Главная страница  |  Описание сайта  |  Контакты
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

Патент Российской Федерации
Суть изобретения: Использование: переработка облученного ядерного топлива (ОЯТ). Сущность: ОЯТ после выдержки, рубки и растворения в азотной кислоте приводят в контакт с экстрагентом - раствором дикарболлильного комплекса кобальта и полиэфира в растворителе, содержащем нитроорганическое соединение. В качестве дикарболлильного комплекса кобальта используют соединения формулы (1,2 - RCB9 Н9-y XyCR1)2CoН, где R и R1 - водород, алкил или арил с 1 - 7 атомами углерода, Х - галоген, y = 0 - 3. Концентрация металлокарболлильного соединения в растворителе составляет 0,1 - 0,6 моль/л, концентрация полиэфира в растворителе не превышает 0,6 моль/л. В ходе экстракции в экстрагент переходят стронций-90 и цезий-137. Раствор экстрагента отделяют. Радиоактивность водного раствора ОЯТ после экстракции снижается в несколько десятков раз. Затем извлекают уран, плутоний и нептуний из водного раствора ОЯТ обработкой его фосфорорганическим экстрагентом. По способу не требуется высоких затрат на создание биологической защиты.
Поиск по сайту

1. С помощью поисковых систем

   С помощью Google:    

2. Экспресс-поиск по номеру патента


введите номер патента (7 цифр)

3. По номеру патента и году публикации

2000000 ... 2099999   (1994-1997 гг.)

