Патент на изобретение №2379774
|
|||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
(54) СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОТХОДОВ ЯДЕРНОГО ПРОИЗВОДСТВА
(57) Реферат:
Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способам переработки урансодержащих топливных композиций, представляющих собой невостребованные твэлы, брак и отходы их производства с целью извлечения урана и последующего его использования в производстве ядерного топлива. Способ переработки отходов ядерного производства включает обработку уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходов раствором гидроксида и нитрата натрия в молярном соотношении (3-5):1, растворение отходов в смеси азотной и плавиковой кислот, фильтрацию раствора и извлечение урана из раствора экстракционным методом, причем молярное соотношение алюминия и циркония в совместно перерабатываемых уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходах должно находиться в пределах (0,4-4):1. Технический результат: повышение экологичности, экономичности и степени извлечения урана при совместной переработке уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходов. 1 табл.
Изобретение относится к области гидрометаллургии, в частности к способам переработки урансодержащих топливных композиций в виде невостребованных твэлов, брака и отходов их производства с целью извлечения урана и последующего его использования в производстве ядерного топлива. Известны способы переработки отходов ядерного производства, например уран-циркониевых, уран-алюминиевых, уран-молибденовых и других композиций, основанные на растворении композиций в кислотах и щелочах, проведении процессов экстракции с использованием органических экстрагентов и последующем рафинировании урана от примесей с помощью оксалатной или пероксидной переочистки (“Переработка топлива энергетических реакторов”. Сб. статей. М.: Атомиздат, 1972). Недостатком известных способов переработки отходов ядерного производства является коррозия конструкционных материалов реакторов, что требует специальных мер защиты, например, при растворении уран-циркониевых композиций в плавиковой кислоте для снижения коррозионного действия фтор-иона в раствор добавляют нитрат алюминия, являющийся дорогостоящим реагентом. Известен способ переработки отходов ядерного производства, представляющих собой уран-циркониевые композиции, заключающийся в растворении отходов в смеси плавиковой и азотной кислот, фильтрации раствора и извлечении из раствора урана экстракционным методом (В.П.Шведов, В.М.Седов и др. “Ядерная технология”. Атомиздат, М., 1979, с.66). Недостатками указанного способа переработки отходов ядерного производства являются высокая степень коррозии аппаратуры за счет присутствия фтор-иона и значительные потери урана вследствие трудности его извлечения из фторидных растворов. Наиболее близким к предлагаемому способу переработки отходов ядерного производства по технической сущности и достигаемому эффекту – прототипом – является способ переработки отходов ядерного производства, представляющих собой уран-циркониевую композицию в алюминиевой оболочке, заключающийся в растворении отходов в смеси азотной и плавиковой кислот с добавлением нитрата ртути и нитрата алюминия, фильтрации раствора и извлечении урана из раствора экстракционным методом (“Переработка ядерного горючего”. Атомиздат, М., 1964, с.86-92, 120). Недостатками известного способа переработки отходов ядерного производства являются экологическая опасность, связанная с использованием солей ртути, низкая экономичность, связанная с использованием дорогостоящего нитрата алюминия, содержащего 7,2% алюминия, и неудовлетворительная степень извлечения урана из-за агрегативной неустойчивости растворов. Целью данного изобретения являются повышение экологичности, экономичности и степени извлечения урана при совместной переработке уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходов. Поставленная цель достигается тем, что в способе переработки отходов ядерного производства, включающем растворение отходов в смеси азотной и плавиковой кислот, фильтрацию раствора и извлечение урана из раствора экстракционным методом, при совместной переработке уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходов перед растворением отходов в смеси азотной и плавиковой кислот уран-алюминиевые и уран-циркониевые отходы обрабатывают раствором гидроксида и нитрата натрия в молярном соотношении (3÷5):1, причем молярное соотношение алюминия и циркония в перерабатываемых отходах должно находиться в пределах (0,4÷4):1. Причинно-следственная связь между существенными признаками и техническим результатом заключается в следующем. В предлагаемом способе не используются экологически опасные соли ртути, наличие которых в сбросных водах требует сложной и дорогостоящей очистки до содержания Экономичность способа повышается за счет возможности одновременной