RU2229178C2 - METHOD FOR RECOVERING SPENT NUCLEAR FUEL (ALTERNATIVES), Np(VI)-\lang1033\f1 TO\lang1049\f0 -Np(V) REDUCER, Pu(IV)-TO-Pu(III) REDUCER, AND JOINED Np(VI)-TO-Np(V) AND Pu(IV)-TO- (Pu(III) REDUCER - Google Patents

Abstract

FIELD: nuclear fuel recovery. SUBSTANCE: method includes bringing Np(VI) containing organic phase in contact with oxime of R₂C=NOH formula. Each R independently means H or organic substituent. Method also includes bringing U, Pu, and Np containing organic phase in contact with oxime of formula R₂C=NOH, where each R independently means H or organic substituent. Oxime reduces Pu(IV) to Pu(III) and Np(VI) to Np(V) and Pu(III).Oxime of formula R₂C=NOH is used for reducing Np(VI) to Np(V). Oxime of formula R₂C=NOH is used to reduce Pu(IV) to Pu(III). Oxime of formula R₂C=NOH is used for joint reduction of Np(VI) to NP(V) and Pu(IV) to Pu(III). EFFECT: enhanced efficiency of uranium separation from plutonium and neptunium. 19 cl, 1 dwg, 5 tbl, 3 ex

Description

Данное изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива и конкретно касается отделения урана от плутония и нептуния.This invention relates to the reprocessing of spent nuclear fuel and specifically relates to the separation of uranium from plutonium and neptunium.

Большинство заводов по переработке ядерного топлива использует способ Рurех, в котором отработанное топливо растворяют в азотной кислоте и растворенные уран и плутоний затем экстрагируются из раствора в азотной кислоте в органическую фазу, представляющую собой трибутилфосфат (ТБФ), растворенный в инертном углеводороде, таком как керосин, не имеющий запаха.Most nuclear fuel reprocessing plants use the Ruhre method, in which spent fuel is dissolved in nitric acid and dissolved uranium and plutonium are then extracted from the solution in nitric acid into the organic phase, which is tributyl phosphate (TBP) dissolved in an inert hydrocarbon such as kerosene, odorless.

Органическая фаза обычно подвергается разделению продуктов расщепления при помощи метода экстракции и в некоторых случаях последующему удалению технеция перед так называемым разделением U/Pu. При разделении U/Pu Pu (IV) восстанавливается до Pu (III), который не экстрагируется органической фазой и следовательно увлекается водным потоком, в то время как U остается в потоке органической фазы. Обычно восстановителем, используемым при разделении U/Pu, является U (IV). Np (VI) в потоке растворителя также восстанавливается U (IV) до Np (IV). Последний экстрагируется растворителем и поэтому находится в контакте с U в потоке растворителя. Для стабилизации U (IV) и Pu (III) против окисления, особенно азотной кислотой, обычно используют нитрат гидразина. Установка для разделения U и Рu на практике включает контактный фильтр, имеющий несколько зон, например, в современном центробежном контактном фильтре может быть шесть зон.The organic phase is usually subjected to the separation of the cleavage products using the extraction method and, in some cases, the subsequent removal of technetium before the so-called U / Pu separation. Upon separation of U / Pu, Pu (IV) is reduced to Pu (III), which is not extracted by the organic phase and is therefore entrained in the water stream, while U remains in the organic phase stream. Typically, the reducing agent used in the separation of U / Pu is U (IV). Np (VI) in the solvent stream is also reduced by U (IV) to Np (IV). The latter is extracted with a solvent and therefore is in contact with U in a solvent stream. To stabilize U (IV) and Pu (III) against oxidation, especially nitric acid, hydrazine nitrate is usually used. The apparatus for separating U and Pu in practice includes a contact filter having several zones, for example, in a modern centrifugal contact filter there can be six zones.

