[go: up one dir, main page]

RU2593831C1 - Method of extracting uranium and plutonium - Google Patents

Method of extracting uranium and plutonium Download PDF

Info

Publication number
RU2593831C1
RU2593831C1 RU2015139114/07A RU2015139114A RU2593831C1 RU 2593831 C1 RU2593831 C1 RU 2593831C1 RU 2015139114/07 A RU2015139114/07 A RU 2015139114/07A RU 2015139114 A RU2015139114 A RU 2015139114A RU 2593831 C1 RU2593831 C1 RU 2593831C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
extraction
plutonium
extractant
stage
uranium
Prior art date
Application number
RU2015139114/07A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2593831C9 (en
Inventor
Владимир Иванович Волк
Сергей Николаевич Веселов
Владимир Николаевич Рубисов
Михаил Васильевич Логунов
Константин Николаевич Двоеглазов
Александр Николаевич Машкин
Константин Владимирович Бугров
Владимир Николаевич Алексеенко
Петр Михайлович Гаврилов
Сергей Иванович Смирнов
Original Assignee
Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" filed Critical Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара"
Priority to RU2015139114A priority Critical patent/RU2593831C9/en
Publication of RU2593831C1 publication Critical patent/RU2593831C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2593831C9 publication Critical patent/RU2593831C9/en

Links

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

FIELD: nuclear physics and engineering; processing and recycling of wastes.
SUBSTANCE: method of extracting uranium and plutonium from an aqueous solution involves two successive steps of counterflow treatment of water stream (flow supply) with recycled extractant, as a rule, 30 % solution of tributyl phosphate in an inert diluent. First step is performed in beyond limit mode. Second step is carried out in pre-limit mode (full extraction mode). Extract obtained at second step, without removal from extraction device, is merged with to recycling solvent, supplied to first extraction step, with satisfaction of conditions Co·(V′o-V′′o)≥1.04·Cv·Vv, at that V′o≥V′′o, where Co is maximum achievable concentration of sum of extracted uranium and plutonium in an organic stream (capacity of extractant), V′o and V′′o are values of recycled extractant streams of first and second steps respectively; Cv is concentration of sum of extracted uranium and plutonium in water stream and Vv is water flow value.
EFFECT: increased process stability and eliminating constraints on implementation thereof.
2 cl, 2 dwg, 2 tbl

Description

Изобретение относится к радиохимической переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ), конкретно - к экстракционному извлечению урана и плутония при переработке ОЯТ с использованием растворов трибутилфосфата (ТБФ) в инертном разбавители.The invention relates to radiochemical reprocessing of irradiated nuclear fuel (SNF), and in particular, to extraction extraction of uranium and plutonium during reprocessing of SNF using solutions of tributyl phosphate (TBP) in inert diluents.

Практически во всех случаях извлечение урана, плутония и некоторых сопутствующих элементов (нептуний, технеций) реализуется в простом противоточном процессе с умеренным, 70-75% от стехиометрического, насыщением экстракта суммой экстрагируемых металлов. Такой режим принят практически везде и переходит без изменений из одной технологической схемы в другую (см., например, Копырин А.А., Карелин А.И., Карелин В.А., Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. М., Атомэнергиздат, стр. 197-335, 2006 г. ) и определяется, в основном, требованием к полноте извлечения урана и плутония при умеренном числе ступеней экстракции.In almost all cases, the extraction of uranium, plutonium, and some associated elements (neptunium, technetium) is realized in a simple countercurrent process with moderate, 70-75% of the stoichiometric saturation of the extract with the sum of the extracted metals. This mode is adopted almost everywhere and goes unchanged from one technological scheme to another (see, for example, Kopyrin A.A., Karelin A.I., Karelin V.A., Production technology and radiochemical processing of nuclear fuel. M., Atomenergizdat, pp. 197-335, 2006) and is determined mainly by the requirement for completeness of extraction of uranium and plutonium with a moderate number of extraction stages.

Недостатки способа:The disadvantages of the method:

1. Относительно невысокая степень очистки целевых продуктов (U, Pu) от радиоактивных и стабильных примесей, обусловленная тем, что в «заурановой» зоне противоточного процесса примеси извлекаются полным потоком оборотного экстрагента, что препятствует их переходу в рафинат, вследствие чего в головном экстракторе создается зона накопления примесей и поступление примесей в относительно низконасыщенный экстракт.1. A relatively low degree of purification of the target products (U, Pu) from radioactive and stable impurities, due to the fact that in the "uranium" zone of the countercurrent process, the impurities are extracted with a full stream of circulating extractant, which prevents their transition to the raffinate, as a result of which a head extractor is created the zone of accumulation of impurities and the entry of impurities into a relatively low saturated extract.

