RU2474895C1 - Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов - Google Patents
Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2474895C1 RU2474895C1 RU2011142117/07A RU2011142117A RU2474895C1 RU 2474895 C1 RU2474895 C1 RU 2474895C1 RU 2011142117/07 A RU2011142117/07 A RU 2011142117/07A RU 2011142117 A RU2011142117 A RU 2011142117A RU 2474895 C1 RU2474895 C1 RU 2474895C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- solution
- extraction
- fractionation
- highly active
- hydrogen peroxide
- Prior art date
Links
Landscapes
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН 1, экстракцию три-н бутилфосфатом в инертном разбавителе с переводом редкоземельных и трансплутониевых элементов в экстракт и отделения их от цезиево-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта редкоземельных и трансплутониевых элементов раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к водному потоку питания. В раствор высокоактивных отходов на операции нейтрализации вводят пероксид водорода. Изобретение позволяет повысить надежность технологического процесса переработки отработанного ядерного топлива. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в экстракционных технологических схемах переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ).
Известны способы экстракционной переработки высокоактивных отходов (ВАО) с фракционированием радионуклидов, в которых для повышения коэффициента извлечения редкоземельных элементов (РЗЭ) и трансплутониевых элементов (ТПЭ) из азотнокислых сред используют специфические экстрагенты (Копырин А.А., Карелин А.И., Карелин В.А. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. - ЗАО «Издательство Атомэнергоиздат», М., 2006, стр.263-288).
Известные способы достаточно глубоко проработаны, однако предполагают использование экстрагентов, которые достаточно дороги и в большинстве случаев несовместимы с экстрагентом, используемым в PUREX-процессе. Попадание таких экстрагентов в PUREX-процесс приводит к технологическим авариям.
Известен способ экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов (Копырин А.А., Карелин А.И., Карелин В.А. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. - ЗАО «Издательство Атомэнергоиздат», М., 2006, стр.266-267). В известном способе для более полного извлечения РЗЭ и ТПЭ в качестве экстрагента используется сравнительно недорогое монофункциональное нейтральное фосфорорганическое соединение (фосфиноксид разнорадикальный ФОР). Использование фосфорорганических реагентов (ФОР) позволяет перерабатывать ВАО со сравнительно высокой концентрацией азотной кислоты с фракционированием радионуклидов.
Недостатком известного способа является использование экстрагента ФОР, который несовместим с экстрагентом три-н-бутилфосфатом (ТБФ), используемым в PUREX-процессе, что значительно усложняет его применение в технологических схемах переработки облученного ядерного топлива. Кроме того, при экстракции ВАО с высокой концентрацией азотной кислоты увеличивается содержание экстрагента в рафинатах, что может усложнить процесс отверждения радиоактивных отходов.
Известен способ экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов (патент RU №2355057, МПК G21F 9/04, опубл. 10.05.2009), включающий обработку растворов ВАО экстрагентом ТБФ в инертном разбавителе с переводом РЗЭ и ТПЭ в экстракт и отделение от них цезиево-стронциевой фракции. При этом растворы ВАО перед экстракцией нейтрализуют гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до pН 1 и промывают полученный экстракт РЗЭ и ТПЭ раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к основному водному потоку.
По технической сущности и достигаемому положительному эффекту этот способ является наиболее близким к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа.
Недостаток прототипа заключается в том, что при выполнении операции нейтрализации исходного раствора ВАО и при последующем хранении раствора перед экстракционным разделением радионуклидов происходит образование осадков молибдатов циркония, бария, стронция и других химических элементов. Образование осадков осложняет работу экстракционного оборудования, особенно центробежных экстракторов, и требует проведения дополнительных операций по осветлению водного раствора перед экстракцией, удалению осадков и их иммобилизации.
