Способ растворения некондиционного и/или отработавшего ядерного топлива

Способ растворения некондиционного и/или отработавшего ядерного топлива

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Предлагаемое изобретение относится к способам растворения оксидов актинидов, являющихся основой оксидного ядерного топлива, и может быть использовано для переработки некондиционных топливных сборок тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и сборок, прошедших ядерный топливный цикл (ЯТЦ) в реакторе.

Развитие атомной энергетики страны ориентировано на замкнутый ядерный топливный цикл, что в ряду других актуальных задач подразумевает извлечение из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) его основных компонентов (U и Pu) для их повторного использования. Это существенно повышает экономическую целесообразность ядерного топливного цикла. Актуальным является разработка и оптимизация альтернативных концепций используемому в настоящее время процессу переработки отработавшего ядерного топлива (Пурекс-процесс), что в конечном итоге позволяет достичь лучших экологических, экономических и социальных эффектов.

Известны неводные способы переработки ОЯТ, в частности способ регенерации отработавшего ядерного топлива, основанный на воздействии на него фтора или фторсодержащих химических соединений. Образующиеся при этом летучие фтористые соединения компонентов ядерного топлива переходят в газовую фазу и отгоняются. Способ такой переработки отработавшего ядерного топлива путем испарения образующихся фтористых соединений составляющих компонентов топлива описан, например, в "JAERY-M6592 (1976)". При фторировании диоксид урана, содержащийся в ОЯТ, превращается в UF₆, который сравнительно легко испаряется в отличие от плутония, обладающего более низкой летучестью. Обычно при переработке ОЯТ предлагаемым способом отработавшее топливо не фторируют с целью извлечения из него всего содержащегося в нем рана, а фторируют с целью извлечения из него только необходимого количества урана, отделяя его от остальной части перерабатываемого ОЯТ. После извлечения из него определенного количества урана, меняют режим испарения и извлекают из него также в виде паров и некоторое количество содержащегося в нем плутония [патент РФ № 2230130, С22В 60/02, 19.01.1976]. Таким образом, в этом способе переработки ОЯТ используют газообразные, агрессивные и токсичные в экологическом отношении химические соединения.

По другому способу отработанное ядерное топливо перерабатывают пирохимически с применением солевого расплава урана или плутония, после чего выделенные компоненты ядерного топлива используют повторно. При пирохимической переработке отработавшего ядерного топлива применяют его индукционный нагрев в тигле и его охлаждение, подводом хладоагента к тиглю. Пирометаллургические технологии не приводят к образованию больших количеств жидких радиоактивных отходов, а также обеспечивают более компактное размещение оборудования, которое занимает в много раз меньше производственных площадей по сравнению с существующими водными технологиями. В то же время они являются очень энергоемкими и технологически сложны [патент РФ № 2226725, G21C 19/46, 19.01.2009].

Также к неводным способам растворения ОЯТ относятся:

(1) способ, включающий окисление урана в растворителе с использованием в качестве окислителя растворенных газов, например хлора, оксидов азота, диоксида серы, а в качестве растворителя - диполярного апротонного растворителя или смесь его с хлорсодержащим соединением [патент РФ РФ№ 2238600].

(2) способ растворения материалов, содержащих металлический уран, включающий окисление металлического урана смесью трибутилфосфат-керосин, содержащей азотную кислоту [Патент США № 3288568, 1966 г.].

(3) способ растворения урана, включающий окисление металлического урана раствором брома в этилацетате при нагревании [Larsen R.P. Dissolution of uranium metal and its alloys. Analit. chem. V.31, №4, p.545-549].

К недостаткам указанных способов относятся повышенная пожароопасность систем и ограниченность сферы их использования.

Наиболее широко распространенной технологией переработки отработавшего ядерного топлива, взятый нами за прототип, является "Пурекс"-процесс, при котором топливо, содержащее уран и плутоний, растворяют в концентрированной азотной кислоте при температуре 60-80°С. После этого их извлекают из азотнокислого раствора органической фазой, содержащей трибутилфосфат или другой экстрагент, в керосине или каком-либо другом органическом растворителе. Далее следуют технологические стадии, связанные с разделением урана и плутония и их очистки от продуктов деления ядерного топлива, возникающих в процессе работы ядерного реактора. Технология переработки отработанного ядерного топлива по методу "Пурекс" описана, например, в «The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements» Third Edition, Edited by Lester R. Morss, Norman M. Edelstein and Jean Fuger 2006, Springer p.841-844.

