Патент на изобретение №2355057
|
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
(54) СПОСОБ ЭКСТРАКЦИОННОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ВЫСОКОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ (ВАО) С ФРАКЦИОНИРОВАНИЕМ РАДИОНУКЛИДОВ
(57) Реферат:
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработанного ядерного топлива. Сущность изобретения: способ экстракционной переработки высокоактивного (ВАО) с фракционированием радионуклидов включает 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 рН 1 и промывают полученный экстракт РЗЭ и ТПЭ раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к основному водному потоку. Преимущество изобретения заключается в том, что высокая степень разделения РЗЭ – ТПЭ и цезия – стронция при фракционировании ВАО достигается при использовании одного экстрагента, а не нескольких экстрагентов. Изобретение повышает надежность технологического процесса переработки ОЯТ за счет исключения на стадии экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов экстрагентов, не совместимых с экстрагентом, используемым в PUREX-процессе. 3 табл., 1 ил.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработанного 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 (plutonium-uranium extraction). 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) (прототип). В известном способе для более полного извлечения РЗЭ и ТПЭ в качестве экстрагента используется сравнительно недорогое монофункциональное нейтральное фосфорорганическое соединение (разнорадикальный фосфиноксид 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. Данный способ ориентирован на переработку ВАО прошлых лет. Кроме того, при экстракции ВАО с высокой концентрацией азотной кислоты происходит повышенное содержание экстрагента в рафинатах, что может усложнить процесс отверждения радиоактивных отходов. Задачей изобретения является повышение надежности технологического процесса переработки ОЯТ за счет исключения на стадии экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов экстрагентов, несовместимых с экстрагентом, используемым в PUREX-процессе. Поставленная задача решается тем, что в качестве экстрагента в процессе экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов используют растворы ТБФ в инертном разбавителе. Поставленная задача решается также тем, что извлечение РЗЭ и ТПЭ при экстракционной переработке ВАО с фракционированием радионуклидов с использованием в качестве экстрагента растворов ТБФ в инертном разбавителе проводят из раствора ВАО, в котором предварительно нейтрализуют азотную кислоту гидроксидами или карбонатами щелочных металлов. Поставленная задача решается также тем, что промывку экстракта проводят водным раствором азотнокислого алюминия, подкисленным азотной кислотой до рН 1, с присоединением промывного раствора к ВАО. Достигаемый при этом технический результат заключается в исключении из процесса экстракционной переработки ВАО экстрагентов, несовместимых с экстрагентом PUREX-процесса, что позволяет исключить технологические аварии, связанные со смешением разнородных экстрагентов. Достигаемый технический результат заключается также в создании условий для экстракционного извлечения РЗЭ и ТПЭ в раствор ТБФ в инертном разбавителе при экстракционной переработке ВАО и отделении их от радионуклидов щелочной и щелочноземельной группы (фракционирование радионуклидов). Снижение концентрации азотной кислоты в ВАО путем ее нейтрализации гидроксидами или карбонатами щелочных металлов способствует повышению извлечения РЗЭ и ТПЭ в раствор ТБФ в инертном разбавителе так же, как введение в раствор солей щелочных металлов. Промывка экстракта водным раствором азотнокислого алюминия, подкисленного азотной кислотой до рН 1, с подсоединением промывного раствора к общему объему водной фазы также способствует повышению извлечения РЗЭ и ТПЭ. Кроме того, азотнокислый алюминий является флюсующей добавкой при дальнейшем процессе отверждения ВАО. Способ осуществляется следующим образом. Исходный раствор ВАО нейтрализуют гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН 1 и направляют на экстракционную переработку в противоточном режиме в каскаде экстракторов. Полученный экстракт РЗЭ и ТПЭ промывают водным раствором азотнокислого алюминия и промводу объединяют с основным водным потоком. Из полученного экстракта реэкстрагируют РЗЭ и ТПЭ. Способ проверен на лабораторном стенде. Пример осуществления способа. Принципиальная технологическая схема экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов представлена на чертеже. Проверку осуществляли на лабораторной установке фракционирования ВАО, выполненной с использованием в качестве экстракционного оборудования центробежных экстракторов типа МЦЭ-30-12. Дозирование подготовленного раствора имитатора ВАО и экстрагента осуществляли сильфонно-клапанными дозаторами, всех остальных продуктов – весовыми дозаторами. Исходный раствор имитатора ВАО нейтрализовали до рН 1 концентрированным раствором карбоната натрия при интенсивном перемешивании в специальном аппарате, снабженным прибором для измерения рН среды. В качестве экстрагента использовали 50 об.% раствор ТБФ в декане продукт (прод. 402), предварительно отмытый от продуктов деструкции растворами карбоната и гидроксида натрия. Имитатор раствора ВАО (прод. 401) имел следующий состав г/л: молибден – 0,8; цезий – 4,0; лантан – 8,5; цирконий – 0,72; церий – 2,2; неодим – 2,5; стронций – 1,7; иттрий – 1,0. Объемная активность радионуклидов в имитационном растворе ВАО составляла (Бк/л): цезий – 137 – 2,4·107; церий – 144 – 3,7·107; рутений – 106 – 1,1·107; цирконий – 95 – 3,0·105; ниобий – 95 – 1,5·105; америций – 1,8·107. Промывку экстракта РЗЭ и ТПЭ вели водным раствором нитрата алюминия с концентрацией 2 моль/л (прод. 405). Реэкстракцию РЗЭ и ТПЭ вели раствором состава 0,5 моль/л аминоуксусной кислоты с добавкой 10 г/л трилона Б (прод. 407). Отмывку оборотного экстрагента от продуктов деструкции проводили сначала содовым раствором (50 г/л) с добавкой 10 г/л трилона Б (прод. 485), а затем раствором гидроксида натрия (20 г/л) (прод. 495). Состав и расход продуктов представлен в таблице 1.
В процессе лабораторной проверки было переработано 4 литра исходного раствора. Результаты лабораторных исследований представлены в таблицах 2, 3.
Представленные материалы показывают возможность экстракционной переработки ВАО с фракционированием радионуклидов с использованием растворов ТБФ в инертном разбавителе при нейтрализации растворов ВАО перед экстракцией до рН 1 и промывке экстракта РЗЭ и ТПЭ раствором азотнокислого алюминия. При этом более 99% РЗЭ и ТПЭ выделяется в виде концентрата при содержании в нем цезия и стронция на уровне 1%.
Формула изобретения
Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов, включающий обработку растворов высокоактивных отходов экстрагентом с переводом редкоземельных и трансплутониевых элементов в экстракт и отделения их от цезиево-стронциевой фракции, отличающийся тем, что в качестве экстрагента используют раствор три-н-бутилфосфат в инертном разбавителе, растворы высокоактивных отходов перед экстракцией нейтрализуют гидроксидами или карбонатами щелочных металлов до рН 1 и промывают полученный экстракт редкоземельных и трансплутониевых элементов раствором азотнокислого алюминия с присоединением промывного раствора к основному водному потоку.
РИСУНКИ
|
||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