2. Повышенный объем циркулирующего в цикле экстрагента, который после исчерпания технологического ресурса становится горючим жидким радиоактивным отходом.2. The increased volume of extractant circulating in the cycle, which after the exhaustion of the technological resource becomes a combustible liquid radioactive waste.

Перечисленные недостатки устранены в способе экстракционного извлечения урана и плутония (Патент РФ №2513040, МПК G21C 19/46. Опубл. 20.04.2014 в Бюл. №11), согласно которому непрерывный экстракционный процесс осуществляется в две стадии. На первой стадии водный поток питания обрабатывают оборотным экстрагентом в запредельном режиме с выполнением условия

Figure 00000001
, где Vo - величина органического потока, Co - предельно достижимая концентрация суммы извлекаемых элементов в этом потоке (емкость экстрагента), Vв - величина водного потока и Cв - концентрация извлекаемых элементов в этом потоке. Экстракт в этой стадии является насыщенным до уровня, близкого к предельному.These disadvantages are eliminated in the method of extraction extraction of uranium and plutonium (RF Patent No. 2513040, IPC G21C 19/46. Published on 04/20/2014 in Bull. No. 11), according to which the continuous extraction process is carried out in two stages. At the first stage, the water supply stream is treated with a circulating extractant in a transcendental mode with the fulfillment of the condition
Figure 00000001
where V o is the value of the organic stream, C o is the maximum attainable concentration of the sum of recoverable elements in this stream (extractant capacity), V in is the value of the water flow, and C in is the concentration of recoverable elements in this stream. The extract in this stage is saturated to a level close to the limit.

Водный поток после первой стадии (промежуточный рафинат) обрабатывают дополнительным потоком оборотного экстрагента в допредельном режиме (режим полного извлечения) с выполнением условия

Figure 00000002
, где
Figure 00000003
- величина дополнительного органического потока и
Figure 00000004
- концентрация извлекаемых элементов в водном потоке после первой стадии процесса.The water stream after the first stage (intermediate raffinate) is treated with an additional stream of circulating extractant in a prelimit mode (full extraction mode) with the condition
Figure 00000002
where
Figure 00000003
- the value of the additional organic flow and
Figure 00000004
- the concentration of recoverable elements in the water stream after the first stage of the process.

Далее органические экстракты, полученные на первой и второй стадиях, объединяют и объединенный поток направляют на последующие операции.Next, the organic extracts obtained in the first and second stages are combined and the combined stream is directed to subsequent operations.

Проведение экстракционного извлечения урана и плутония по изложенному способу позволяет сочетать повышенное насыщение объединенного экстракта за счет близкого к предельному насыщению экстракта первой стадии и повышенную очистку за счет подачи на стадию доизвлечения уменьшенного потока оборотного экстрагента.Carrying out the extraction extraction of uranium and plutonium according to the method described above, it is possible to combine increased saturation of the combined extract due to close to the maximum saturation of the extract of the first stage and increased purification due to the supply of a reduced recycle extractant stream to the recovery stage.

Проверка способа, в том числе при переработке реального ОЯТ ВВЭР, показала возможность получения уран-плутониевых экстрактов с повышением насыщения до 85% от стехиометрического (~110 г/л по сумме извлекаемых металлов) при повышении очистки от примесей в 3-5 раз.Verification of the method, including the processing of real VVER SNF, showed the possibility of obtaining uranium-plutonium extracts with an increase in saturation up to 85% of stoichiometric (~ 110 g / l by the amount of extracted metals) with an increase in purification from impurities by 3-5 times.

По технической сущности этот способ является наиболее близким к заявляемому способу и выбран в качестве прототипа. Вместе с тем анализ расчетных и экспериментальных проверок способа, а также анализ возможности реализации способа при различном аппаратурном оформлении процесса выявил ряд существенных недостатков способа прототипа:By technical nature, this method is the closest to the claimed method and is selected as a prototype. However, the analysis of calculated and experimental checks of the method, as well as the analysis of the feasibility of the method with various hardware design process revealed a number of significant disadvantages of the prototype method:

1. Близкое к предельному насыщение экстракта первой стадии достигается при достаточно высоком содержании экстрагируемых металлов в промежуточном рафинате (рафинате первой стадии), а поток оборотного экстрагента (следовательно, и экстракта) второй стадии должен быть минимальным, т.к. он является разбавляющим при объединении экстрактов. Выполнение этих требований приводит к потере технологической устойчивости процесса: и водная, и органическая фазы в ступенях блока, близких к выходу рафината, содержат значительные количества урана и плутония и даже небольшое нерегламентное повышение расхода водного потока питания приведет к сбросу извлекаемых продуктов в рафинат, что недопустимо.1. Close to the maximum saturation of the extract of the first stage is achieved with a sufficiently high content of extractable metals in the intermediate raffinate (raffinate of the first stage), and the flow of circulating extractant (therefore, of the extract) of the second stage should be minimal, because It is diluting when combining extracts. Fulfillment of these requirements leads to a loss of technological stability of the process: both the aqueous and organic phases in the block steps close to the raffinate outlet contain significant amounts of uranium and plutonium and even a small unregulated increase in the flow rate of the water supply stream will lead to the discharge of recoverable products into the raffinate, which is unacceptable .