Указанный процесс передела ОЯТ является многостадийным, основан на применении экологически небезопасных сред:

(1) азотной кислоты (6-8М), как растворителя ОЯТ, работающей при температурах 60-80°С и образующей при протекании реакций с ее участием агрессивные газообразные продукты;

(2) токсичных, горючих, легко воспламеняющихся и взрывоопасных органических растворителей в экстракционных процессах, к тому же, зачастую, неустойчивых к радиационному излучению, разрушающему экстрагент, что ухудшает протекание процесса или приводит к его остановке.

В результате, получение целевых продуктов (соединения урана и плутония) с неизбежностью сопровождается образованием больших объемов сильно кислых водных и токсичных органических, к тому же высокорадиоактивных растворов-отходов (РАО) (150-700 л/тонну топлива, содержащих до 15-20% делящихся элементов (U и Pu) и продуктов их деления (ПД); 3-5 м³ растворов средней активности).

Поэтому актуальным является создание и оптимизация новых, малоотходных, экологически безопасных и экономически целесообразных технологий, которые бы обеспечили переработку ОЯТ, как действующих, так и реакторов 3 и 4 поколения на быстрых нейтронах, работающих на смешанном оксидном уран-плутониевом топливе (МОКС), что в конечном итоге позволит достичь лучших экологических, экономических и социальных эффектов.

Задачей настоящего изобретения является разработка нового альтернативного подхода к переработке некондиционного и отработавшего ядерного топлива, позволяющего достичь лучших экологических, экономических и социальных эффектов за счет исключения использования концентрированных растворов азотной кислоты, органических растворителей и упрощения последующей переработки ОЯТ.

Поставленная задача решается способом растворения некондиционного и отработавшего ядерного топлива, характеризующимся использованием в качестве растворителя водного раствора соли железа(III), при этом растворение ведут при рН 1,0-1,4 и мольном отношении топлива к соли железа, равном 1:2,1-2,5.

Преимущественно в качестве соли железа используют хлорид или нитрат железа (III). Для получения в растворе содержания урана 50-60 г/л обычно используют 25-30% водный раствор соли железа(III).

Растворы нитрата или хлорного железа(III) сочетают в себе окислительные (редокс пара Fe(III)/Fe(II)) и комплексообразующие (NO₃ ^- или Cl^--ион) свойства. Растворение оксидов проходит при [Н+]~0,1 М, (рН~1), при комнатной температуре. Главное достоинство этого подхода к растворению оксидов актинидов состоит в том, что после растворения оксидов кислотность раствора позволяет применить для выделения из него урана и плутония и их отделения от продуктов деления (ПД), в случае ОЯТ, наиболее подходящий из уже известных и хорошо отработанных осадительных способов выделения, таких как пероксидный, фторидный, карбонатный или оксалатный метод. Это, в свою очередь, позволяет отказаться от экстракционной стадии выделения урана и плутония из раствора, которую необходимо использовать для сильно кислых растворов азотной кислоты, что и приводит к последующим проблемам, связанным с утилизацией образующихся органических растворов-отходов.

Ниже приведенные примеры иллюстрируют растворяющую способность водных растворов нитрата или хлорного железа(III) по отношению к UO₂, твердому раствору PuO₂ в UO₂ (МОКС-топливо), к диоксиду урана, содержащего цезий, стронций и технеций.

Пример. 1

Порошкообразный образец диоксида урана (^238+235UO₂) предварительно прокаливали при 850°С в атмосфере аргона с 20% содержанием водорода в течение 8 часов. Эта процедура гарантировала получение кристаллической структуры UO₂. Навески UO₂ вносили в водные растворы хлорного железа (FeCl₃×6H₂O) или нитрата железа (Fe(NO₃)₃×9H₂O) в центрифужных пробирках. Суспензии перемешивали и периодически контролировали содержание урана в растворе методом альфа-спектрометрии после разделения гетерогенных фаз центрифугированием. Результаты определения зависимости степени растворения UO₂ от мольного отношения UO₂ к FeCl₃×6H₂0 или Fe(NO₃)₃×9H₂O в их растворах с рН 1 представлены в таблице 1. Объем растворов 5 мл, навески UO₂ практически одинаковы для всех случаев - 61,0±1,0 мг или 0,26 ммоля UO₂ температура ~22°С, * - в процентах к взятой навеске.

