Способ переработки отработанного ядерного топлива, включающий стадию очистки урана (vi) от по меньшей мере одного актинида (iv) путем получения комплекса данного актинида (iv)

Способ переработки отработанного ядерного топлива, включающий стадию очистки урана (vi) от по меньшей мере одного актинида (iv) путем получения комплекса данного актинида (iv)

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к области переработки отработанного ядерного топлива.

В частности, оно относится к способу переработки отработанного ядерного топлива, который включает в себя стадию очистки урана (VI) от одного или более актинидов (IV) и, более конкретно, от нептуния и/или плутония, путем получения комплекса данного актинида (IV) (данных актинидов (IV)).

Уровень техники

Заводы по переработке отработанного ядерного топлива в настоящее время используют способ PUREX (от «Plutonium Uranium Refining by Extraction» - Экстракционная Очистка Плутония и Урана) для извлечения урана и плутония, присутствующих в этих топливах.

Указанная цель достигается за счет использования нескольких циклов очистки с использованием жидкость-жидкостной экстракции. В качестве экстрагента используют три-н-бутилфосфат, который имеет особенное сродство к урану и плутонию.

Способ PUREX, в том виде, как он применяется на установках (UP2-800, UP3) La Hague во Франции, схематически включает в себя три цикла очистки, а именно:

- первый цикл, который предназначен для совместной очистки урана и плутония от америция, кюрия и продуктов деления и для разделения урана и плутония на два водных потока; и

- два дополнительных цикла, называемые «второй урановый цикл» и «второй плутониевый цикл», соответственно, которые предназначены для раздельной очистки урана и плутония после их разделения.

Как показано на фиг. 1, на которой проиллюстрирована упрощенная схема первого цикла способа PUREX, данный цикл начинается операцией, обозначенной на данной фигуре как «совместная экстракция U/Pu», которая заключается в одновременном экстрагировании урана и плутония, где первый имеет степень окисления VI, а второй имеет степень окисления IV, из водной фазы, в которой они находятся.

Эту водную фазу получают путем растворения отработанного топлива в азотной кислоте и осветления полученной таким образом смеси. Обычно ее называют «жидкость растворения». Как правило, она содержит от 200 г/л до 250 г/л урана на 2-3 г/л плутония. Она также Содержит нептуний, америций, кюрий и продукты деления.

Совместная экстракция урана и плутония достигается с использованием органической фазы, которая является не смешивающейся с водой и содержит экстрагент, обладающий высоким сродством в отношении урана (VI) и плутония (IV), в данном случае три-н-бутилфосфат (или ТВР), который используется в растворе с концентрацией 30% (об./об.) в органическом разбавителе, в данном случае в додекане (гидрированном тетрапропилене или ТРН). Уран и плутоний, тем самым, переходят в органическую фазу, тогда как америций, кюрий и большая часть продуктов деления остаются в водной фазе.

За этой совместной экстракцией следуют две операции для промывки органической фазы, называемые «промывка от ПД» и «промывка от Тс», которые осуществляются с помощью азотнокислых водных фаз различной кислотности для удаления из органической фазы части продуктов деления (ПД), в частности технеция, извлекаемого вместе с ураном и плутонием. «Промывка от Тс» связана с дополнительной процедурой совместной экстракции урана и плутония, называемой «дополнительная совместная экстракция U/Pu», которая осуществляется с помощью одной органической фазы того же состава, который использовался для «совместной экстракции U/Pu», с целью извлечения части урана и плутония, которые могут поступать вместе с технецием в водную фазу во время «промывки от Тс».

Водная фаза (фазы), поступающие из этих операций совместной экстракции и промывки, которые называются рафинатами и которые насыщены америцием, кюрием и продуктами деления, удаляются из цикла, тогда как органическая фаза, которая, в свою очередь, насыщена ураном (VI) и плутонием (IV), направляется в зону, в которой осуществляется разделение этих двух элементов.