Такой способ имеет недостатки:This method has disadvantages:

- гидразин каталитически разлагается ионами Тc (VII); - hydrazine is catalytically decomposed by TC (VII) ions;

- при определенных условиях гидразин может образовать нежелательные продукты окисления (например, соли аммония); - under certain conditions, hydrazine can form undesired oxidation products (for example, ammonium salts);

- U (IV) нужно получать отдельным процессом на установке, что приводит к увеличению расходов;- U (IV) must be obtained as a separate process at the facility, which leads to an increase in costs;

- требуется два реагента;- two reagents are required;

- Np не отделяется от U, поэтому необходимы дополнительные способы с нисходящим потоком для удаления Np из U.- Np is not separated from U, so additional downstream methods are needed to remove Np from U.

Недостатком используемых в настоящее время промышленных способов Purex является то, что в них применяется автоматическая схема, состоящая из трех циклов [(1) так называемый НА цикл, в котором продукты деления разделяются и осуществляется разделение U/Pu; (2) UP цикл, в котором поток урана очищается; (3) РР цикл, в котором очищается поток плутония]. Следовательно желательно создание усовершенствованного способа Purex, в котором имеется один цикл экстракции растворителями.The disadvantage of the currently used industrial methods of Purex is that they use an automatic circuit consisting of three cycles [(1) the so-called ON cycle, in which the fission products are separated and U / Pu is separated; (2) UP cycle in which the uranium stream is purified; (3) PP cycle in which the plutonium stream is purified]. Therefore, it is desirable to provide an improved Purex process in which there is one solvent extraction cycle.

Более того, в способе Purex может представлять проблему контроля за валентностью нептуния. В способе Purex нептуний содержится в виде смеси с тремя разными валентностями: Np (IV), (V), (VI). Np (IV) и (VI) оба экстрагируются растворителем, в то время как Np (V) не экстрагируется в эту фазу. Для того чтобы направить Np в потоки очищенного раствора, Np обычно стабилизируют в (V) состоянии. Это является сложным, так как это не только среднее из трех состояние окисления, но Np (V) также подвергается конкурирующим взаимодействиям, таким как диспропорционирование до Np (IV) и (VI), и окисляется азотной кислотой до Np (VI). Контроль за нептунием следовательно затруднен, и такой эффективный контроль является основной целью усовершенствованной технологии повторной переработки. На промышленных заводах Purex Np обычно отделяется от урана во время очистки урана (ОУ). Np (IV) превращается в Np (V) и Np (VI) при нагревании в водной фазе в кондиционере при высокой температуре. Кондиционная жидкость подается в смеситель-отстойник для экстракции и промывки, где Np (V) передается в водный очищенный раствор. Любой Np (VI), находящийся в водной загрузке, восстанавливается до Np (V) гидроксиламином, который подается в зону для промывки в контактном фильтре. В обычном способе для очистки урана от Np требуется два или три смесителя-отстойника.Moreover, in the Purex method, it may be a problem to control the valency of neptunium. In the Purex method, neptunium is contained as a mixture with three different valencies: Np (IV), (V), (VI). Np (IV) and (VI) are both extracted with a solvent, while Np (V) is not extracted into this phase. In order to direct Np into the streams of the purified solution, Np is usually stabilized in the (V) state. This is complex because it is not only the middle of the three oxidation states, but Np (V) also undergoes competing interactions, such as disproportionation to Np (IV) and (VI), and is oxidized by nitric acid to Np (VI). Neptunium control is therefore difficult, and such effective control is the primary goal of advanced recycling technology. In industrial plants, Purex Np is usually separated from uranium during uranium (OU) treatment. Np (IV) is converted to Np (V) and Np (VI) when heated in the aqueous phase in an air conditioner at high temperature. The conditioning liquid is supplied to a settling mixer for extraction and washing, where Np (V) is transferred to the purified aqueous solution. Any Np (VI) present in the water charge is reduced to Np (V) with hydroxylamine, which is fed to the washing zone in the contact filter. In a conventional process, two or three sump mixers are required to purify uranium from Np.

