RU2132578C1 - Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс - Google Patents
Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс Download PDFInfo
- Publication number
- RU2132578C1 RU2132578C1 RU97110319A RU97110319A RU2132578C1 RU 2132578 C1 RU2132578 C1 RU 2132578C1 RU 97110319 A RU97110319 A RU 97110319A RU 97110319 A RU97110319 A RU 97110319A RU 2132578 C1 RU2132578 C1 RU 2132578C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- extraction
- extract
- washing
- mol
- section
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 35
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims abstract description 6
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 4
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 39
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 38
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 37
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 37
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 34
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 23
- 238000005406 washing Methods 0.000 claims abstract description 18
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 15
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N Hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 claims abstract description 10
- 239000008139 complexing agent Substances 0.000 claims abstract description 9
- RAESLDWEUUSRLO-UHFFFAOYSA-O aminoazanium;nitrate Chemical compound [NH3+]N.[O-][N+]([O-])=O RAESLDWEUUSRLO-UHFFFAOYSA-O 0.000 claims abstract description 6
- NEAQRZUHTPSBBM-UHFFFAOYSA-N 2-hydroxy-3,3-dimethyl-7-nitro-4h-isoquinolin-1-one Chemical class C1=C([N+]([O-])=O)C=C2C(=O)N(O)C(C)(C)CC2=C1 NEAQRZUHTPSBBM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N Hydrazine Chemical compound NN OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 10
- GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N technetium atom Chemical compound [Tc] GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- RRUDCFGSUDOHDG-UHFFFAOYSA-N acetohydroxamic acid Chemical compound CC(O)=NO RRUDCFGSUDOHDG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 claims description 3
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 claims description 3
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 claims description 3
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 claims description 2
- 238000011010 flushing procedure Methods 0.000 claims description 2
- 230000020477 pH reduction Effects 0.000 claims description 2
- 239000007800 oxidant agent Substances 0.000 claims 2
- 238000002156 mixing Methods 0.000 claims 1
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 7
- 238000000746 purification Methods 0.000 abstract description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 230000008569 process Effects 0.000 description 22
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 17
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 11
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 7
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 5
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 4
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 description 3
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 3
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 2
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 2
- 239000008346 aqueous phase Substances 0.000 description 2
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 description 2
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N neptunium atom Chemical compound [Np] LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000012074 organic phase Substances 0.000 description 2
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 2
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical class [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 229960001171 acetohydroxamic acid Drugs 0.000 description 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 1
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 1
- 150000001735 carboxylic acids Chemical class 0.000 description 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 230000006866 deterioration Effects 0.000 description 1
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 description 1
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 description 1
- 238000004090 dissolution Methods 0.000 description 1
- 239000000839 emulsion Substances 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 238000013467 fragmentation Methods 0.000 description 1
- 238000006062 fragmentation reaction Methods 0.000 description 1
- 230000007062 hydrolysis Effects 0.000 description 1
- 238000006460 hydrolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000003960 organic solvent Substances 0.000 description 1
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 1
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 description 1
- -1 uranium peroxide Chemical class 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
Изобретение относится к переработке ОЯТ АЭС и представляет собой способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива АЭС с использованием трибутилфосфата в разбавителе. Способ характеризуется экстракцией Zr совместно с U, Pu, Np и Tc, промывкой экстракта в условиях удержания Zr в экстракте, последующей полной реэкстракцией Np, Tc и Zr в азотную кислоту, содержащую гидразин-нитрат и перекись водорода, отделением Pu с использованием U (IV) и барьерной промывкой экстракта одновременно от Pu и Np с использованием низших гидроксамовых кислот в качестве несолеобразующего комплексообразователя. Раствор от барьерной промывки возвращается на совместную реэкстракцию Np, Tc и Zr. Способ позволяет получать очищенный урановый продукт за один цикл. 4 з.п.ф-лы, 2 ил., 1 табл.
Description
Изобретение относится к области переработки ОЯТ АЭС после растворения в азотной кислоте и является сложным экстракционным процессом с использованием три-н-бутилфосфата (ТБФ) в качестве экстрагента, имеющим целью извлечение, очистку и разделение U и Pu для их повторного использования. Однако некоторые другие актиниды и продукты деления, такие как Np, Zr и Тс, в некоторой степени экстрагируются в ТБФ или соэкстрагируются с U и Pu. Поэтому первый экстракционный цикл включает в себя целый ряд стадий (операций), проводимых в отдельных экстракционных секциях и препятствующих загрязнению U и Pu этими элементами или же их нежелательному влиянию на процесс разделения U и Pu.