Данное разделение включает в себя:

- операцию, называемую «выделение Pu», целью которой является выделение плутония из органической фазы, полученной в результате операций совместной экстракции и промывки, с помощью азотнокислой водной фазы с низкой кислотностью, содержащей нитрат четырехвалентного урана, позволяющий восстановить плутоний (IV), который чрезвычайно хорошо экстрагируется ТВР, в плутоний (III), который, в свою очередь, очень слабо экстрагируем, и это без восстановления урана, а также нитрат гидразина, обозначенный как NH на фиг. 1, который играет роль антиазотистого реагента;

- операцию, называемую «Pu барьер», целью которой является увеличение выделения плутония из органической фазы с помощью азотнокислой водной фазы, также с низкой кислотностью и содержащей нитрат четырехвалентного урана и гидразин; и

- операцию, называемую «выделение U», целью которой является выделение урана (VI) из указанной органической фазы с помощью сильно разбавленной азотнокислой водной фазы.

Выделение плутония из органической фазы сопровождается частичным выделением урана, разделение дополнительно включает в себя операцию, называемую «промывка от U», целью которой является удаление выделенного таким образом урана из азотнокислой водной фазы, полученной в результате «выделения Pu» с помощью органической фазы с таким же составом, что и использовавшийся для «совместной экстракции U/Pu» и «дополнительной совместной экстракции U/Pu».

Таким образом, в конце первого цикла получают:

- первый водный поток, который содержит более 99,9% плутония от первоначального количества, находящегося в жидкости растворения, и который больше не содержит урана; и

- второй водный поток, который содержит более 99,9% урана от первоначального количества, находящегося в жидкости растворения, и который больше не содержит плутония.

Первый водный поток, поступающий из данного первого цикла, далее направляется во «второй плутониевый цикл», целью которого является улучшение очистки плутония от продуктов деления, которые по-прежнему могут присутствовать в следовых количествах в данном потоке. Затем данный поток, который содержит плутоний, направляется в зону, где плутоний превращают в оксид (PuO₂) и затем хранят в этой форме для последующего использования при производстве гранул ядерного топлива МОХ.

Параллельно этому, второй водный поток, поступающий из первого цикла, направляют во «второй урановый цикл», который по сути имеет целью отделение урана от нептуния.

Действительно, в первом цикле очистки большая часть нептуния, присутствующего в жидкости растворения, экстрагируется, главным образом, в виде нептуния (VI), одновременно с ураном и плутонием. В ходе восстановительного выделения плутония нептуний (VI) восстанавливается нитратом четырехвалентного урана в нептуний (IV), - состояние, в котором он экстрагируется ТВР.

Таким образом, нептуний почти количественно следует вместе с ураном в ходе всех операций первого цикла очистки, поэтому необходимо направление второго водного потока, насыщенного ураном, образующегося в результате разделения, в дополнительный цикл очистки, дающий возможность очистки данного урана, в основном от нептуния, до превращения его в оксид урана.

Недавно, в качестве существенного развития способа PUREX, был предложен способ, названный СОЕХ™ (от COEXtraction), описанный в международной заявке РСТ, опубликованной под номером WO 2007/135178 (далее - ссылочный документ [1]).

Действительно, наряду с обеспечением извлечения и очистки урана и плутония, сопоставимых с теми, которые достигаются в способе PUREX, данная разработка дает возможность значительно снизить риски незаконного завладения плутонием в военных целях. Она также позволяет получать водный поток, который содержит смесь очищенного плутония, урана и, необязательно, нептуния, т.е. полностью очищенный от продуктов деления, и использовать этот поток для подачи в так называемый цех «совместной конверсии», функция которого состоит в приготовлении смешанного оксида (U,Pu)O₂ или (U,Pu,Np)O₂, который можно непосредственно использовать для получения ядерного топлива типа МОХ (от «Mixed OXide Fuel», смешанное оксидное топливо).

Для этого способ СОЕХ™ предлагает, после операций совместной экстракции урана и плутония и промывки органической фазы, полученной в результате данной совместной экстракции, которая осуществляется аналогично первому циклу очистки в способе PUREX, осуществлять разделение урана и плутония с получением первого водного потока, содержащего плутоний, уран и, необязательно, нептуний, и второго водного потока, содержащего уран и, необязательно, нептуний, но не содержащего плутоний.