переработки отходов уран-алюминиевых и уран-циркониевых композиций, а также за счет исключения применения в процессе специально приготавливаемых дорогостоящих растворов нитрата алюминия. Степень извлечения урана повышается за счет исключения возможности выпадения осадков, захватывающих уран и осложняющих процесс экстракции, а также значительного высаливающего действия нитрата алюминия при экстракционном извлечении урана. В предлагаемом способе переработки отходов ядерного производства алюминиевая составляющая уран-алюминиевой композиции растворяется в растворе гидроксида и нитрата натрия и переходит в алюминат натрия. Молярное отношение гидроксида к нитрату натрия менее 3 приводит к перерасходу последнего, что экономически невыгодно. При молярном отношении указанных реагентов, большем 5, происходит значительное выделение взрывоопасного газа – водорода, который требуется дожигать. При последующем растворении отходов в смеси азотной и плавиковой кислот происходит растворение урана и циркония с переходом алюмината натрия в раствор нитрата алюминия и нитрата натрия, способствующих увеличению степени извлечения урана при экстракции. Для реализации предложенного способа и достижения поставленной цели должно соблюдаться молярное соотношение алюминия и циркония в совместно перерабатываемых уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходах (0,4÷4):1. Это соотношение определяет степень извлечения урана. Недостаток алюминия (молярное отношение Al:Zr<0,4) приводит к снижению степени извлечения урана. При избытке алюминия (молярное отношение Al:Zr>4) растворы, отправляемые на экстракционное извлечение урана, становятся агрегативно неустойчивыми – возможно выпадение осадков соединений циркония при незначительном изменении условий процесса, что сопровождается захватом урана и осложняет процесс экстракции и приводит, в конечном итоге, к снижению извлечения урана. Реализация предложенного способа иллюстрируется следующим примером. Пример В реактор емкостью 400 л заливали 15÷20 л 2-молярного раствора нитрата натрия (30-40 молей) и 9-20 л 10-молярного раствора гидроксида натрия (90-200 молей). При этом молярное соотношение гидроксида и нитрата натрия составляло (3÷5):1. Затем в реактор с раствором гидроксида и нитрата натрия загружали уран-алюминиевые отходы в количестве 574÷2298 г, содержащие 540÷2160 г алюминия (20-80 молей), и уран-циркониевые отходы в количестве 2027-4970 г, содержащие 1824-4560 г циркония (20-50 молей), что соответствовало молярному соотношению алюминия и циркония в перерабатываемых отходах в пределах (0,4-4):1. Обработку совместно перерабатываемых уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходов в растворе гидроксида и нитрата натрия проводили до полного растворения алюминия, о чем свидетельствовало снижение температуры раствора от 105-110°С до 60-70°С (растворение алюминия сопровождается выделением тепла, в результате чего температура раствора повышается до 105-110°С). После обработки отходов раствором гидроксида и нитрата натрия в реактор заливали 50-75 л 10-молярной азотной кислоты и 4-7,7 л 27-молярной плавиковой кислоты. Растворение урансодержащих отходов в смеси азотной и плавиковой кислот проводили в течение 4-6 часов при непрерывном перемешивании. После полного растворения урансодержащих отходов содержимое реактора доводили водой до 270 л. Полученный раствор фильтровали и отправляли на экстракционное извлечение урана. В таблице приведены варианты осуществления предложенного способа переработки отходов ядерного производства уран-алюминиевых и уран-циркониевых композиций на граничные и промежуточные значения параметров процесса (п.1-3), на значения параметров, выходящие за заявленные пределы (п.4, 5), в сопоставлении с известным способом (п.6). Как следует из приведенных в таблице данных, предложенный способ переработки отходов ядерного производства (п.1-3) в сравнении с известным способом (п.6) обеспечивает повышение экологичности, экономичности и степени извлечения урана из отходов. При осуществлении способа за заявленными параметрами процесса (п.4, 5) степень извлечения урана из композиций снижается.
Формула изобретения
Способ переработки отходов ядерного производства, включающий растворение отходов в смеси азотной и плавиковой кислот, фильтрацию раствора и извлечение урана из раствора экстракционным методом, отличающийся тем, что при совместной переработке уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходов перед растворением отходов в смеси азотной и плавиковой кислот уран-алюминиевые и уран-циркониевые отходы обрабатывают раствором гидроксида и нитрата натрия в молярном соотношении (3÷5):1, причем молярное соотношение алюминия и циркония в совместно перерабатываемых уран-алюминиевых и уран-циркониевых отходах должно находится в пределах (0,4÷4):1.
|
|||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
0,001 мг/л.
п/п