Известен способ [1], предусматривающий после проведения операции экстракции урана и плутония, протекающей с захватом циркония и технеция, отделение сначала циркония на специальной промывной операции при концентрации азотной кислоты 1-4 моль/л с выведением его в высокоактивный рафинат, а затем отделение технеция в ходе двухзональной операции, где в крайнюю ступень подается раствор 0,5-3 моль/л азотной кислоты, а между вводом этого раствора и вводом экстракта урана, плутония и технеция подается раствор более крепкой азотной кислоты, причем U и Pu, перешедшие в водный раствор, дополнительно отмываются потоком экстрагента и возвращаются на операцию экстракции. Позже на заводе UP-3 (Франция) была уточнена [2] концентрация азотной кислоты при реэкстракции Zr (2 моль/л) и в реэкстракте Тс (4-5 моль/л); при этом поток реэкстракта Те относительно экстракта равен 0,2-0,25 (см. пример в [1]).
Обработанный экстракт U и Pu поступает на их разделение с восстановлением плутония ураном (IV). Для повышения эффективности операция может проводиться в две стадии, как это было предложено в схеме завода "THORP" [3], причем вторая стадия проводится при более длительном контакте фаз и носит название плутониевого барьера.
В дальнейшем оба эти приема были включены в единый процесс [4], принятый для реализации при модернизации завода UP-2 (Франция) и Роккашо-мура (Япония). Такая технологическая схема (см. фиг. 1) принимается нами за прототип. Она последовательно включает в себя операции экстракции U, Pu, Np и Тс разбавленным ТБФ, промывки экстракта от продуктов деления, включая Zr, двухзональной реэкстракции Тс 4-5 моль/л азотной кислотой при соотношении потоков водной и органической фаз О/В= 5, разделения U и Pu с переносом Np совместно с U при использовании U(IV) в качестве восстановителя, барьерной промывки от Pu, реэкстракции U и регенерации экстрагента; обе операции по промежуточной реэкстракции сопровождаются дополнительной экстракцией U и других посторонних экстрагируемых элементов. Однако в этом процессе Zr смывается в рафинат 1 цикла в весьма узком интервале кислотности промывного раствора, реэкстракция Тс осуществляется лишь на 80%, в то время как Np "размазывается" между всеми потоками 1 цикла, а разделение U и основной части Np достигается только в цикле очистки урана. Недостатками процесса являются также возврат экстракта от дополнительной экстракции U и Pu из реэкстракта технеция в безурановую зону головного экстрактора, что затрудняет управление процессом по насыщению экстракта ураном. Дополнительную проблему представляет собой очистка реэкстракта Pu от Np, требующая регулирования кислотности этого реэкстракта.
Известен также способ, где предлагается совместная реэкстракция Np и Тс путем использования органо-растворимого восстановителя [5], но такая обработка оказалась малоэффективной. В другом процессе [6] предусматривается полное извлечение Zr совместно с U, Pu, Np, Тс и последующее выведение Zr в отдельный слабокислый поток, причем он дополнен способом [7], в котором в ходе разделения U и Pu с Np с использованием бессолевого комплексообразователя технеций удерживается в экстракте, после чего следует реэкстракция Тс с использованием того же комплексообразователя в смеси с гидразином. В качестве такого комплексообразователя предложена ацетогидроксамовая кислота. Недостатками такого процесса в целом являются отсутствие промывки экстракта, которая заменена прямой реэкстракцией Zr, что приводит к захвату высокоактивной эмульсии и загрязнению технологических отходов среднего уровня активности, а также трудности при очистке реэкстракта Pu от Np, равно как и реэкстракта Тс с Np от следов Pu в присутствии комплексообразователя, который слабо подвержен воздействиям в ходе процесса [7].