Проводились многочисленные исследования для нахождения замены системам U (IV) + гидразин с эффективным восстановителем для Pu (IV) и Np (VI). Среди изученных восстановителей были масляные альдегиды, гидрохиноны, замещенные гидрохиноны и замещенные гидроксиламины, такие как N-метилгидроксиламин и N,N-диэтилгидроксиламин (Yu-Keung Sze, Gosselin Y.A., Nucl. Technology, 1983, vol. 63, N 3, р.р. 431-441; Koltunov V.S., Baranov S.M. Padiokhimiya, 1993, vol. 35, N 6, р.р. 11-21; Koltunov V.S., Baranov S.M., International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems (Global-95), Sept. 1995, Versailles, France, Proceedings, vol. 1, p.p. 577-584).Numerous studies have been conducted to find a replacement for the U (IV) + hydrazine systems with an effective reducing agent for Pu (IV) and Np (VI). Among the studied reducing agents were oil aldehydes, hydroquinones, substituted hydroquinones and substituted hydroxylamines such as N-methylhydroxylamine and N, N-diethylhydroxylamine (Yu-Keung Sze, Gosselin YA, Nucl. Technology, 1983, vol. 63, No. 3, p. pp. 431-441; Koltunov VS, Baranov SM Padiokhimiya, 1993, vol. 35, No. 6, pp. 11-21; Koltunov VS, Baranov SM, International Conference on Evaluation of Emerging Nuclear Fuel Cycle Systems (Global-95 ), Sept. 1995, Versailles, France, Proceedings, vol. 1, pp 577-584).

Недостатком таких известных способов восстановления Np и Рu является то, что кинетически реакции протекают слишком медленно для небольших промежутков времени пребывания в центробежных или других контактных фильтрах, которые используются на современном заводе Purex. В частности, трудно подобрать восстановители, которые быстро восстанавливают Pu (IV) и это еще более трудно при использовании центробежных контактных фильтров.A disadvantage of such known methods for the reduction of Np and Pu is that the kinetics of the reaction are too slow for short periods of time in centrifugal or other contact filters that are used in the modern Purex plant. In particular, it is difficult to select reducing agents that quickly reduce Pu (IV) and this is even more difficult when using centrifugal contact filters.

Теперь было установлено, что Np (VI) и Pu (IV) могут быть совместно восстановлены оксимами (соединения формулы R₂C=NOH, где каждое R независимо обозначает Н или органический заместитель, особенно алкил).It has now been found that Np (VI) and Pu (IV) can be reduced together by oximes (compounds of formula R ₂ C = NOH, where each R independently represents H or an organic substituent, especially alkyl).