Данные таблицы 1 показывают, что растворение UO₂ проходит строго со стехиометрией реакции

Поэтому достаточно иметь в растворе не более 10% избыточного количества FeCl₃×6H₂O или Fe(NO₃)₃×9H₂O по отношению к их количествам, определяемых стехиометрией окислительно-восстановительной реакции (1) с UO₂.

Пример. 2

Кинетика растворения ^238+235UO₂ в растворах FeCl₃×6H₂O и Fe(NO₃)₃×9H₂O с рН ~1 при мольного отношения UO₂ к FeCl₃×6H₂O и Fe(NO₃)₃×9H₂O, равном 1:2,1 при ~22°С представлена на фиг.1. Объем растворов 1 мл, навески UO₂ по 100,0+1,7 мг.Количество FeCl₃×6H₂O и Fe(NO₃)₃×9H₂O в растворах равны соответственно 220 мг и 329 мг.

Здесь же, для сравнения, представлена кинетика растворения диоксида урана в 6MHNO₃+0,1MHF. Эту смесь кислот наиболее часто используют в препаративных целях для растворения оксидов актинидов.

Полученные данные, представленные на фиг.1, показывают, что растворение UO₂ во всех типах растворов происходит почти с одинаковой скоростью. При этом, если в растворе смеси кислот 6MH NO₃+0,1M HF достигается количественное растворение 100 мг UO₂ за 3 часа, то за этот же промежуток времени тоже количество диоксида урана в 1 мл растворов нитрата или хлорида Fe(III) растворяется на 90%. По истечение 5 часов при встряхивании в перемешивающем устройстве «ЛАБ ПУ-02» диоксид урана в них растворяется полностью. Концентрация урана, полученная в растворах (100 мг/мл), вполне сравнима с концентрацией урана (300 мг/мл), достигаемой при растворении ОЯТ в технологических крепких азотнокислых растворах (6-8M HNO₃, t=60-80°C).

Пример. 3

Навеску производственной таблетки топлива - твердого раствора PuO₂ (4,6 вес.%) в UO₂ (МОКС-топливо), размолотую до порошкообразного состояния, вносили в растворы хлорного железа или нитрата железа в центрифужных пробирках. Суспензии встряхивали в перемешивающем устройстве «ЛАБ ПУ-02». Растворы периодически контролировали на содержание ²³⁹Pu методом альфа-спектрометрии на спектрометре «Альфа-аналист» (фирма «Канбера») после разделения гетерогенных фаз центрифугированием. Состояние окисления плутония в растворах определяли спектрофотометрическим методом. Содержание урана после растворения образца МОКС-топлива находили также методом спектрофотометрии (спектрофотометре Unicam UV-340), так как при ~5% весовом содержании ²³⁹Pu в растворе достоверно определять ^238-233U методом радиометрии затруднительно. Для этого аликвоту раствора обрабатывали амальгамой цинка и восстанавливали растворенный U(VI) до U(IV). Используя коэффициент молярной экстинкции для полосы поглощения U(IV) при 650 нм, равный 82 М^-1×см^-1, определяли концентрацию урана в растворе.

Результат растворения МОКС-топлива в растворах хлорида и нитрата железа с рН~ 1 представлен в таблице 2. Навески МОКС-топлива практически одинаковы для обоих случаев - 116,5±3,5 мг. Мольное отношения МОКС к FeCl₃×6H₂0 (245 мг) и Fe(NO₃₎₃×9H₂O (366 мг) в растворах 1:2,1. Объем растворов 1 мл, температура ~22°С.

Таким образом, результаты, представленные в табл.2, показывают, что твердый раствор PuO₂ (4,6 вес.%) в UO₂ растворяется также как и чистый диоксид урана в растворах, содержащих нитрат или хлорид Fe(III).

На фиг.2. представлен спектр раствора после растворения МОКС в нитрате железа. Как показывают спектрофотометрические измерения, уран переходит в раствор в виде UO₂ ²⁺, а плутоний восстанавливается до Pu(III) ионами Fe(II), образующимися при окислении U(IV) железом (III). В растворах хлорида Fe(III) получаются полностью аналогичные спектры U(IV) и Pu(III).

Пример 4.