2100000 ... 2199999   (1997-2003 гг.)
Номер патента: 2069903
Класс(ы) патента: G21C19/44
Номер заявки: 93015361/25
Дата подачи заявки: 23.03.1993
Дата публикации: 27.11.1996
Заявитель(и): Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина"
Автор(ы): Галкин Б.Я.; Шишкин Д.Н.
Патентообладатель(и): Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина"
Описание изобретения: Изобретение относится к области экстракционной переработки облученного ядерного топлива.
Известны способы экстракционной переработки облученного ядерного топлива, включающие рубку, растворение топлива в азотной кислоте и последующий контакт полученного раствора с экстрагентом-раствором фосфорорганического соединения в растворителе [1]
В качестве фосфорорганического соединения наиболее часто используют трибутилфосфат. При этом, уран, плутоний и нептуний переходят в органический раствор и затем селективно выделяются из него на операциях реэкстракции.
Недостатком этих способов является необходимость больших затрат на создание мощной биологической защиты от ионизирующего излучения на головных операциях экстракционного передела. Так как экстракцию урана, плутония и нептуния проводят обычно на 8 10 ступенях и относительно невысокой производительности оборудования (до 30 м3·ч), что связано с гидродинамическими и кинематическими факторами, то возникает необходимость в защите от ионизирующего излучения больших объемов производственных помещений. Кроме того, радиоактивное излучение разрушает экстрагент, что приводит к ухудшению показателей процесса или его остановке в результате появления межфазных образований и ухудшению разделения ценных и сопутствующих элементов. Наибольший вклад (70 85) в разрушение фосфорорганических экстрагентов вносит бета излучение. В то же время уже после охлаждения облученного топлива в течение 3-х лет бета излучение топлива определяется на 60 изотопами цезий-137 барий-137 и стронций-90 иттрий-90, и эта доля быстро растет с увеличением времени охлаждения в результате распада более короткоживущих радионуклидов. Гамма излучение охлажденного топлива также определяется в основном изотопом цезий-137 и его доля растет с ростом периода охлаждения топлива. Поэтому выделение этих радионуклидов из топлива перед экстракцией ТБФ позволяет повысить эффективность процесса переработки топлива.
Техническая задача изобретения повышение эффективности процесса переработки топлива за счет снижения затрат на создание биологической защиты и уменьшения степени радиационного разрушения экстрагента.
Задача достигается тем, что облученное топливо перед переработкой выдерживают в течении нескольких лет для распада основного количества короткоживущих продуктов деления, а составляющие после этого основную долю гамма и бета активности раствора изотопы цезия и стронция извлекают из него раствором металлодикарболлильного соединения и полиэфира в органическом растворителе, содержащем нитросоединение, на высокопроизводительном оборудовании с небольшим числом ступеней экстракции. Водный раствор актиноидов после этого направляют на экстракцию урана, плутония и нептуния.
Металлодикарболлильное соединение имеет формулу (1-R-2R'-C2B9Н9-yХy)2Co-,
где R и R1 водород, алкил или арил с 1 7 атомами углерода, Х - галоген, у 0 3.
В качестве полиэфира может быть использован полиэтиленгликоль, криптанд, краун-эфир или их смеси.
В качестве растворителей этих соединений используют нитроорганические соединения, например, нитробензол, нитротолуол, нитроэтилбензол, которые в случае необходимости разбавляют неполярным растворителем, например, четыреххлористым углеродом, хлорбензолом, декалином.
Концентрация металлодикарболлильного соединения в органическом растворителе может находиться в диапазоне 0,1 0,6 моль/л. При концентрации ниже 0,1 моль/л недостаточно высоки коэффициенты распределения цезия и стронция, что делает невозможным проведение эффективного извлечения этих катионов из раствора облученного топлива, а концентрация 0,6 моль/л определяет максимальную растворимость соединения в органическом растворителе. Концентрация полиэфира составляет менее 0,6 моль/л. При отсутствии в экстрагенте этого вещества он извлекает из раствора облученного ядерного горючего только цезий (если требуется только уменьшить затраты на биологическую защиту от гамма излучения). Введение вещества в экстрагент приводит к росту извлечения наряду с цезием и изотопов стронция, однако при этом снижается степень извлечения цезия.
Увеличение концентрации полиэфира выше 0,6 моль/л не приводит к увеличению степени извлечения стронция.
Регенерацию экстрагента цезия и стронция осуществляют растворами азотной кислоты, содержащими органические основания. Высокая скорость обмена катионов цезия и стронция из раствора ОЯТ на протон экстрагента позволяют проводить процесс при максимальной производительности экстракционного оборудования.
Cпособ по сравнению с прототипом позволяет снизить затраты на создание биологической защиты от гамма излучения в 2 и более раз, уменьшить в 4 и более раз радиационное воздействие на фосфорорганический экстрагент. Кроме того, способ упрощает последующие операции с образующимися высокоактивными отходами, так как значительно уменьшает их радиоактивность.
П р и м е р 1. 1 л водного модельного раствора ОЯТ, содержащего 0,01 г плутония, 0,005 г нептуния, 250 г урана, 2,5 моль азотной кислоты, по 0,2 г цезия, стронция, бария, лантана, циркония, С гамма активностью раствора на 99 определяющейся изотопом цезий-137 контактирования в противотоке на 2 ступенях с 1 л органического раствора хлорированного дикарболлила кобальта (ХДК). Н+C4B18Н16Cl6Co- концентрацией 0,3 моль/л в нитробензоле. Суммарный поток растворов в аппарате составлял 70 м32·ч. Гамма активность водного раствора после контакта уменьшилась на 2 порядка. (Степень извлечения цезия более 99,5).
П р и м е р 2. 1 л водного раствора, имеющего состав, аналогичный приведенному в примере 1, контактировали в противотоке с 1 л органического раствора ХДК, концентрацией 0,6 моль/л и полиэфира (ОП-10) концентрацией 0,6 моль/л в нитротолуоле на 3 ступенях при потоке растворов 80 м32·ч. Извлечение цезия и стронция в экстрагент превысило 99
П р и м е р 3. 0,5 л водного раствора ОЯТ, содержащего 150 г/л урана, 0,01 г плутония, 0,005 г нептуния, 1,5 моль/л азотной кислоты, по 0,3 г/л цезия, стронция, лантана, циркония, бария. контактировали в противотоке на 4-х cтупенях центробежного экстрактора с 2 л раствора 0,1 моль/л ХДК, 0,2 моль/л ПЭГ-400 при потоке растворов 50 м32·ч. Извлечение цезия и стронция в экстрагент превысило 80
П р и м е р 4. По 1 л исходных водных растворов, приведенных в примерах 1 3, и рафинатов после выделения изотопов цезия и стронция контактировали на 8 степенях с 1 л раствора 30 ТБФ в четыреххлористом углероде. В пределах погрешности определения не было обнаружено отличий в степени извлечения в экстрагент урана, плутония и нептуния из исходных растворов и соответствующих им рафинатов после выделения стронция и цезия.
Формула изобретения: Способ переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ), включающий его охлаждение, рубку, растворение в азотной кислоте и последующее выделение урана, плутония и нептуния фосфорорганическим экстрагентом, отличающийся тем, что раствор ОЯТ перед экстракцией фосфорорганическим экстрагентом контактируют с раствором металлодикарболлильного соединения формулы
(1,2-RCB9H9-yXyCR1)2CoH,
где R и R1 водород, алкил или арил с 1 7 атомами углерода;
X галоген;
y 0 3,
с концентрацией 0,1 0,6 моль/л и полиэфира с концентрацией менее 0,6 моль/л в растворителе, включающем нитроорганическое соединение, и отделяют водный раствор ОЯТ от металлодикарболлильного экстрагента.