Также во всех операциях после данного разделения предусмотрено сохранение плутония в присутствии урана и, необязательно, нептуния до получения смешанного оксида (U, Pu)O₂ или (U, Pu, Np)O₂.

В модификациях способа СОЕХ™, где обработка нептуния выполняется таким образом, что все содержание данного элемента или его часть следуют вместе с ураном во второй водный поток, полученный в результате разделения, - и которые показаны на фиг. 1, фиг. 2 и фиг. 4 ссылочного документа [1], - снова имеется такое же требование, что и в способе PUREX, а именно необходимость направления данного второго водного потока во «второй урановый цикл» для очистки урана от нептуния до его превращения в оксид урана.

С точки зрения создания новых установок по переработке отработанного ядерного топлива было бы желательно добиться упрощения способов PUREX и СОЕХ™ (для последнего, в тех его модификациях, которые требуют «второго уранового цикла»), чтобы оптимизировать инвестиционные затраты, затраты на эксплуатацию и техобслуживание таких установок, не влияя, однако, на показатели эффективности данных способов в отношении выхода и качества переработки отработанного ядерного топлива.

Действительно, экономию можно было бы достичь при использовании только одного цикла очистки, такого как «второй урановый цикл», что позволит снизить не только число устройств и оборудования, необходимых для осуществления способа переработки, но также и объем потребляемых реагентов, объем подлежащих очистке выходящих потоков, продолжительность способа и, следовательно, уменьшить размеры установок, затраты на их изготовление и эксплуатацию.

Способ, дающий возможность исключения «второго уранового цикла» из способа PUREX, уже был предложен в международной заявке РСТ, опубликованной под номером WO 2005/052950 (далее - ссылочный документ [2]).

Данный способ основан на введении в первый цикл очистки операции, целью которой является очистка урана от нептуния. Данная операция заключается в приведении органической фазы, полученной в результате операции «выделения Pu» или операции «Pu барьер», в контакт с азотнокислой водной фазой, содержащей лакунарный гетерополианион, который в кислой водной фазе образует более прочные комплексы с актинидами (IV), и особенно с нептунием (IV), чем с ураном (VI). Таким образом, нептуний (IV) имеет тенденцию переходить в водную фазу, в то время как уран (VI) остается, в свою очередь, в органической фазе. Лакунарный гетерополианион обычно представляет собой гетеровольфрамат, такой как арсеновольфрамат, кремневольфрамат или вольфрамат германия.

Этот способ имеет существенный недостаток, заключающийся в применении комплексообразователей для актинидов (IV), которые, помимо солей, содержат вольфрам и атомы металлоидов (мышьяка, кремния или германия), что в промышленных масштабах заметно осложняет обработку выходящих потоков, образующихся при операции очистки урана от нептуния.

Авторы настоящего изобретения поставили перед собой задачу получить способ, который, обеспечивая исключение «второго уранового цикла» из способов PUREX и СОЕХ™, не имел бы недостатков способа, описанного в ссылочном документе [2], чтобы не привносить дополнительных ограничений в дополнение к ограничениям, присущим способам PUREX и СОЕХ™, в частности с точки зрения обработки образованных выходящих потоков.

В рамках данной работы авторы изобретения обнаружили, что использование дигликольамидов в качестве агентов для образования комплексов с актинидами (IV) дает возможность для очень выгодной замены лакунарных гетерополианионов, предложенных в ссылочном документе [2], не только потому, что дигликольамиды представляют собой семейство несолевых соединений, соответствующее принципу CHON (т.е. они состоят только из атомов углерода, водорода, кислорода и азота) и дающее газообразные продукты после разложения, но также и потому, что они приводят к коэффициентам очистки от нептуния, которые, при сопоставимом времени контакта органической и водной фаз, значительно превосходят коэффициенты, получаемые с лакунарными гетерополианионами.

В частности, авторы изобретения обнаружили, что в смесителях-декантаторах при времени контакта органической и водной фаз в несколько минут можно получить коэффициенты очистки урана от нептуния, которые отвечают самым строгим техническим требованиям, определяемым на сегодняшний день стандартами UNIREP (от UNItedREProcessors) в отношении очистки урана от нептуния, и которые представляют собой стандарты, относящиеся к топливам типа UOX3 (топлива, которые изначально обогащены до 4,7% ²³⁵U и имеют скорость горения 60 ГВт⋅сут/т).