2. Состав промежуточного рафината в способе-прототипе

Figure 00000005
зависит от многих факторов (содержание урана и плутония в потоке питания, число ступеней первой стадии, поток экстрагента первой стадии) и может быть установлен только в предварительных тестовых испытаниях процесса, что не всегда возможно. В противном случае выбор основных параметров процесса, т.е. выбор величин потоков экстрагента первой и второй стадий может оказаться неоптимальным и даже привести к запредельному режиму общего процесса, экстракции, что недопустимо, т.к. приведет к сбросу извлекаемых продуктов в рафинат.2. The composition of the intermediate raffinate in the prototype method
Figure 00000005
depends on many factors (the content of uranium and plutonium in the feed stream, the number of stages of the first stage, the flow of extractant of the first stage) and can only be established in preliminary test tests of the process, which is not always possible. Otherwise, the selection of the main process parameters, i.e. the choice of the values of the flows of the extractant of the first and second stages may turn out to be suboptimal and even lead to a prohibitive mode of the general process, extraction, which is unacceptable, because will result in the discharge of recoverable products into the raffinate.

3. Структура органических потоков в способе-прототипе существенно ограничивает его аппаратурное оформление. Он не может быть реализован при использовании экстракционных колонн, которые преимущественно применяются на современных заводах по переработке ОЯТ (см. первую ссылку). Такие колонны работают с единственной отстойной зоной (как правило, нижней) и раздельный вывод экстрактов первой и второй стадии для них исключен.3. The structure of organic streams in the prototype method significantly limits its hardware design. It cannot be implemented using extraction columns, which are mainly used in modern SNF reprocessing plants (see the first link). Such columns operate with a single settling zone (usually the lower one) and separate extraction of extracts of the first and second stages is excluded for them.

Техническим результатом предлагаемого изобретения является повышение технологической устойчивости процесса и устранение ограничений по его аппаратурному оформлению.The technical result of the invention is to increase the technological stability of the process and remove limitations on its hardware design.

Указанный технический результат достигается в способе экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора, полученного при растворении облученного ядерного топлива, включающем две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным экстрагентом, как правило 30% раствором трибутилфосфата в инертном разбавителе, первая из которых выполняется в запредельном режиме, а вторая - в допредельном режиме (режиме полного извлечения), причем экстракт, получаемый на второй стадии экстракции, без вывода из экстракционного аппарата, присоединяют к оборотному экстрагенту, поступающему на первую стадию экстракции, с выполнением условия

Figure 00000006
, при этом
Figure 00000007
, где Co - предельно достижимая концентрация суммы извлекаемых урана и плутония в органическом потоке (емкость экстрагента),
Figure 00000008
и
Figure 00000009
- величины потоков оборотного экстрагента первой и второй стадий соответственно; Св - концентрация суммы извлекаемых урана и плутония в водном потоке и Vв - величина водного потока.The specified technical result is achieved in a method for the extraction of uranium and plutonium from an aqueous solution obtained by dissolving irradiated nuclear fuel, which includes two successive stages of countercurrent treatment of the water stream (feed stream) with a reverse extractant, usually a 30% solution of tributyl phosphate in an inert diluent, the first of which is carried out in a prohibitive mode, and the second in a pre-limiting mode (full extraction mode), and the extract obtained in the second stage of extraction, without water from the extraction apparatus is attached to the circulating extractant entering the first stage of extraction, with the fulfillment of the condition
Figure 00000006
, wherein
Figure 00000007
, where C o is the maximum attainable concentration of the sum of extracted uranium and plutonium in the organic stream (extractant capacity),
Figure 00000008
and
Figure 00000009
- the magnitude of the flows of circulating extractant of the first and second stages, respectively; C in is the concentration of the sum of extracted uranium and plutonium in the water stream and V in is the value of the water stream.

На вторую стадию направляют поток оборотного экстрагента, удовлетворяющий условию

Figure 00000010
.In the second stage direct the flow of circulating extractant, satisfying the condition
Figure 00000010
.