Данное изобретение предусматривает способ переработки отработанного топлива, согласно которому органическая фаза, содержащая Np (VI), контактирует с оксимом. Предпочтительными оксимами являются альдоксимы формулы RHC=NOH, где R обозначает органический заместитель. Органическим заместителем предпочтительно служит алкил. Подходящие органические (в частности, алкильные группы) включают группы, содержащие до 5 атомов углерода и особенно 1, 2 или 3 атома углерода, метил и пропил предпочтительны. Данное изобретение предусматривает применение альдоксимов с замещенной алкильной группой, в качестве заместителей могут быть HONH- и гидроксильная группы. Самым предпочтительным альдоксимом является ацетальдоксим формулы Н₃ССН=NОН; другим предпочтительным соединением является бутиральдоксим формулы H₃CCH₂CH₂CH=NOH. Оксим восстанавливает Np (VI) до Np (V), который может быть затем возвращен в водную фазу. Органическая фаза предпочтительно содержит U (VI) и Pu (IV), а также Np (VI), в этом случае оксим восстанавливает Pu (IV) до неэкстрагируемого Pu (III), который может быть возвращен в водную фазу вместе с Np (V). По меньшей мере в предпочтительных случаях, особенно использующих ацетальдоксим, бутиральдоксим или его гомологи, не происходит восстановления Np (V) до Np (IV), поэтому не является необходимой очистка продукта, содержащего U в нисходящем потоке. Если такая очистка будет необходимой или желательной, обработанный растворитель (органическая фаза) затем может быть приведен в контакт с гидрофильным комплексообразователем-восстановителем (предпочтительно формогидроксамовой кислотой) для получения комплекса с Np (IV) и восстановления всего Np (VI), который попадает во вторую водную фазу (WO 97/30456).The present invention provides a method for processing spent fuel, wherein the organic phase containing Np (VI) is contacted with an oxime. Preferred oximes are aldoximes of the formula RHC = NOH, where R is an organic substituent. The organic substituent is preferably alkyl. Suitable organic (in particular alkyl groups) include groups containing up to 5 carbon atoms and especially 1, 2 or 3 carbon atoms, methyl and propyl are preferred. The present invention contemplates the use of substituted alkyl group aldoximes; HONH and hydroxyl groups may be used as substituents. The most preferred aldoxime is acetaldoxime of the formula H ₃ CCH = NOH; another preferred compound is butyraldoxime of the formula H ₃ CCH ₂ CH ₂ CH = NOH. Oxime reduces Np (VI) to Np (V), which can then be returned to the aqueous phase. The organic phase preferably contains U (VI) and Pu (IV), as well as Np (VI), in which case the oxime reduces Pu (IV) to non-extractable Pu (III), which can be returned to the aqueous phase together with Np (V) . In at least preferred cases, especially those using acetaldoxime, butyraldoxime or its homologues, Np (V) is not reduced to Np (IV), therefore, it is not necessary to purify a product containing U in a downward flow. If such purification is necessary or desirable, the treated solvent (organic phase) can then be contacted with a hydrophilic complexing agent, a reducing agent (preferably formohydroxamic acid) to complex with Np (IV) and recover all of the Np (VI) that falls into the second aqueous phase (WO 97/30456).

Согласно предпочтительным вариантам способа органическая фаза контактирует с оксимом, a Pu (III) и Np (V) при промывке возвращаются в первое контактное устройство в водную фазу. U в виде U (VI) остается в органической фазе и может быть затем возвращен при промывке в разбавленную азотную кислоту в последующий контактный аппарат обычным методом. Контактные устройства являются многостадийными.According to preferred embodiments of the process, the organic phase is in contact with the oxime, and Pu (III) and Np (V) are returned to the first contact device in the aqueous phase upon washing. U in the form of U (VI) remains in the organic phase and can then be returned by washing in diluted nitric acid to the subsequent contact apparatus by the usual method. Contact devices are multi-stage.

Настоящее изобретение включает способ восстановления частиц, выбранных из Np (VI) и Pu (IV) до, соответственно Np (V) и Pu (III), причем способ заключается в контактировании частиц с оксимом. Конечно, Np (VI) и Pu (IV) могут быть совместно восстановлены контактированием частиц обоих видов с оксимом.The present invention includes a method for reducing particles selected from Np (VI) and Pu (IV) to, respectively, Np (V) and Pu (III), the method comprising contacting the particles with an oxime. Of course, Np (VI) and Pu (IV) can be reduced together by contacting particles of both species with oxime.

Данное изобретение далее описано со ссылкой на прилагаемый чертеж, на котором представлена схема способа Purex повторной переработки, иллюстрирующая способ по изобретению. В данном способе оксим (особенно ацетальдоксим или бутиральдоксим) используют для совместного восстановления Np (VI) и Pu (IV) на стадии разделения U/Pu, и полученный Np (V) направляется с плутониевым продуктом (Pu (III)).The invention is further described with reference to the accompanying drawing, in which a diagram of a Purex recycling process is illustrated, illustrating the method of the invention. In this method, oxime (especially acetaldoxime or butyraldoxime) is used to co-reduce Np (VI) and Pu (IV) in the U / Pu separation step, and the resulting Np (V) is sent with the plutonium product (Pu (III)).