Настоящее изобретение было сделано на основе этих наблюдений.

Обсуждение изобретения

Настоящее изобретение раскрывает способ переработки отработанного ядерного топлива, который включает очистку урана (VI) от одного или более актинидов (IV), причем данная очистка включает в себя операцию выделения актинида (IV) или актинидов (IV) из органической фазы, не смешивающейся с водой, в которой присутствует уран (VI) и актинид (IV) или актиниды (IV), путем приведения органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту и по меньшей мере один комплексообразователь, образующий более прочные комплексы с актинидами (IV), чем уран (VI), и затем путем отделения органической фазы от водной фазы, который отличается тем, что указанный по меньшей мере один комплексообразователь является дигликольамидом.

Таким образом, способ по изобретению использует способность дигликольамидов образовывать в водной фазе гораздо более прочные комплексы с актинидами (IV), чем с актинидами (VI), и обеспечивать селективный перенос актинидов (IV) из органической фазы в водную фазу, когда актиниды (IV) присутствуют в органической фазе вместе с ураном (VI), и когда данная органическая фаза приводится в контакт с водной фазой, в которой содержится дигликольамид.

Очевидно, что, как это обычно бывает в области переработки отработанного ядерного топлива, органическая фаза, в которой присутствуют уран (VI) и актинид (IV) или актиниды (IV) и из которой последние выделяются, содержит по меньшей мере один экстрагент урана (VI), которым предпочтительно является ТВР, в этом случае ТВР обычно находится в растворе органического растворителя додеканового типа, предпочтительно в объемном отношении, равном или практически равном 30/70.

Следует отметить, что способность дигликольамидов образовывать комплексы с актинидами (IV) в большей степени, чем с актинидами (VI), сама по себе известна (Sasaki et al., Analytical Sciences 2007, 23(6), 727, далее - ссылочный документ [3]).

С другой стороны, совершенно новым является то, что эта способность может быть использована для очистки урана (VI) от актинидов (IV) в рамках способа переработки отработанного ядерного топлива и, в частности, в рамках первого цикла очистки способов PUREX и СОЕХ™, и совершенно неожиданным является тот факт, что это приводит к таким уровням очистки урана от актинидов (IV), которые позволяют исключить второй цикл очистки урана, используемый в данных способах, при условии, что очистка урана от продуктов деления (главным образом, рутения и технеция) при всем этом является достаточной.

В качестве напоминания специалисту, дигликольамиды являются соединениями формулы (I) или формулы (II), как показано ниже:

где R¹, R², R³ и R⁴ обычно являются алкильными группами.

В соответствии с изобретением, дигликольамид предпочтительно выбирают из дигликольамидов формулы (I), в которой общее число атомов углерода, которые R¹, R², R³ и R⁴ содержат вместе, равно самое большее 12, и из дигликольамидов формулы (II), в которой общее число атомов углерода, которые R¹ и R² содержат вместе, равно самое большее 12, для проявления достаточной гидрофильности для обеспечения возможности использования в водной фазе.

Такими дигликольамидами, в частности, являются N,N,N',N'-тетраметилдигликольамид (или TMDGA, который соответствует формуле (I), в которой R¹=R²=R³=R⁴=CH₃), N,N,N',N'-тетраэтилдигликольамид (или TEDGA, который соответствует формуле (I), в которой R¹=R²=R³=R⁴=C₂H₅), N,N,N',N'-тетрапропилдигликольамид (или TPDGA, который соответствует формуле (I), в которой R¹=R²=R³=R⁴=C₃H₇) и N,N-дипропилдигликольаминовая кислота (или DPDGAc, которая соответствует формуле (II), в которой R¹=R²=C₃H₇).

Как оказалось, среди этих дигликольамидов TEDGA и TPDGA имеют более высокую комплексообразующую способность в отношении актинидов (IV), по сравнению с TMDGA и DPDGAc. Таким образом, предпочтение отдается TEDGA и TPDGA, причем TEDGA является особенно предпочтительным, поскольку из этих двух дигликольамидов он является наиболее растворимым в воде и меньше экстрагируется экстрагентом, чаще всего используемым при переработке отработанного ядерного топлива, т.е. ТВР.