Задачей изобретения является создание технологического процесса переработки ОЯТ АЭС, свободного от этих недостатков в сравнении с прототипом [1] . Поставленная задача решается путем последовательного проведения следующих операций (см. фиг.2):
- экстракция Zr совместно с U, Pu, Np и Тс из объединенного потока исходного и промывного растворов в 30% ТБФ в разбавителе;
- промывка экстракта 2,5-6 моль/л HNO3 при отношении потоков органической и водной фазы (O/В) более 10;
- двухзональная полная реэкстракция Zr, Тс и Np в 3,8- 4,7 моль/л HNO3, содержащую перекись водорода и гидразин-нитрат, при О/В = 0,8 - 2,0 в первой зоне и в 0,7-1,5 моль/л HNO3 при О/В = 4-10 во второй зоне, причем объединенный реэкстрагирующий поток создается введением более концентрированной азотной кислоты с перекисью водорода и гидразином в слабокислый реэкстрагирующий раствор;
- дополнительная экстракция U и Pu из объединенного совместного реэкстракта Zr, Тс и Np при О/В= 0,2-0,3, неблагоприятном для реэкстракции Np (IV), причем этот экстракт объединяется с основным;
- разделение Pu и U в отсутствие Тс с помощью U (IV), причем последний полностью экстрагируется совместно с U (VI) при полном извлечении остаточных количеств Np (IV) благодаря подкислению зоны дополнительной экстракции с сохранением восстановительной среды;
- барьерная промывка экстракта урана от остаточных количеств Np и Pu с использованием бессолевого комплексообразователя, такого как одна из низших гидроксамовых кислот (формо- или ацетогидроксамовая), причем раствор от промывки рециклируется в сильнокислую зону реэкстракции Zr, Тс и Np для разрушения комплексообразователя и его соединений с Pu и Np;
- реэкстракции U с последующей регенерацией экстрагента.
- экстракция Zr совместно с U, Pu, Np и Тс из объединенного потока исходного и промывного растворов в 30% ТБФ в разбавителе;
- промывка экстракта 2,5-6 моль/л HNO3 при отношении потоков органической и водной фазы (O/В) более 10;
- двухзональная полная реэкстракция Zr, Тс и Np в 3,8- 4,7 моль/л HNO3, содержащую перекись водорода и гидразин-нитрат, при О/В = 0,8 - 2,0 в первой зоне и в 0,7-1,5 моль/л HNO3 при О/В = 4-10 во второй зоне, причем объединенный реэкстрагирующий поток создается введением более концентрированной азотной кислоты с перекисью водорода и гидразином в слабокислый реэкстрагирующий раствор;
- дополнительная экстракция U и Pu из объединенного совместного реэкстракта Zr, Тс и Np при О/В= 0,2-0,3, неблагоприятном для реэкстракции Np (IV), причем этот экстракт объединяется с основным;
- разделение Pu и U в отсутствие Тс с помощью U (IV), причем последний полностью экстрагируется совместно с U (VI) при полном извлечении остаточных количеств Np (IV) благодаря подкислению зоны дополнительной экстракции с сохранением восстановительной среды;
- барьерная промывка экстракта урана от остаточных количеств Np и Pu с использованием бессолевого комплексообразователя, такого как одна из низших гидроксамовых кислот (формо- или ацетогидроксамовая), причем раствор от промывки рециклируется в сильнокислую зону реэкстракции Zr, Тс и Np для разрушения комплексообразователя и его соединений с Pu и Np;
- реэкстракции U с последующей регенерацией экстрагента.
Процесс предназначен для переработки ОЯТ АЭС со стандартным выгоранием 40 ГВт•сут/т и выдержкой 3 года; однако это не означает невозможности использования данного способа в других сходных случаях.
Экстракция U, Pu, Np, Zr и Тс разбавленным ТБФ лимитируется распределением Zr, для чего необходимо соотношение О/В ≥ 3.0 [3], где водный поток формируется совместно исходным и промывным растворами; при этом кислотность рафината превышает 3 моль/л. Поэтому промывка экстракта проводится при минимально возможном накоплении Zr в зоне экстракции объединенной экстракционнной секции, что практически достигается ограничением концентрации азотной кислоты в промывном растворе в интервале 2,5-6 моль/л при соотношении О/В > 10 (верхний предел О/В лимитируется возможностями экстракционного оборудования). При более высокой концентрации кислоты падают коэффициенты распределения большинства элементов, в особенности Tc, тогда как при более низкой кислотности имеет место частичный гидролиз Zr.