На чертеже использованы следующие обозначения:The following notation is used in the drawing:

пунктирные стрелки = потоки растворителейdashed arrows = solvent flows

сплошные стрелки = водные потокиsolid arrows = water flows

Согласно предпочтительным вариантам изобретения раствор азотной кислоты, полученный при растворении отработанного топлива (загрузка НА на чертеже), обрабатывается для удаления продуктов деления и возможно Тс, например, обычным путем. Может быть добавлено специальное устройство для выделения Тс. Полученный поток органической фазы, содержащей U, Pu, Np и, в некоторых случаях, Тс, отправляют на стадию разделения U/Pu. Обычно уран содержится в виде U (VI), Pu - в виде Pu (IV) и Np - в виде Np (VI). При разделении U/Pu Np (VI) и Pu (IV) совместно восстанавливаются оксимом с получением неэкстрагируемых форм, Pu (III) и Np (V). Оксим также реагирует с HNO₂, поэтому не требуется дополнительного поглотителя, такого как гидразин.According to preferred embodiments of the invention, the nitric acid solution obtained by dissolving the spent fuel (loading ON in the drawing) is processed to remove fission products and possibly Tc, for example, in the usual way. A special device can be added to isolate TC. The resulting organic phase stream containing U, Pu, Np and, in some cases, Tc, is sent to the U / Pu separation step. Usually, uranium is contained in the form of U (VI), Pu in the form of Pu (IV) and Np in the form of Np (VI). Upon separation of U / Pu, Np (VI) and Pu (IV) are jointly reduced by oxime to give non-extractable forms, Pu (III) and Np (V). Oxime also reacts with HNO ₂ , so an additional scavenger, such as hydrazine, is not required.

Водный поток, содержащий Np и Pu, может быть направлен на полирование для превращения в твердый продукт, например, обычным путем.An aqueous stream containing Np and Pu can be polished to be solidified, for example, in the usual way.

Можно обработанный растворитель подавать в установку для полирования Np/Pu для вымывания оставшихся Np или Pu в водную фазу. Два водных потока, содержащих Np и Pu, могут быть соединены вместе и поданы на установку для экстракции урана для повторной экстракции урана растворителем до превращения Np, Pu в твердый продукт. Продукт, содержащий Np, Pu, может применяться или сам по себе, или в производстве топлива СО (СО = смешанные окислы (U + Pu)).The treated solvent can be fed to an Np / Pu polisher to flush the remaining Np or Pu into the aqueous phase. Two aqueous streams containing Np and Pu can be combined together and fed to a uranium extraction unit for re-extraction of uranium with a solvent until Np, Pu is converted into a solid product. A product containing Np, Pu can be used either alone or in the production of CO fuel (CO = mixed oxides (U + Pu)).

Во втором варианте данного изобретения Np удаляется из потока растворителя, содержащего урановый продукт, в контактном устройстве для восстановительного разделения с применением оксима в качестве восстановителя для Np (VI) после обратной отмывки Pu из потока растворителя на стадии разделения U/Pu. Затем Np-237 может быть направлен для использования обычным способом.In a second embodiment of the invention, Np is removed from the solvent stream containing the uranium product in a contact separation separator using an oxime as a reducing agent for Np (VI) after backwashing Pu from the solvent stream in the U / Pu separation step. Then Np-237 can be sent for use in the usual way.

Согласно предпочтительным вариантам способ согласно данному изобретению обеспечивает разделение Pu и Np, которое используется на промышленных установках повторной переработки. Соответственно, установка может быть меньше, уменьшаются потоки воды и растворителей, что обеспечивает экономические преимущества и охрану окружающей среды. Способ характеризуется эффективным контролем за содержанием Np (U, Np разделение) при использовании только оксима для восстановления Np. И Pu, и Np могут быть эффективно отделены от потока растворителя, содержащего U.In preferred embodiments, the process of this invention provides separation of Pu and Np, which is used in industrial recycling plants. Accordingly, the installation may be smaller, the flow of water and solvents is reduced, which provides economic benefits and environmental protection. The method is characterized by effective control of the Np content (U, Np separation) when using only an oxime to restore Np. Both Pu and Np can be effectively separated from the solvent stream containing U.