В любом случае, дигликольамид предпочтительно присутствует в водной фазе в количестве от 0,01 моль/л до 0,1 моль/л, и еще более предпочтительно от 0,02 моль/л до 0,05 моль/л.

Что касается азотной кислоты, она предпочтительно присутствует в водной фазе в количестве от 0,2 моль/л до 3 моль/л, и еще более предпочтительно от 0,5 моль/л до 1,5 моль/л.

В соответствии с предпочтительной конфигурацией способа по изобретению, очистка урана (VI) от актинида (IV) или актинидов (IV) дополнительно включает в себя операцию промывки водной фазы, полученной в результате выделения актинида (IV) или актинидов (IV), путем приведения в контакт этой водной фазы с органической фазой, содержащей экстрагент урана (VI), и далее путем отделения органической фазы от водной фазы.

Данная операция промывки, которая предназначена для удаления из водной фазы, полученной в результате выделения актинида (IV) или актинидов (IV), части урана (VI), который мог быть выделен вместе с этим актинидом (IV) или этими актинидами (IV), предпочтительно осуществляется с использованием органической фазы, содержащей ТВР в качестве экстрагента, в этом случае последний обычно используется в растворе органического растворителя додеканового типа, предпочтительно в объемном отношении, равном или практически равном 30/70.

Система, образованная операцией выделения актинида (IV) или актинидов (IV) и промывки водной фазы, полученной в результате данного выделения, будет называться ниже как «α-комплексообразующий барьер».

В соответствии с настоящим изобретением актинид (IV) или актиниды (IV) предпочтительно выбирают из нептуния (IV), плутония (IV) и тория (IV), и в частности, из нептуния (IV) и плутония (IV).

В соответствии с первым предпочтительным вариантом осуществления способа по изобретению очистка урана (VI) от одного или более актинидов (IV) является очисткой урана (VI) от нептуния (IV).

В соответствии с первой конфигурацией этого первого предпочтительного варианта осуществления, способ по изобретению осуществляется путем введения «α-комплексообразующего барьера» в первый цикл очистки способа PUREX для очистки урана (VI) от нептуния (IV) во время стадии разделения урана и плутония, и в этом случае способ По изобретению предпочтительно включает в себя:

a) стадию очистки урана и плутония, присутствующих в водной фазе, полученной при растворении отработанного ядерного топлива в азотной кислоте, от актинидов (III) и продуктов деления, также присутствующих в данной фазе, причем данная стадия включает:

a₁) по меньшей мере одну операцию совместной экстракции урана в степени окисления VI и плутония в степени окисления IV из водной фазы посредством приведения этой водной фазы в контакт с органической фазой, содержащей ТВР в органическом растворителе, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы; и

а₂) по меньшей мере одну операцию промывки органической фазы, поступающей из a₁), для удаления из данной органической фазы части продуктов деления, экстрагированных во время a₁), посредством приведения указанной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, и далее посредством отделения органической фазы от водной фазы; в результате чего получают органическую фазу, которая содержит уран (VI), плутоний (IV) и нептуний (VI);

b) стадию разделения урана и плутония, присутствующих в органической фазе, поступающей со стадии а), на две водные фазы, - первую водную фазу, содержащую плутоний, очищенный от урана и нептуния, и вторую водную фазу, содержащую уран, очищенный от плутония и нептуния; причем стадия включает:

b₁) операцию выделения плутония, присутствующего в органической фазе, поступающей со стадии а), причем плутоний выделяется в степени окисления III, путем приведения органической фазы, поступающей со стадии а), в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, восстановитель, например уранилнитрат, который восстанавливает плутоний (IV) в плутоний (III) и нептуний (VI) в нептуний (IV) без восстановления урана (VI), и антиазотистый реагент, например нитрат гидразина, и затем путем отделения органической фазы от водной фазы;