Совместная реэкстракция Zr, Tc и Np проводится, как указывалось выше, в двухзональном процессе, причем в первой зоне реэкстрагируется весь технеций, основная часть циркония и нептуний в пятивалентном состоянии. Добавление перекиси водорода с 5-8 моль/л азотной кислотой позволяет избежать осаждения пероксида урана. Режим процесса во второй зоне диктуются реэстракцией всего Zr и Np (IV) при условии экстракции Pu (IV). В конечном счете, совместная эффективность всех трех операций, включая дополнительную экстракцию, определяется разделением Pu (IV) и Np (IV) при минимальной кислотности, обеспечивающей реэкстракцию Tc. Это приводит к некоторому удержанию Np экстрактом, содержащим U и Pu, что вызывает необходимость проведения разделения Pu (III) и U с Np (IV) при использовании U (IV), стабилизированного гидразином. Однако последнее существенно упрощается по сравнению с прототипом [1], поскольку только следы нептуния, успевшего восстановиться до четырехвалентного состояния, переносятся на операцию разделения U и Pu. При этом также существенно снижается расход U (IV) на восстановительном отделении Pu.
Следует особо отметить очередность ввода реагентов при барьерной промывке от актинидов. В концевую часть экстракционной секции (в точке вывода промытого экстракта) при температуре процесса 50-65oC вводится горячий концентрат урана, содержащий гидразин, что препятствует экстракции соответствующих карбоновых кислот (муравьиной или уксусной) и способствует очистке U от Ru-106 (в том числе при следующей затем реэкстракции U), в то время как сама гидроксамовая кислота вводится в среднюю (холодную) часть данной секции. Рециклирование данного раствора от промывки на операцию совместной реэкстракции поставляет некоторое количество гидразин-нитрата для восстановления Np (VI) и сохранения Pu(IV) при заданной кислотности процесса, а также для разрушения остаточных количеств комплексообразователя.
Примеры.
Пример 1.
Осветленный раствор отработавшего топлива на основе окислов урана, извлеченного из водяных реакторов под давлением и имеющего выгорание 38 ГВт•сут/т и выдержку 3,5 года, подается в экстракционный процесс. Исходный раствор содержит 330 г/л U, 3,2 моль/л HNO3, 3,1 г/л Pu, 155 мг/л Np, 275 мг/л Tc, 1,2 г/л Zr и все прочие побочные актиниды и продукты деления пропорционально выгоранию, причем загрязнение β,γ- излучающими нуклидами составляет 280 Ки/л (в том числе 24 Ки/л Ru-106).
Технологическая схема в варианте использования многоступенчатых секций смесителей-отстойников или центробежных экстракторов представлена на фиг.2, причем общее число ступеней равно 65. На рисунке зрительно показаны примерные соотношения между зонами технологического процесса и их принадлежность к той или иной экстракционной секции. Последовательность операций и условия их проведения соответствуют описанию; более подробно оптимальные условия охарактеризованы в таблице, где приведены составы растворов и их расходы по отношению к исходному раствору.
Следует отметить, что концентрация HNO3 в совместном реэкстракте Zr, Tc и Np равна 4,2 моль/л, а приход реэкстракта не превышает расхода экстрагента в головной секции. Наряду с этим реэкстракт плутония содержит около 10 г/л Pu при содержании около 1% U(IV) и < 0,05% Np (IV) по отношению к Pu и при концентрации HNO3 2,2 моль/л.
Из той же таблицы следует, что все заявленные конечные показатели по качеству уранового продукта достигаются за один экстракционный цикл с типичной структурой.
Примеры 2-4.
Процесс выполняют, как в примере 1, однако вносят изменения в условия реэкстракции Zr, Tc и Np, состоящие в том, что операцию проводят при соотношении потоков O/В = 0,7 при сохранении концентрации азотной кислоты 4,2 моль/л в совместном реэкстракте. При этом поток экстрагента на дополнительную экстракцию увеличивают пропорционально расходу реэкстракта. В результате реэкстракт помимо Zr, Tc и Np содержит около 40 мг/л Pu.
При повышении концентрации азотной кислоты до 4,7 моль/л концентрация Pu снижается до 1 мг/л без ухудшения других показателей. При сохранении концентрации азотной кислоты 4,7 моль/л и увеличении соотношения потоков O/B до 2,0 концентрации Np и Zr в выходящем экстракте возрастают до ~20 мг/л каждого, а концентрация технеция достигает 5 мг/л.
Пример 5.