Еще одним преимуществом способа по изобретению является то, что U (IV) не используется как восстановитель. Следовательно, U (IV) не вымывается с Pu, Np-продуктом, который таким образом является более чистым. Способ дает возможность уменьшить число стадий при разделении U/Pu. Более того, к 235U, который должен быть выделен, не добавляется обедненный U (IV), и конечный урановый продукт более подходит для обогащения урана. Нет необходимости в получении U (IV) на отдельной установке или в его покупке, что обеспечивает дополнительные преимущества.Another advantage of the method according to the invention is that U (IV) is not used as a reducing agent. Therefore, U (IV) is not washed away with Pu, an Np product that is thus cleaner. The method makes it possible to reduce the number of stages in the separation of U / Pu. Moreover, depleted U (IV) is not added to the 235U to be isolated, and the final uranium product is more suitable for enriching uranium. There is no need to obtain U (IV) on a separate installation or to purchase it, which provides additional benefits.

Обычные процессы Purex могут включать после разделения продуктов деления стадию отделения Тс. Причина этого заключается в том, что гидразин нитрат, обычно используемый для стабилизации U (IV) и Pu (III), участвует в автокаталитических реакциях с Тс и это приводит к дополнительному нежелательному расходу гидразина. Предпочтительно согласно настоящему изобретению не добавлять U (IV). Более того, предпочтительные оксимы, реагирующие с Тс только очень медленно, действуют как поглотитель азотистой кислоты и тем самым снижают повторное окисление Pu (III). Соответственно, гидразин может быть использован для других целей и, если для Pu, Np-содержащего продукта приемлем Тс с низкими качествами, можно также устранить стадию удаления Тс.Conventional Purex processes may include, after separation of the fission products, a Tc separation step. The reason for this is that hydrazine nitrate, commonly used to stabilize U (IV) and Pu (III), is involved in autocatalytic reactions with Tc and this leads to an additional undesirable consumption of hydrazine. Preferably, according to the present invention, no U (IV) is added. Moreover, the preferred oximes reacting with Tc only very slowly act as a nitrous acid scavenger and thereby reduce the reoxidation of Pu (III). Accordingly, hydrazine can be used for other purposes, and if Tc with low qualities is acceptable for Pu, Np-containing product, the stage of Tc removal can also be eliminated.

Следует отметить, что вышеописанный процесс является методом Purex, согласно которому поток активного растворителя, поступающий на стадию разделения U/Pu, обрабатывают оксимом для восстановления Pu (IV) до Pu (III) и Np (VI) до Np (V). Эти восстановленные частицы вымываются водным потоком и обработанный растворитель подается в воду обратной промывки U.It should be noted that the above process is the Purex method, according to which the active solvent stream entering the U / Pu separation step is treated with an oxime to reduce Pu (IV) to Pu (III) and Np (VI) to Np (V). These reduced particles are washed with an aqueous stream and the treated solvent is fed into the backwash water U.

Таким образом изобретение обеспечивает получение Pu, Np-содержащего продукта в процессе переработки отработанного ядерного топлива. Это является преимуществом, так как Np является “сжигаемым” ядом для нейтронов, и если Pu используется повторно в качестве топлива, не имеет значения, присутствует ли Np. Далее преимуществом является получение загрязненного Pu, так как это предотвращает распространение ядерного оружия. Наконец, лучше удалять Np с Pu, чем с U, так как U не является очень радиоактивным и Np будет являться α-активным загрязняющим продуктом.Thus, the invention provides a Pu, Np-containing product in the process of processing spent nuclear fuel. This is an advantage, since Np is a “burned” poison for neutrons, and if Pu is reused as a fuel, it does not matter if Np is present. A further advantage is the production of contaminated Pu, as this prevents the proliferation of nuclear weapons. Finally, it is better to remove Np with Pu than with U, since U is not very radioactive and Np will be an α-active contaminant.

Уран и/или плутоний, выделенные способом по изобретению, могут быть сформованы в расщепляющийся материал, пригодный для использования при получении энергии, например, топливной таблетки. Примером расщепляющегося материала является топливо СО.Uranium and / or plutonium isolated by the method of the invention can be formed into fissile material suitable for use in the production of energy, for example, a fuel tablet. An example of fissile material is CO fuel.