b₂) операцию промывки органической фазы, поступающей из b₁), для удаления из данной органической фазы части плутония, которая не была выделена в ходе b₁), путем приведения указанной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, такой же восстановитель и такой же антиазотистый реагент, какие использовались для выделения плутония, и затем путем отделения органической фазы от водной фазы;

b₃) операцию промывки водной фазы, поступающей из b₁), для удаления из данной водной фазы части урана (VI) и нептуния (IV), выделенных в ходе b₁), посредством приведения указанной водной фазы в контакт с органической фазой, содержащей ТВР в органическом растворителе, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы;

b₄) очистку урана (VI) от нептуния (IV), причем данная очистка включает операцию выделения нептуния (IV), присутствующего в органической фазе, поступающей из b₂), путем приведения данной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту и дигликольамид, а затем отделения органической фазы от водной фазы, и операцию промывки водной фазы, полученной в результате операции выделения нептуния (IV), посредством приведения этой водной фазы в контакт с органической фазой, содержащей ТВР в органическом растворителе, и далее посредством отделения органической фазы от водной фазы; и

b₅) операцию выделения урана (VI), присутствующего в органической фазе, полученной в результате операции b₄) выделения нептуния (IV), посредством приведения данной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы.

Таким образом получают первую водную фазу, которая содержит плутоний (III), очищенный от урана и нептуния, и которая поступает из b₃), вторую водную фазу, которая содержит уран (VI), очищенный от плутония и нептуния, и которая поступает из b₅), и третью водную фазу, которая содержит нептуний (IV) и которая поступает из b₄).

В соответствии с другой конфигурацией этого первого предпочтительного варианта осуществления способ по изобретению осуществляется путем введения «α-комплексообразующего барьера» в первый цикл очистки способа СОЕХ™ для очистки урана (VI) от нептуния (IV) во время разделения урана и плутония, и в этом случае способ по изобретению предпочтительно включает в себя:

a) стадию очистки урана и плутония, присутствующих в водной фазе, полученной при растворении отработанного ядерного топлива в азотной кислоте, от актинидов (III) и продуктов деления, также присутствующих в данной фазе, причем данная стадия идентична стадии а), описанной ранее, и приводит, аналогичным образом, к органической фазе, содержащей уран (VI), плутоний (IV) и нептуний (VI);

b) стадию разделения урана и плутония, присутствующих в органической фазе, поступающей со стадии а), на две водные фазы, - первую водную фазу, содержащую плутоний и уран, очищенные от нептуния, и вторую водную фазу, содержащую уран, очищенный от плутония и нептуния; причем данная стадия содержит:

b₁) операцию выделения плутония и части урана, присутствующих в органической фазе, поступающей со стадии а), причем плутоний выделяется в степени окисления III, путем приведения органической фазы, поступающей со стадии а), в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, восстановитель, например уранилнитрат, который восстанавливает плутоний (IV) в плутоний (III) и нептуний (VI) в нептуний (IV) без восстановления урана (VI), и антиазотистый реагент, например нитрат гидразина, и затем путем отделения органической фазы от водной фазы;

b₂) операцию промывки органической фазы, поступающей из b₁), для удаления из данной органической фазы части плутония, которая не была выделена в ходе b₁), путем приведения указанной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, такой же восстановитель и такой же антиазотистый реагент, какие использовались для операции выделения плутония, и затем путем отделения органической фазы от водной фазы;

b₃) операцию промывки водной фазы, поступающей из b₁), для удаления из данной водной фазы части нептуния (IV), выделенной в ходе b₁), посредством приведения данной водной фазы в контакт с органической фазой, содержащей ТВР в органическом растворителе, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы;

b₄) очистку урана (VI) от нептуния (IV), причем данная очистка включает операцию выделения нептуния (IV), присутствующего в органической фазе, поступающей из b₂), посредством приведения данной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту и дигликольамид, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы, и операцию промывки водной фазы, полученной в результате операции выделения нептуния (IV), посредством приведения этой водной фазы в контакт с органической фазой, содержащей ТВР в органическом растворителе, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы; и

b₅) операцию выделения урана, присутствующего в органической фазе, поступающей из операции b₄) выделения нептуния (IV), посредством приведения данной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы.

