Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов (вао) с фракционированием радионуклидов

Способ экстракционной переработки высокоактивных отходов (вао) с фракционированием радионуклидов

Реферат

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.

Таблица 1
Состав и расход технологических продуктов
Продукт	Состав раствора	Плотность, г/см3	Расход, мл/ч
401	Исходный раствор (смотри п.1.2)	1,1	200
402	50% ТБФ в декане	0,85	1000
405	2 моль/л Al(NO3)3	1,325	100
407	0,5 моль/л АУК, 10 г/л трилон Б, рН 9-10	1,01	100
485	50 г/л Nа2СО3, 10 г/л трилон Б	1,032	100
495	20 г/л NaOH	1,024	50

В процессе лабораторной проверки было переработано 4 литра исходного раствора.

Результаты лабораторных исследований представлены в таблицах 2, 3.

Таблица 2
Распределение стабильных компонентов по продуктам технологической схемы
Шифр продукта	Содержание компонентов, мг/л	pH
Мо	Zr	Sr	Cs	Се	Y	Nd	La
401	800	720	1700	4000	2200	1000	2500	8500	1,0
403	580	640	1400	2700	н/о	75	н/о	н/о	2,52
% от исх.	109,0	133,3	123,5	101,3	-	11,3	-	-
409	300	95	<10	н/о	3900	1800	4550	12800	1,12
% от исх.	18,8	6,6	<0,3	-	88,6	90,0	91,0	75,3
487	240	н/о	н/о	н/о	50	20	90	370	-
% от исх.	15,0	-	-	-	1,1	1,0	1,8	2,2
497	6,2	н/о	н/о	н/о	н/о	н/о	н/о	н/о	-
% от исх.	0,2	-	-	-	-	-	-	-
Баланс, % от исх.	143,0	139,9	123,8	101,3	89,8	102,3	92,8	77,5
Примечание: н/о - ниже предела обнаружения.

Таблица 3
Распределение радионуклидов по продуктам технологической схемы
Шифр продукта	Содержание радионуклидов, Бк/л
Zr95	Nb9	Ru1	Cs13	Се14	А
401	3,0·105	1,5·106	1,1·107	2,4·107	3,7·107	1,8·107
403	1,8·105	7,8·105	4,5·106	1,5·107	<2,3·104	<2,0·104
% от исх.	90,0	78,0	61,4	93,8	<0,1	<0,2
409	<1,0·104	<1,0·104	4,6·106	3,7·104	4,9·107	2,9·107
% от исх.	<1,7	<0,3	20,9	0,08	66,2	80,6
487	<1,3·103	<1,3·103	7,5·105	<1,3·103	5,2·105	8,4·104
% от исх.	<0,2	<0,04	3,4	<0,003	0,7	0,2
497	<1,5·102	<1,5·102	8,3·104	<1,5·102	<1,5·102	<1,5·102
%	<0,01	<0,003	0,2	<0,001	<0,001	<0,001
Баланс, % от исх.	91,9	78,4	85,9	93,9	67,0	81,0

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%.

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.