ПРИМЕР 1EXAMPLE 1

Константы скорости первого и второго порядка были определены для реакции ацетальдоксима с Np (VI) и Pu (IV), соответственно. Определялось также время завершения реакции. Результаты приведены в таблице 1.The rate constants of the first and second order were determined for the reaction of acetaldoxime with Np (VI) and Pu (IV), respectively. The reaction completion time was also determined. The results are shown in table 1.

Скорость восстановления Np (VI) описываетсяThe recovery rate of Np (VI) is described

где k₂=254±10 мин^-1 при 26.0°Сwhere k ₂ = 254 ± 10 min ^-1 at 26.0 ° C

и Е_АСТ=62.6±2.6 кДж/мол.and E _AST = 62.6 ± 2.6 kJ / mol.

Скорость восстановления Pu (IV) описываетсяThe recovery rate of Pu (IV) is described

где k=116±14 л^0.3 мол^0.3 при 19°С и μ = 2.where k = 116 ± 14 L ^0.3 mol ^0.3 at 19 ° С and μ = 2.

ПРИМЕР 2EXAMPLE 2

Константы скорости первого и второго порядка были определены для реакции бутиральдоксима с Np (VI) и Pu (IV), соответственно. Определялось также время завершения реакции. Результаты приведены в таблице 2.The rate constants of the first and second order were determined for the reaction of butyraldoxime with Np (VI) and Pu (IV), respectively. The reaction completion time was also determined. The results are shown in table 2.

Можно видеть, что преимущество бутиральдоксима в том, что высокая Е_АСТ и высокий обратный порядок в отношении HNO₃ обеспечивают достижение высоких скоростей реакции Рu (IV) при умеренном повышении температуры или уменьшении кислотности.It can be seen that the advantage of butyraldoxime is that a high E _AST and a high reverse order with respect to HNO ₃ provide high reaction rates of Pu (IV) with a moderate increase in temperature or decrease in acidity.

Claims (19)