Таким образом получают первую водную фазу, которая содержит плутоний (III) и уран (VI), очищенные от нептуния, и которая поступает из b₃), вторую водную фазу, которая содержит уран (VI), очищенный от нептуния и плутония, и которая поступает из b₅), и третью водную фазу, которая содержит нептуний (IV) и которая поступает из b₄).

В соответствии со вторым предпочтительным вариантом осуществления способа по изобретению очистка урана (VI) от одного или более актинидов (IV) является очисткой урана (VI) от нептуния (IV) и плутония (IV).

В соответствии с первой конфигурацией этого второго предпочтительного варианта осуществления способ по изобретению осуществляется путем введения «α-комплексообразующего барьера» в первый цикл очистки способа PUREX для очистки урана (VI) от нептуния (IV) и плутония (IV) во время разделения урана и плутония, и в этом случае способ по изобретению предпочтительно включает в себя:

a) стадию очистки урана и плутония, присутствующих в водной фазе, полученной при растворении отработанного ядерного топлива в азотной кислоте, от актинидов (III) и продуктов деления, также присутствующих в данной фазе, причем данная стадия идентична стадии а), описанной ранее, и приводит, аналогичным образом, к органической фазе, содержащей уран (VI), плутоний (IV) и нептуний (VI);

b) стадию разделения урана и плутония, присутствующих в органической фазе, поступающей со стадии а), на две водные фазы, - первую водную фазу, содержащую плутоний, очищенный от урана и нептуния, и вторую водную фазу, содержащую уран, очищенный от плутония и нептуния; причем стадия включает:

b₁) операцию выделения плутония, присутствующего в органической фазе, поступающей со стадии а), причем плутоний выделяется в степени окисления III, путем приведения органической фазы, поступающей со стадии а), в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, восстановитель, например уранилнитрат, который восстанавливает плутоний (IV) в плутоний (III) и нептуний (VI) в нептуний (IV) без восстановления урана (VI), и антиазотистый реагент, например нитрат гидразина, и затем путем отделения органической фазы от водной фазы;

b₂) операцию промывки водной фазы, поступающей из b₁), для удаления из данной фазы части урана (VI) и нептуния (IV), выделенных в ходе b₁), посредством приведения данной водной фазы в контакт с органической фазой, содержащей ТВР в органическом растворителе, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы;

b₃) очистку урана (VI) от нептуния (IV) и плутония (IV), причем данная очистка включает операцию выделения нептуния (IV) и плутония (IV), присутствующих в органической фазе, поступающей из b₁), посредством приведения данной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту и дигликольамид, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы, и операцию промывки водной фазы, полученной в результате операции выделения нептуния (IV), посредством приведения этой водной фазы в контакт с органической фазой, содержащей ТВР в органическом растворителе, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы; и

b₄) операцию выделения урана, присутствующего в органической фазе, полученной из операции b₃) выделения нептуния (IV) и плутония (IV), посредством приведения данной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы.

Таким образом получают первую водную фазу, которая содержит плутоний (III), очищенный от урана и нептуния, и которая поступает из b₂), вторую водную фазу, которая содержит уран (VI), очищенный от нептуния и плутония, и которая поступает из b₄), и третью водную фазу, которая содержит нептуний (IV) и плутоний (IV), очищенные от урана (VI), и которая поступает из b₃).

В соответствии с другой конфигурацией этого второго предпочтительного варианта осуществления способ по изобретению осуществляется путем введения «α-комплексообразующего барьера» в первый цикл очистки способа СОЕХ™ для очистки урана (VI) от нептуния (IV) и плутония (IV) во время разделения урана и плутония, и в этом случае способ по изобретению предпочтительно включает в себя:

a) стадию очистки урана и плутония, присутствующих в водной фазе, полученной при растворении отработанного ядерного топлива в азотной кислоте, от актинидов (III) и продуктов деления, также присутствующих в данной фазе, причем данная стадия идентична стадии а), описанной ранее, и приводит аналогичным образом к органической фазе, содержащей уран (VI), плутоний (IV) и нептуний (VI);

