Спосіб екстракційного вилучення урану і плутонію

 

Винахід відноситься до ядерної техніки, зокрема до радіохімічної переробки ВЯП, і може бути використане в технологічних схемах переробки ядерного пального.

Відомі способи переробки ВЯП водними методами, де в якості екстракційної суміші застосовують нейтральні фосфорорганічні сполуки (переважно ТБФ) в інертному розчиннику (Вдовенко В.М. Сучасна радіохімія, Атомиздат, 1969, с.459-468). Зазначений процес включає операції розчинення палива, екстрагування цільових компонентів з азотнокислих розчинів, поділ урану, плутонію і нептунія з отриманням проміжних та/або товарних форм.

Основні завдання по очищенню цільових компонентів (урану і плутонію) від супутніх домішок (продуктів поділу) вирішуються в рамках першого екстракційного циклу, де головний блок являє собою екстракційно-промивної каскад, в якому поєднані операції головного екстракції і промивання одержуваного екстракту цільових матеріалів розчинами азотної кислоти різної концентрації (Громов Б.В., Савельєва В.І., Шевченко В.Б. Хімічна технологія опроміненого ядерного палива. М: Энергоатомиздат, 1983, с.159-164).

Даний спосіб організації роботи головного екст�чаються:

- відпрацьовані промивні розчини приєднуються до потоку живлення для доізвлеченія урану і плутонію, тим самим помітно збільшуючи обсяг високоактивного рафіната, що, в свою чергу, призводить до збільшення витрат на переробку останнього;

- у зоні екстракції (ступінь подачі вихідного розчину харчування - ступінь подачі оборотного екстрагента), що включає, як правило, 6-8 ступенів, витяг основного кількості урану і плутонію проходить на 3-4 ступенях по ходу водної фази, а в інших водна фаза (практично рафінат) контактує з оборотним екстрагентом. Тобто тут проходить помітна екстракція продуктів ділення і стабільних домішок, що, в кінцевому рахунку, знижує очищення від них цільових елементів, взятих в екстракт;

- переробка вихідних водних розчинів з концентрацією урану 400 г/л і більше за рахунок неминучого збільшення співвідношення Про:викликає «горбление» (накопичення) азотної кислоти у водній фазі головних ступенів. Такий профіль розподілу кислоти в ступенях блоку екстракції, по-перше, сприяє підвищенню екстрагуються продуктів ділення і стабільних домішок і, відповідно, зниження ступеня очищення урану і, по-друге, підвищення концентрації азот Також цей факт може призвести до зниження концентрації кислоти в рафінат менше 0,5 моль/л, що, в свою чергу, може стати причиною полімеризації плутонію і освіти плутонийсодержащих опадів.

Усунення останнього недоліку можливо тільки за рахунок збільшення обсягу промивних розчинів, тобто неминучого збільшення обсягу рафіната.

Метою справжнього винаходу є:

- значне скорочення обсягу високоактивного рафіната першого циклу і, відповідно, витрат на його переробку;

- збільшення ступеня очищення цільових компонентів від радіоактивних продуктів поділу і стабільних домішок;

- підтримання концентрації азотної кислоти в екстракті і рафінат на технологічно прийнятному рівні.

Поставлена задача вирішується тим, що в способі екстракційного вилучення урану і плутонію з водного розчину, одержаного при розчиненні опроміненого ядерного палива (потоку харчування), що включає багатоступеневе противоточную обробку водного розчину органічним потоком, як правило, 30% розчином трибутилфосфату в інертному розчиннику, потік харчування, що містить не менше 400 г/л за сумою отриманих елементів, на початку обробляють оборотним екстрагентом на обмеженій кількості екстракційних ступенів, аж до одного, в запределрганического потоку;

Cпро- гранично досяжна концентрація суми отриманих елементів в цьому потоці (ємність екстрагента);

Vв- величина водного потоку;

Cв- концентрація отриманих елементів в цьому потоці.

Після чого водний потік (проміжний рафінат), що містить від 15% до 50% суми отриманих елементів обробляють додатковим потоком оборотного екстрагента в допредельном режимі (режим повного витягу) з виконанням умови

, де

- величина додаткового органічного потоку;

- концентрація отриманих елементів у потоці харчування після першої обробки оборотним екстрагентом. Першу обробку потоку живлення оборотним екстрагентом здійснюють при температурі не нижче 60°C, а другу обробку при температурі не нижче 45°C. Далі органічні потоки, отримані після першої обробки і після другої обробки (екстракти), об'єднують і об'єднаний потік направляють на наступні операції.

Необхідно вказати, що при первісній обробці потоку живлення оборотним екстрагентом відбувається вилучення від 50 до 85% урану і плутонію з розчину ВЯП з концентрацією иІентрация отриманих елементів у вихідному розчині (потоці харчування). Наприклад, при концентрації урану і плутонію 1000 г/л обсяг проміжного рафіната скорочується на 35-40%. Обробку проміжного рафіната додатковим потоком оборотного екстрагента в допредельном режимі (режимі повного вилучення) проводять при співвідношенні потоків органічної і водної фаз меншому, ніж у способі-прототипі, що дозволяє знизити экстрагируемость продуктів ділення і стабільних домішок. Крім того, зазначену обробку проводять в апаратах з меншими масогабаритними характеристиками, що істотно знижує виробничі витрати.

Заявляється варіант способу перевірений на лабораторному екстракційному стенді.

Для доказу більш високу ефективність запропонованого способу у порівнянні зі способом-прототипом провели перевірку обох способів на 10-ти ступеневою блоці екстракторів змішувачів-відстійників з використанням в якості екстрагента 30% ТБФ у вуглеводневому розчиннику.

