходів в польових умовах

Винахід відноситься до переробки рідких радіоактивних відходів (РРВ) мембранно-сорбційними методами і застосовується для очищення вод радіо - і химическитоксичних забруднень в мобільних установках переробки РРВ

Спосіб очищення повітря від радіоактивних речовин

Винахід відноситься до галузі захисту навколишнього середовища та ліквідації наслідків аварій, що стосується процесу високоефективної очищення повітря (газів) від радіоактивних речовин і призначений для використання в системах газоочистки підприємств, що виробляють радіоактивні ізотопи, і особливо в місцях постійного забруднення повітряного середовища радіоактивними речовинами

Спосіб очищення та дезактивації устаткування атомних електричних станцій (варіанти)

Винахід відноситься до атомної енергетики і може бути використане при очищенні і дезактивації обладнання, що експлуатується в середовищі рідкого свинцевого теплоносія, та переробці (знешкодження) утворюються рідких радіоактивних відходів на стадіях їх очищення, концентрування і затвердіння
Винахід відноситься до ядерної енергетики, а саме до способів дезактивації обладнання ядерних паропроизводящих установок з регулюванням потужності борною кислотою

Спосіб дезактивації вод відкритих водойм, водних стоків

Винахід відноситься до способів дезактивації вод відкритих водойм, водних стоків, забруднених радіонуклідами, а також для дезактивації нейтральних або лужних технологічних розчинів радіохімічних виробництв

Спосіб очищення рідких радіоактивних відходів

Винахід відноситься до галузі ядерної енергетики, а саме до способів очищення стічних вод атомної і радіохімічної промисловості, а також природних водних середовищ від радіоактивних ізотопів

Спосіб переробки рідких радіоактивних відходів

Винахід відноситься до галузі охорони навколишнього середовища, а точніше до області переробки рідких радіоактивних відходів (РРВ)
Винахід відноситься до галузі переробки розчинів (у тому числі радіоактивних розчинів, що утворюються при виробництві і переробки ядерного палива, що містять солі амонію, і може бути використане в радіохімічної промисловості
Винахід відноситься до області радіохімії, а саме до способів виділення америцію з розчинів суміші америцію, кюрію і рідкоземельних елементів, і може бути використане в технології отримання чистого америцію, в препаративній хімії
Винахід відноситься до галузі переробки радіоактивних відходів
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

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
Up!