Процесс выполняют, как в примере 1, но реэкстракцию Zr, Tc и Np проводят при концентрации азотной кислоты в совместном реэкстракте 3,8 моль/л. Концентрация Pu в этом реэкстракте составляет 2-3 мг/л, а концентрация Tc Б выходящем экстракте увеличивается до 7 мг/л.
Заявляемый способ позволяет извлечь из высокоактивного исходного раствора более 99,95% U и Pu, 99,8% Np и Tc, 98,5% Zr из высокоактивного исходного раствора, при этом реэкстракт Pu содержит (по сравнению с исходным раствором) менее 0,5% Np и Tc, тогда как коэффициент очистки U от Pu и Np составляет около 2-5•106 и 5•104, соответственно. Коэффициент очистки от осколочных β,γ- излучателей равен 3•106 (5•104 от Ru-106). Таким образом, процесс позволяет направлять водный урановый продукт непосредственно на термическую денитрацию без промежуточной обработки.
Список источников
1. Boullis B., Gue J-P., Bernard С. "Process for separating technetium present in an organic solvent with zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, which can be used especially for the reprocessing of spent nuclear fuels". Европейский патент N 0270453 A1, приоритет от 26.11.87.
1. Boullis B., Gue J-P., Bernard С. "Process for separating technetium present in an organic solvent with zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, which can be used especially for the reprocessing of spent nuclear fuels". Европейский патент N 0270453 A1, приоритет от 26.11.87.
2. Fournier W., Hugelmann D., Bernard С., Leudet A. et al. "Purex process improvements for UP-3 spent fuel reprocessing plant...", Proceed, of Int. Solv. Extr. Conf. "ISEC'90", Kyoto (Jap.), July 1990, part A, p.747-752. Amsterdam; Elsevier, 1992.
3. Philips С. "Development of THORP Chemical Separation Plant". ATOM, 1989 (August), N 394, p.13-20.
4. Bernard С., Miquel P., Viala M. "Advanced Purex process for the new reprocessing plants in France and Japan". Proceed, of Third Int. Conf. "RECOD'91", 1991, v.1, p.83, AESJ&JAIF, Sendai (Jap). - прототип.
5. Maeda M., Fujine S., Uchiyama G. et al. "A process concept of an advanced reprocessing. . . " Proceedings of Int. Conf. "Global'95", Versailles (France), Sept. 1995, V.1, p.556-563.
6. Дзекун Е. Г. , Машкин А. Н. , Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С. и др. "Процесс переработки облученных твэлов". Патент СССР 1804652 (приоритет от 03.10.89).
7. Зильберман Б. Я. , Машкин А. Н. , Нардова А.К., Сытник Л.В. и др. "Процесс переработки облученного топлива АЭС". Патент РФ 2012075 (приоритет от 14.05.92).
Claims (5)
1. Способ переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) АЭС, включающий экстракцию U, Pu, Np и Tc разбавленным ТБФ, промывку экстракта, реэкстракцию Тс азотной кислотой средней концентрации, разделение U и Pu с использованием U (IV) при переносе Np с урановым органическим потоком, барьерную промывку от плутония, дополнительную экстракцию из реэкстрактов технеция и плутония, а также реэкстракцию U и регенерацию экстрагента, причем каждую операцию осуществляют в соответствующей секции экстракционных аппаратов, отличающийся тем, что Zr экстрагируют совместно с U, Pu, Np и Tc, полностью реэкстрагируют совместно Np, Zr и Tc из промытого экстракта в 3,8 - 4,7 моль/л HNO3, содержащую гидразин-нитрат в присутствии слабого окислителя при отношении органического и водного потоков О/В = 0,8 - 2,0, отделение Pu осуществляют при подкислении реэкстракта Pu в зоне дополнительной экстракции U, а барьерную промывку проводят одновременно от Pu и Np с использованием несолеобразующего комплексообразователя, причем раствор от промывки возвращают на совместную реэкстракцию Np, Zr и Tc.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что Zr экстрагируют из объединенного потока исходного и промывного растворов, причем промывку экстракта проводят 2,5 - 6,0 моль/л HNO3 при отношении потока экстрагента к промывному раствору более 10.
3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что водный поток для полной реэкстракции Zr, Tc и Np формируют путем смешения в экстракционной секции 5 - 8 моль/л HNO3, содержащей гидразин-нитрат и перекись водорода в качестве слабого окислителя, возвратного потока от барьерной промывки и реэкстрагирующего раствора, содержащего на входе 0,7 - 1,5 моль/л HNO3 и используемого для реэкстракции остаточного Zr в той же экстракционной секции при О/В = 4 - 10, а экстракт вспомогательной экстракции U и Pu объединяют с потоком основного экстракта.