Задачей изобретения является повышение надежности технологического процесса, предотвращение образования осадков на основе молибдатов металлов на стадии подготовки растворов перед экстракцией и, как следствие, исключение дополнительных операций, связанных с осветлением исходного водного раствора (потока питания) перед экстракцией и удалением осадков.
Поставленная задача решается тем, что в способе экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающем обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до pН 1, экстракцию три-н бутилфосфатом в инертном разбавителе с переводом редкоземельных и трансплутониевых элементов в экстракт и отделения их от цезиево-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта редкоземельных и трансплутониевых элементов раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к водному потоку питания, в раствор высокоактивных отходов на операции нейтрализации вводят пероксид водорода. Рабочая область концентрации пероксида водорода при проведении процесса нейтрализации раствора высокоактивных отходов находится в интервале от 1,5 до 5 г/л Н2O2 в интервале температуры 20-40°С.
Ниже приводятся примеры осуществления способа.
Заявляемый способ проверен в лабораторных условиях. Имитатор раствора ВАО имел следующий состав, г/л: молибден - 1,0; цезий - 3,6; лантан - 7,6; цирконий - 1,0; церий - 2,0; стронций - 1,9; нитрат натрия - 245. Исходный раствор имитатора ВАО нейтрализовали до pН 1 концентрированным раствором карбоната натрия. В исходный раствор вводили пероксид водорода и определяли концентрацию пероксида водорода, при которой происходит исчезновение первичного осадка. Далее растворы выдерживали в течение 48 часов и отмечали интервал времени, в течение которого не происходило вторичного осадкообразования. Устойчивость раствора к осадкообразованию проверена в интервале температуры 20-40°С.
Результаты эксперимента приведены в таблице.
| Температура раствора,°С | Концентрация пероксида водорода в растворе, г/л | Длительность хранения раствора до начала вторичного осадкoобразования, час |
| 20 | 1,5 | 48X |
| 30 | 3,2 | 22 |
| 40 | 5,0 | 9 |
| X - в течение указанного интервала времени образования вторичного осадка не отмечено. | ||
Представленные материалы показывают, что введение пероксида водорода в раствор высокоактивных отходов препятствует образованию осадков на операции подготовки исходного раствора к экстракционной переработке. Повышение температуры растворов при проведении операции нейтрализации снижает порог устойчивости полученного раствора к осадкообразованию.
Claims (3)
1. Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН 1, экстракцию три-н бутилфосфатом в инертном разбавителе с переводом редкоземельных и трансплутониевых элементов в экстракт и отделение их от цезиево-стронциевой фракции, промывку полученного экстракта редкоземельных и трансплутониевых элементов раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к водному потоку питания, отличающийся тем, что в раствор высокоактивных отходов на операции нейтрализации вводят пероксид водорода.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что концентрация пероксида водорода в растворе высокоактивных отходов составляет 1,5-5 г/л.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что процесс нейтрализации проводят при температуре 20-40°С.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011142117/07A RU2474895C1 (ru) | 2011-10-18 | 2011-10-18 | Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011142117/07A RU2474895C1 (ru) | 2011-10-18 | 2011-10-18 | Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2474895C1 true RU2474895C1 (ru) | 2013-02-10 |
Family
ID=49120567
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011142117/07A RU2474895C1 (ru) | 2011-10-18 | 2011-10-18 | Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2474895C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2774155C1 (ru) * | 2021-07-27 | 2022-06-15 | Частное Учреждение По Обеспечению Научного Развития Атомной Отрасли "Наука И Инновации" (Частное Учреждение "Наука И Инновации") | Способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2044982A (en) * | 1978-11-03 | 1980-10-22 | Kraftwerk Union Ag | Chemical decontamination of reactor parts |