Растворение UO₂, содержащего ⁹⁹Тс в количестве 0,1 вес % от веса образца и диоксид урана, с цезием и стронцием, меченных ¹³⁷Cs и ⁸⁵Sr (имитаторы ПД), в количествах 0,1 и 1 вес.% соответственно проводили в условиях близких примерам 2 и 3. Навески UO₂(Тс) 44,1 и 44,6 мг растворяли в 2,5 мл растворов, содержащих 100 мг FeCl₃×6H₂O и 140 мг Fe(NO₃)₃×9H₂O соответственно. Навески UO₂(Cs, Sr) 47,1 и 48,2 мг растворяли в 2,5 мл растворов, содержащих 99 мг FeCl₃×6H₂O и 151 мг Fe(NO₃)₃×9H₂O соответственно. Мольное отношение UO₂ к FeCl₃×6H₂O или к Fe(NO₃)₃×9H₂O во всех случаях было близко 1 к 2,1. При растворении образцов диоксида урана с ⁹⁹Тс в растворы нитрата и хлорида Fe перешло 20±2% Тс, а ~80±2% его количества осталось в виде нерастворенного черного осадка. Таким образом, при полном растворении UO₂, содержащего технеций, уже на стадии растворения достигается отделение урана от основной массы ⁹⁹Тс, в отличие от Пурекс-процесса, при котором на стадии экстрагирования урана и плутония из азотнокислого раствора, технеций вместе с ними переходит в органическую фазу (табл.3). Растворение в хлориде или нитрате Fe(III) диоксида урана, содержащего ¹³⁷Cs и ⁸⁵Sr, сопровождается их полным переходом в раствор вместе с ураном (табл.4).

Хлорно-кислые растворы (рН~1), полученные растворением в них диоксидов урана, содержащих ⁹⁹Тс и ¹³⁷Cs, ⁸⁵Sr, могут быть использованы для выделения из них урана и отделения его от железа и продуктов деления методом пероксидного осаждения урана их этих растворов с получением перураната уранила.

В дальнейшем к объединенному маточному раствору с железом и ПД можно применить сначала гидроксидное осаждение железа вместе с осколочными редкоземельными элементами, технецием и частично стронцием и отделение их от раствора. Затем из оставшегося раствора можно провести ферроцианидное осаждение цезия и остаточных количеств стронция. Положительные результаты исследований в этом направлении уже получены.

Таким образом, согласно предлагаемому изобретению разработан новый альтернативный подход к переработки ОЯТ, найдена новая мягкая радиационно устойчивая среда для растворения оксидного уранового и МОКС-топлива, растворение UO₂ можно осуществить при комнатной температуре в водных слабокислых растворах FeCl₃×6H₂O или Fe(NO₃)₃×9H₂O практически с той же эффективностью, как и в сильно кислой среде - 6M HNO₃+0,1M HF, при этом твердый раствор PuO₂ (4,6 вес.%) в UO₂ (МОКС-топливо) растворяется так же, как и чистый диоксид урана в растворах, содержащих нитрат или хлорид Fe(III). При растворения МОКС-топлива уран и плутоний переходят в раствор соответственно в форме U(VI) и Pu(III).

Способ позволяет также проводить отделение основного количества технеция, остающегося в форме осадка.

Заявленный подход к растворению оксидов урана, некондиционного и отработавшего оксидного ядерного топлива и МОКС-топлива в растворе нитрата или хлорида Fe(III) дает предпосылки для разработки дальнейшей технологии переработки полученных растворов, включающей стадии:

(1) отделения от технеция; (2) выделения из раствора перураната уранила (в присутствии Pu он будет выделяться вместе с ураном); (3) выделения из оставшегося раствора железа и продуктов деления для их иммобилизации в виде матриц, пригодных для долговременного экологически безопасного хранения. Описанные стадии практически не увеличивают объема раствора, полученного после растворения UO₂, поэтому при таком подходе к переработке ОЯТ можно добиться существенного сокращения объемов радиоактивных отходов, характерных для Пурекс-процесса и снизить риски, возникающие в технологии Пурекс-процесса, что в конечном итоге позволяет достичь необходимых для дальнейшего развития атомной отрасли Российской Федерации.

Таблица 1
Найдено в растворе урана в пересчете на UO2
Мольное отношение UO2 к FeCl3×6H2O или Fe(NO3)3×9H2O
1:0,5	1:1	1:2	1:5
мг	% вес*	мг	% вес*	мг	% вес*	мг	% вес*
15	25	29	48	61	100	61	100

1. Способ растворения некондиционного и/или отработавшего ядерного топлива, характеризующийся использованием в качестве растворителя водного раствора соли железа (III), при этом растворение ведут при рН 1,0-1,4 и мольном отношения топлива к соли железа, равном 1:2,1-2,5.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве соли железа используют хлорид или нитрат железа (III).