4. Способ по любому из пп.1 - 3, отличающийся тем, что дополнительную экстракцию U(IV) и Np(IV) из реэкстрактора Pu(III) проводят при подкислении реэкстрагирующего потока азотной кислотой, содержащей гидразин, подаваемой в среднюю часть секции дополнительной экстракции.
5. Способ по любому из пп.1 - 4, отличающийся тем, что остаточные количества Np и Pu вымывают с использованием одной из низших гидроксамовых кислот, например формо- или ацетогидроксамовой, при ее подаче в середину барьерной секции, в хвостовую часть которой подают горячий урановый концентрат, содержащий гидразин-нитрат, причем раствор из барьерной секции возвращают в сильнокислую зону секции для реэкстракции Np, Zr и Tc.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97110319A RU2132578C1 (ru) | 1997-06-16 | 1997-06-16 | Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU97110319A RU2132578C1 (ru) | 1997-06-16 | 1997-06-16 | Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU97110319A RU97110319A (ru) | 1999-06-10 |
| RU2132578C1 true RU2132578C1 (ru) | 1999-06-27 |
Family
ID=20194315
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU97110319A RU2132578C1 (ru) | 1997-06-16 | 1997-06-16 | Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2132578C1 (ru) |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2170964C1 (ru) * | 1999-11-16 | 2001-07-20 | Сибирский химический комбинат | Способ экстракционной переработки урансодержащих растворов |
| RU2199163C2 (ru) * | 2001-02-26 | 2003-02-20 | Производственное объединение "МАЯК" | Способ переработки технециевых растворов |
| RU2200992C2 (ru) * | 2001-04-19 | 2003-03-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ переработки урансодержащих твердых и/или жидких отходов |
| RU2200993C2 (ru) * | 2001-03-13 | 2003-03-20 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки облученных ториевых материалов |
| RU2242059C2 (ru) * | 2001-11-28 | 2004-12-10 | Джэпэн Ньюклиар Сайкл Дивелопмент Инститьют | Способ отделения и извлечения редких продуктов ядерного деления из отработавшего ядерного топлива, применение указанных продуктов (варианты) |
| RU2249267C2 (ru) * | 2003-04-09 | 2005-03-27 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты) |
| RU2303074C2 (ru) * | 2005-09-12 | 2007-07-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ переработки уранфторсодержащих отходов |
| RU2352006C2 (ru) * | 2003-11-20 | 2009-04-10 | Коммиссариат А Л` Энержи Атомик | Способ отделения урана ( vi ) от актиноидов ( iv ) и/или ( vi ) и его использование |
| RU2382425C1 (ru) * | 2008-09-09 | 2010-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ переработки отработавшего ядерного топлива |
| RU2454741C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2901627B1 (fr) * | 2006-05-24 | 2009-05-01 | Commissariat Energie Atomique | Procede de retraitement d'un combustible nucleaire use et de preparation d'un oxyde mixte d'uranium et de plutonium |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1240766A (en) * | 1968-06-18 | 1971-07-28 | Gen Electric | Irradiated nuclear fuel recovery process |
| RU2012075C1 (ru) * | 1992-05-14 | 1994-04-30 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт" им.В.Г.Хлопина | Способ переработки облученного топлива аэс |
| RU2053308C1 (ru) * | 1993-07-27 | 1996-01-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Способ выделения редкоземельных и трансплутониевых элементов из жидких высокоактивных отходов |
| RU2080666C1 (ru) * | 1993-07-27 | 1997-05-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс |
-
1997
- 1997-06-16 RU RU97110319A patent/RU2132578C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1240766A (en) * | 1968-06-18 | 1971-07-28 | Gen Electric | Irradiated nuclear fuel recovery process |
| RU2012075C1 (ru) * | 1992-05-14 | 1994-04-30 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт" им.В.Г.Хлопина | Способ переработки облученного топлива аэс |
| RU2053308C1 (ru) * | 1993-07-27 | 1996-01-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Способ выделения редкоземельных и трансплутониевых элементов из жидких высокоактивных отходов |