У прикладах 1 і 2 використовували вихідний водний продукт (потік харчування) наступного складу:

уран - 400 г/л;

плутоній - 4 г/л;

азотна кислота - 120 г/л;

ПЕД - 0,2 мкР/л·с.

Гамма-спектрометричний склад, Бк/л:

цезій - 137-4,6·107; європій - 155-1,2·106; ц�·106.

Приклад 1. Цей приклад відноситься до способу-прототипу.

Співвідношення витрат вихідного продукту, оборотного екстрагента і промивного розчину (0,5 моль/л HNO3) становило 1:4:0,4.

Розподіл компонентів у технологічних продуктах в екстракційної схемою вилучення урану і плутонію по способу-прототипу представлено в таблиці 1.

Таблиця 1
Розподіл компонентів у технологічних продуктах в екстракційної схемою по способу-прототипу
ПродуктU, г/лPu, г/лПЕД, мкР/л·сHNO3, г/лZr95Nb95Ru106Cs137Ce144Eu155Pa234m
Активність, Бк/л
Потік харчування7,1·1062,6·1075,9·1074,6·1073,5·1081,2·1063,5·106
Рафінат<0,015·10-30,14865,1·1061,9·1074,2·1073,3·1072,5·1088,6·1052,5·106
Екстракт940,944·10-44,36,2·1048,7·1032,0·105<2·102<1·103<6·1027,5·105

Сумарний коефіцієнт очищення урану від продуктів ділення склав 115, в тому числі: від рутенія - 70; від цирконію - 27; від ніобію - 700; від протактиния - 1,1. Церій, європій, цезій практично націло виходять з рафинатом.

Приклад 2.

У прикладі 2 наводяться результати випробувань заявляється способу.

Операцію початкової обробки потоку живлення оборотним екстрагентом в позамежному режимі проводили в першій ступені блоку змішувачів-відстійників при співвідношенні потоків органічної і водної фаз, що дорівнює 1,7:1, при температурі 60°C. Проміжний рафінат обробляли додатковим потоком оборотного екстрагента в допредельном режимі (режимі повного вилучення) при температурі 45°C. Співвідношення витрат проміжний рафінат, оборотний екстрагент і промивної розчин становило 1:2:0,2.

Розподіл компонентів на операції початкової обробки потоку харчування представлено в табл.2.

від рутенія - 1100; від цирконію - 190; від ніобію - 670; від протактиния - 10.

Сумарний коефіцієнт очищення урану від продуктів ділення на операції обробки проміжного рафіната додатковим потоком оборотного екстрагента склав 330, в тому числі: від рутенія - 86; від цирконію - 83; від ніобію - 870; від протактиния - 5,8. Церій, європій, цезій, як і в прикладі 1, практично не екстрагуються.

Об'єднаний потік екстракту містить 106 г/л урану, 0,98 г/л плутонію, ПЕД - 2,1·10-4мкР/л·с. При цьому ступінь вилучення урану і плутонію, розрахована за їх змістом рафінат, склала понад 99,9% для кожного елемента. Сумарний коефіцієнт очищення від продуктів ділення склав 250, у тому числі: від цирконію - 31; від ніобію - 1340; від рутенія - 81; від протактиния - 4,5.

Отримані в прикладах 1 і 2 результати свідчать про те, що заявляється спосіб вилучення урану і плутонію в порівнянні зі способом-прототипом дозволяє підвищити очищення від радіонуклідів в 2,2 рази. При цьому обсяг рафіната скорочується на 14%.

1. СпосоЏдерного палива (потоку живлення), включає багатоступеневу противоточную обробку водного розчину органічним потоком, як правило, 30% розчином трибутилфосфату в інертному розчиннику, який відрізняється тим, що потік живлення спочатку обробляють оборотним екстрагентом в позамежному режимі з виконанням умови
Vпро·Зпро=(0,5÷0,85)·Vв·Зв, де
Vпро- величина органічного потоку;
про- гранично досяжна концентрація суми отриманих елементів в цьому потоці (ємність екстрагента);
Vв- величина водного потоку;
в- концентрація отриманих елементів в цьому потоці, після чого водний потік, що містить від 15% до 50% суми отриманих елементів, обробляють додатковим потоком оборотного екстрагента в допредельном режимі (режим повного витягу) з виконанням умови
, де
- величина додаткового органічного потоку;
- концентрація отриманих елементів у потоці харчування після першої обробки оборотним екстрагентом,
далі органічні потоки, отримані після першої обробки і після другої обробки (екстракти), об'єднують і об'єднаний потік спрямовую на обмеженій кількості екстракційних ступенів, аж до однієї ступені.

3. Спосіб за п.1, який відрізняється тим, що на першу обробку оборотним екстрагентом направляють потік харчування, що містить не менше 400 г/л за сумою отриманих елементів.



 

Схожі патенти:

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 виділення нептунія з спільного екстракту урану, нептунію, плутонію і технецію
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
Up!
Таблиця 2
Розподіл компонентів у технологічних продуктах в екстракційної схемою по заявляється способу
ПродуктHNO3, г/лZr95Nb95Ru106Cs137Ce144Eu155Pa234m
Активність, Бк/л
Потік харчування4004,00,21207,1·1062,6·1075,9·1074,6·1073,5·1081,2·1063,5·106
Проміж. рафінат1901,950,221181,0·1072,8·1076,4·1074,8·1073,7·1081,3·1063,7·1069,4·10-52,66,2·1048,7·1031,6·104<2·102<1·103<6·1021,0·105
Рафінат<0,14·10-30,16947,1·1062,5·1075,9·1074,3·1073,4·1081,0·1052,6·106
Екстракт 2940,953,3·10-43,56,0·1041,6·1033,7·105<2·102<1·103<6·1023,1·105