b) стадию разделения урана и плутония, присутствующих в органической фазе, поступающей со стадии а), на две водные фазы, - первую водную фазу, содержащую плутоний и уран, очищенные от нептуния, и вторую водную фазу, содержащую уран, очищенный от нептуния и плутония; причем данная стадия включает:

b₁) операцию выделения плутония и части урана, присутствующих в органической фазе, поступающей со стадии а), причем плутоний выделяется в степени окисления III, путем приведения органической фазы, поступающей со стадии а), в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, восстановитель, например уранилнитрат, который восстанавливает плутоний (VI) в плутоний (III) и нептуний (VI) в нептуний (IV) без восстановления урана (VI), и антиазотистый реагент, например нитрат гидразина, и затем путем отделения органической фазы от водной фазы;

b₂) операцию промывки водной фазы, поступающей из b₁), для удаления из данной водной фазы части нептуния (IV), выделенной в ходе b₁), посредством приведения указанной водной фазы в контакт с органической фазой, содержащей ТВР в органическом растворителе, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы;

b₃) очистку урана (VI) от нептуния (IV) и плутония (IV), причем данная очистка включает операцию выделения нептуния (IV) и плутония (IV), присутствующих в органической фазе, поступающей из b₁), посредством приведения данной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту и дигликольамид, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы, и операцию промывки водной фазы, полученной из операции выделения нептуния (IV), посредством приведения этой водной фазы в контакт с органической фазой, содержащей ТВР в органическом растворителе, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы; и

b₄) операцию выделения урана, присутствующего в органической фазе, полученной из операции b₃) выделения нептуния (IV), посредством приведения данной органической фазы в контакт с водной фазой, содержащей азотную кислоту, и затем посредством отделения органической фазы от водной фазы.

Таким образом, получают первую водную фазу, которая содержит плутоний (III) и уран (VI), очищенные от нептуния, и которая поступает из b₂), вторую водную фазу, которая содержит уран (VI), очищенный от нептуния и плутония, и которая поступает из b₄), и третью водную фазу, которая содержит нептуний (IV) и плутоний (IV), очищенные от урана (VI), и которая поступает из b₃).

Во всех случаях операцию выделения нептуния (IV) или выделения нептуния (IV) и плутония (IV) предпочтительно осуществляют с водным раствором, содержащим от 0,2 моль/л до 3 моль/л азотной кислоты и от 0,01 моль/л до 0,1 моль/л TEDGA.

Кроме того, операцию выделения урана (т.е. операцию, соответствующую b₅) в первом предпочтительном варианте осуществления изобретения, и соответствующую b₄) во втором предпочтительном варианте осуществления изобретения) предпочтительно осуществляют с использованием водного раствора, содержащего от 0,005 моль/л до 0,05 моль/л азотной кислоты и при температуре от 45°C до 55°C.

Другие признаки и преимущества изобретения станут понятны из последующего дополнительного описания, которое относится к иллюстративным вариантам осуществления способа изобретения, а также к экспериментальным испытаниям, позволяющим подтвердить данный способ.

Очевидно, что эти примеры приводятся только для иллюстрации сути изобретения и ни в коем случае не должны рассматриваться как его ограничение.

Краткое описание чертежей

На фиг. 1, по которой уже давались комментарии, представлена упрощенная схема первого цикла очистки способа PUREX, как он применяется на установках в La Hague во Франции.

На фиг. 2 представлена упрощенная схема первого иллюстративного варианта осуществления способа по изобретению, где способ достигается введением «α-комплексообразующего барьера» в первый цикл очистки способа PUREX, проиллюстрированный на фиг. 1, чтобы очистить уран (VI) от нептуния (IV) во время разделения урана и плутония.

На фиг. 3 представлена упрощенная схема второго иллюстративного варианта осуществления способа по изобретению, где способ осуществляется путем замены «Pu барьера» на «α-комплексообразующий барьер» в первом цикле очистки способа PUREX, проиллюстрированного на фиг. 1, для очистки урана (VI) от нептуния (IV) и плутония (IV) во время разделения урана и плутония.

На фиг. 4 представлена упрощенная схема третьего иллюстративного варианта осуществления способа по изобретению, где способ осуществляется путем введения «α-комплексообразующего барьера» в первый ци