| RU2080666C1 (ru) * | 1993-07-27 | 1997-05-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Bernard C., Miquel P., Viala M., "Advanced Purex process for the new reprocessing plants in France and Japan". Proceed of Third clrd Int. Conf. "RECOD'91", 1991, v.1, p.83, AESY & JAIF, Sendai (Jap.) * |
Cited By (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2170964C1 (ru) * | 1999-11-16 | 2001-07-20 | Сибирский химический комбинат | Способ экстракционной переработки урансодержащих растворов |
| RU2199163C2 (ru) * | 2001-02-26 | 2003-02-20 | Производственное объединение "МАЯК" | Способ переработки технециевых растворов |
| RU2200993C2 (ru) * | 2001-03-13 | 2003-03-20 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки облученных ториевых материалов |
| RU2200992C2 (ru) * | 2001-04-19 | 2003-03-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ переработки урансодержащих твердых и/или жидких отходов |
| RU2242059C2 (ru) * | 2001-11-28 | 2004-12-10 | Джэпэн Ньюклиар Сайкл Дивелопмент Инститьют | Способ отделения и извлечения редких продуктов ядерного деления из отработавшего ядерного топлива, применение указанных продуктов (варианты) |
| RU2249267C2 (ru) * | 2003-04-09 | 2005-03-27 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки облученного ядерного топлива (варианты) |
| RU2352006C2 (ru) * | 2003-11-20 | 2009-04-10 | Коммиссариат А Л` Энержи Атомик | Способ отделения урана ( vi ) от актиноидов ( iv ) и/или ( vi ) и его использование |
| RU2303074C2 (ru) * | 2005-09-12 | 2007-07-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" | Способ переработки уранфторсодержащих отходов |
| RU2382425C1 (ru) * | 2008-09-09 | 2010-02-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Способ переработки отработавшего ядерного топлива |
| RU2454741C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2558332C9 (ru) | Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония | |
| Herbst et al. | Standard and advanced separation: PUREX processes for nuclear fuel reprocessing | |
| RU2431896C2 (ru) | Способ регенерации отработанного ядерного топлива и получения смешанного уран-плутониевого оксида | |
| RU2400841C2 (ru) | Усовершенствование способа purex и его применение | |
| RU2132578C1 (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс | |
| US10249396B2 (en) | Method for the treatment of an aqueous nitric solution resulting from dissolving spent nuclear fuel, said method being performed in a single cycle and without requiring any operation involving reductive stripping of plutonium | |
| US6623710B1 (en) | Nuclear fuel reprocessing | |
| Natarajan | Reprocessing of spent fast reactor nuclear fuels | |
| RU2012075C1 (ru) | Способ переработки облученного топлива аэс | |
| KR20090029819A (ko) | 우라늄 추출 사이클에서 질소를 포함하는 수성상을 이용하여 우라늄(ⅵ)으로부터 화학 원소를 분리하는 방법 | |
| US5057289A (en) | Process for the separation of uranium from a radioactive feed solution containing technetium | |
| US6413482B1 (en) | Method for reprocessing nuclear fuel by employing oximes | |
| RU97110319A (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива (оят) аэс | |
| JP4338898B2 (ja) | 使用済み燃料の再処理方法およびピューレックス式再処理方法 | |
| GB2152271A (en) | Improvements in the separation of uranium, plutonium and other radioactive/fissionable materials | |
| US3962401A (en) | Method of recovering neptunium from spent nuclear fuel | |
| RU2066489C1 (ru) | Способ восстановительного разделения нептуния и плутония | |
| RU2454740C1 (ru) | Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов | |
| JP3310765B2 (ja) | 再処理施設の高レベル廃液処理方法 | |
| US6444182B1 (en) | Nuclear fuel reprocessing using hydrophilic substituted hydroxylamines | |
| RU2727140C1 (ru) | Способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива | |
| WO1999023668A1 (en) | Nuclear fuel reprocessing | |
| JP4338899B2 (ja) | 使用済み燃料再処理方法、ピューレックス式再処理方法、Ｎｐ（ＶＩ）をＮｐ（Ｖ）に還元する方法、及びＰｕ（ＩＶ）をＰｕ（ＩＩＩ）に還元する方法 | |
| JPH11287890A (ja) | 使用済原子燃料の再処理方法 | |
| JPH1184073A (ja) | 使用済核燃料の再処理方法及びその再処理装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20060617 |