1. Способ переработки отработанного ядерного топлива, заключающийся в том, что органическую фазу, содержащую Np (VI), подвергают контакту с оксимом формулы R₂C=NOH, причем каждое R независимо означает Н или органический заместитель, при этом восстанавливают Np (VI) до Np (V) и Np (V) затем вымывается в водную фазу при обратной промывке.1. The method of processing spent nuclear fuel, which consists in the fact that the organic phase containing Np (VI) is contacted with an oxime of the formula R ₂ C = NOH, each R independently means H or an organic substituent, while Np (VI) is reduced to Np (V) and Np (V) is then washed into the aqueous phase during backwashing. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что оксим представляет собой альдоксим формулы RHC=NOH, где R представляет собой органический заместитель.2. The method according to claim 1, characterized in that the oxime is an aldoxime of the formula RHC = NOH, where R is an organic substituent. 3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что один или каждый органический заместитель представляет собой алкил или замещенный алкил.3. The method according to claim 1 or 2, characterized in that one or each organic substituent is an alkyl or substituted alkyl. 4. Способ по п.3, отличающийся тем, что замещенный алкил замещен HONH- или гидроксилом.4. The method according to claim 3, characterized in that the substituted alkyl is substituted with HONH or hydroxyl. 5. Способ по любому из пп.1-4, отличающийся тем, что один или каждый органический заместитель содержит 1, 2 или 3 атома углерода.5. The method according to any one of claims 1 to 4, characterized in that one or each organic substituent contains 1, 2 or 3 carbon atoms. 6. Способ по п.5, отличающийся тем, что оксим представляет собой бутиральдоксим.6. The method according to claim 5, characterized in that the oxime is butyraldoxime. 7. Способ по п.5, отличающийся тем, что оксим представляет собой ацетальдоксим.7. The method according to claim 5, characterized in that the oxime is acetaldoxime. 8. Способ по любому из пп.1-7, отличающийся тем, что восстановление с применением оксима осуществляется после вымывания плутония при обратной промывке из органической фазы.8. The method according to any one of claims 1 to 7, characterized in that the reduction using oxime is carried out after leaching of plutonium during backwashing from the organic phase. 9. Способ переработки отработанного ядерного топлива, заключающийся в том, что органическую фазу, содержащую U, Pu и Np, подвергают контакту с оксимом формулы R₂C=NOH, где каждое R независимо означает Н или органический заместитель, при этом оксим восстанавливает Pu (IV) до Pu (III) и Np (VI) до Np (V) и Pu (III), а также Np (V) поступает при обратной промывке в водную фазу.9. The method of processing spent nuclear fuel, which consists in the fact that the organic phase containing U, Pu and Np is contacted with an oxime of the formula R ₂ C = NOH, where each R independently is H or an organic substituent, while the oxime reduces Pu ( IV) to Pu (III) and Np (VI) to Np (V) and Pu (III), as well as Np (V) enters the aqueous phase upon backwashing. 10. Способ переработки отработанного ядерного топлива методом Purex, заключающийся в том, что активный растворитель, поступающий на стадию разделения U/Pu, обрабатывается оксимом формулы R₂C=NOH, где каждое R означает независимо Н или органический заместитель, для восстановления Рu (IV) до Pu (III) и Np (VI) до Np (V), причем восстановленные частицы при обратной промывке поступают в водную фазу.10. The method of processing spent nuclear fuel by the Purex method, which consists in the fact that the active solvent entering the U / Pu separation step is treated with an oxime of the formula R ₂ C = NOH, where each R is independently H or an organic substituent to reduce Pu (IV ) to Pu (III) and Np (VI) to Np (V), and the recovered particles during backwashing enter the aqueous phase. 11. Способ по п.10, отличающийся тем, что оксим представляет собой альдоксим формулы RHC=NOH, где R представляет собой органический заместитель.11. The method according to claim 10, characterized in that the oxime is an aldoxime of the formula RHC = NOH, where R is an organic substituent. 12. Способ по п.10 или 11, отличающийся тем, что один или каждый органический заместитель представляет собой алкил или замещенный алкил.12. The method according to claim 10 or 11, characterized in that one or each organic substituent is an alkyl or substituted alkyl. 13. Способ по п.11, отличающийся тем, что замещенный алкил замещен HONH- или гидроксилом.13. The method according to claim 11, characterized in that the substituted alkyl is substituted by HONH or hydroxyl. 14. Способ по любому из пп.11-13, отличающийся тем, что один или каждый органический заместитель содержит 1, 2 или 3 атома углерода.14. The method according to any one of paragraphs.11-13, characterized in that one or each organic substituent contains 1, 2 or 3 carbon atoms. 15. Способ по п.14, отличающийся тем, что оксим представляет собой бутиральдоксим.15. The method according to 14, characterized in that the oxime is butyraldoxime. 16. Способ по п.14, отличающийся тем, что оксим представляет собой ацетальдоксим.16. The method according to 14, characterized in that the oxime is acetaldoxime. 17. Применение оксима формулы R₂C=NOH, где каждое R означает независимо Н или органический заместитель, для восстановления Np (VI) до Np (V).17. The use of an oxime of the formula R ₂ C = NOH, where each R is independently H or an organic substituent, for reducing Np (VI) to Np (V). 18. Применение оксима формулы R₂C=NOH, где каждое R означает независимо Н или органический заместитель, для восстановления Рu (IV) до Pu (III).18. The use of an oxime of the formula R ₂ C = NOH, where each R is independently H or an organic substituent, to reduce Pu (IV) to Pu (III). 19. Применение оксима формулы R₂C=NOH, где каждое R означает независимо Н или органический заместитель, для восстановления Np (VI) до Np (V) и Рu (IV) до Pu (III).19. The use of an oxime of the formula R ₂ C = NOH, where each R is independently H or an organic substituent, for reducing Np (VI) to Np (V) and Pu (IV) to Pu (III).