| SU1120858A1 (ru) * | 1982-06-23 | 1989-12-30 | Предприятие П/Я А-7631 | Способ дезактивации внутренних поверхностей контура дерного реактора |
| RU2106030C1 (ru) * | 1994-10-11 | 1998-02-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Способ экстракционного извлечения и разделения тпэ и рзэ из азотнокислых растворов |
| RU2124768C1 (ru) * | 1996-03-19 | 1999-01-10 | Горно-химический комбинат | Способ дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов |
| RU2355057C1 (ru) * | 2007-09-13 | 2009-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов (вао) с фракционированием радионуклидов |
-
2011
- 2011-10-18 RU RU2011142117/07A patent/RU2474895C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2044982A (en) * | 1978-11-03 | 1980-10-22 | Kraftwerk Union Ag | Chemical decontamination of reactor parts |
| SU1120858A1 (ru) * | 1982-06-23 | 1989-12-30 | Предприятие П/Я А-7631 | Способ дезактивации внутренних поверхностей контура дерного реактора |
| RU2106030C1 (ru) * | 1994-10-11 | 1998-02-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Способ экстракционного извлечения и разделения тпэ и рзэ из азотнокислых растворов |
| RU2124768C1 (ru) * | 1996-03-19 | 1999-01-10 | Горно-химический комбинат | Способ дезактивации твердой фазы гетерогенных радиоактивных отходов |
| RU2355057C1 (ru) * | 2007-09-13 | 2009-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов (вао) с фракционированием радионуклидов |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2774155C1 (ru) * | 2021-07-27 | 2022-06-15 | Частное Учреждение По Обеспечению Научного Развития Атомной Отрасли "Наука И Инновации" (Частное Учреждение "Наука И Инновации") | Способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2517651C1 (ru) | Способ экстракционной очистки нитратных растворов, содержащих рзм | |
| US3110556A (en) | Process for separating yttrium from the rare earths by solvent extraction | |
| RU2012157573A (ru) | Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония | |
| EA023074B1 (ru) | Способ экстракции по меньшей мере одного химического элемента из среды солевого расплава | |
| US8888985B2 (en) | Process for producing rare metal | |
| KR102312762B1 (ko) | 붕소 제어를 갖춘 원자력발전소 액체 폐기물 처리 방법 | |
| RU2474895C1 (ru) | Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов | |
| US2776185A (en) | Method of concentrating fissionable material | |
| CN111863298B (zh) | 一种purex流程污溶剂的深度净化方法 | |
| RU2355057C1 (ru) | Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов (вао) с фракционированием радионуклидов | |
| RU2545953C2 (ru) | Способ извлечения молибдена-99 из раствора облученных урановых мишеней | |
| GB2118759A (en) | Process for the recovery of plutonium from aqueous nitric solutions | |
| US8802041B1 (en) | Decontamination of radioactive metals | |
| RU2765647C2 (ru) | Способ переработки комплексной руды, содержащей в качестве основных компонентов ниобий и редкоземельные элементы | |
| RU2454740C1 (ru) | Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов | |
| US2899451A (en) | m hnoi | |
| US5641408A (en) | Insolubilization of contaminating metallic impurities from liquid media comprised thereof | |
| US3836625A (en) | Reprocessing of spent nuclear fuel | |
| Shishkin et al. | On the possibility of extractive fractionation of REEs and TPUs from weakly acid raffinate produced of irradiated fuel elements with a mixture of ChCD and D2EHPA in polar solvent | |
| RU2379776C1 (ru) | Способ переработки уран-циркониевых отходов | |
| RU2633859C1 (ru) | Способ переработки монацита | |
| US3343914A (en) | Recovering strontium from reactor fuel reprocessing solutions as strontium sulfate | |
| Swanson | Clean option: An alternative strategy for Hanford Tank Waste Remediation. Volume 2, Detailed description of first example flowsheet | |
| RU2774155C1 (ru) | Способ экстракционного выделения трансплутониевых и редкоземельных элементов | |
| JP2858640B2 (ja) | マイルドな条件による使用済核燃料再処理方法 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MZ4A | Patent is void |
Effective date: 20200819 |