Протяженность зоны массообмена первой стадии экстракции соответствует условию

Figure 00000011
, где Lобщ - протяженность всей зоны массообмена процесса экстракции и L1 - протяженность зоны массообмена первой стадии экстракции.The length of the mass transfer zone of the first extraction stage corresponds to the condition
Figure 00000011
, where L total is the length of the entire mass transfer zone of the extraction process and L 1 is the length of the mass transfer zone of the first extraction stage.

Коэффициент 1,04 в соотношении

Figure 00000012
ограничивает насыщение общего органического потока (~96% от стехиометрии), что исключает переход процесса в запредельный режим.The ratio of 1.04 in the ratio
Figure 00000012
limits the saturation of the total organic flow (~ 96% of stoichiometry), which excludes the transition of the process to the beyond.

Ограничение величины потока оборотного экстрагента второй стадии соответствует задаче извлечения преобладающей части урана и плутония на первой стадии, а оптимизированное соотношение потоков первой и второй стадий отвечает согласованному выполнению требований к процессу: высокое насыщение экстракта, полнота извлечения и повышенная очистка.Limiting the magnitude of the flow of the circulating extractant of the second stage corresponds to the task of extracting the predominant part of uranium and plutonium in the first stage, and the optimized ratio of the flows of the first and second stages corresponds to the coordinated fulfillment of the process requirements: high saturation of the extract, completeness of extraction, and increased purification.

Отношение протяженности зоны первой стадии к протяженности всей зоны массообмена также определяется требованием согласованной эффективности первой и второй стадий процесса.The ratio of the length of the zone of the first stage to the length of the entire zone of mass transfer is also determined by the requirement of coordinated effectiveness of the first and second stages of the process.

При проведении процесса экстракции урана и плутония по предлагаемому способу устраняются перечисленные выше недостатки способа-прототипа:When carrying out the extraction process of uranium and plutonium by the proposed method, the above disadvantages of the prototype method are eliminated:

1. При одновременной подаче на первую стадию экстракции оборотного экстрагента 1 стадии и экстракта 2 стадии извлечение урана и плутония на 1 стадии существенно возрастет за счет: а) дополнительного поступления свободного экстрагента с ненасыщенным экстрактом 2 стадии; и б) увеличения коэффициента экстракции,

Figure 00000013
(α - коэффициент распределения, n - соотношение потоков органической и водной фаз), за счет увеличения органического потока. Оба фактора приводят к радикальному снижению содержания извлекаемых элементов в промежуточном рафинате 1 стадии, снижению накопления урана и плутония на ступенях 2 стадии и повышению технологической устойчивости процесса в целом.1. With simultaneous supply to the first stage of extraction of a reverse extractant of stage 1 and an extract of stage 2, the extraction of uranium and plutonium in stage 1 will increase significantly due to: a) the additional supply of free extractant with an unsaturated extract of stage 2; and b) increasing the extraction coefficient,
Figure 00000013
(α is the distribution coefficient, n is the ratio of the flows of the organic and aqueous phases), due to an increase in the organic flow. Both factors lead to a radical decrease in the content of recoverable elements in the intermediate raffinate of stage 1, a decrease in the accumulation of uranium and plutonium in stages of stage 2, and an increase in the technological stability of the process as a whole.

2. Для организации процесса, т.е. определения величин

Figure 00000014
и
Figure 00000015
, необходимо знать только состав и расход водного потока питания, что всегда известно.2. To organize the process, ie determination of quantities
Figure 00000014
and
Figure 00000015
, you only need to know the composition and flow rate of the water supply stream, which is always known.

3. В предлагаемом способе ни один поток из головного экстрактора (блок дискретных аппаратов, экстракционная колонна) не выводится, что снимает ограничения с применяемого в способе аппаратурного оформления процесса экстракции.3. In the proposed method, not a single stream from the head extractor (block of discrete apparatuses, extraction column) is not output, which removes the restrictions used in the method of hardware design of the extraction process.

В качестве примера было проведено сопоставительное математическое моделирование процесса экстракции урана и плутония по способу-прототипу и по предлагаемому способу. Условия проведения процесса (общее число ступеней в блоке, число ступеней на первой и второй стадиях процесса, состав потока питания, расходы потока питания и оборотного экстрагента первой и второй стадий, эффективность каждой из ступеней) были приняты одинаковыми для способа-прототипа и для предлагаемого способа. Различие состояло только в структуре органических потоков, что и отражено на фиг. 1 и фиг. 2, где схематично представлено движение потоков в способе-прототипе (фиг. 1) и в предлагаемом способе (фиг. 2).As an example, a comparative mathematical modeling of the extraction process of uranium and plutonium was carried out according to the prototype method and the proposed method. The conditions of the process (the total number of steps in the block, the number of steps in the first and second stages of the process, the composition of the power flow, the flow rate of the power supply and circulating extractant of the first and second stages, the efficiency of each of the steps) were assumed to be the same for the prototype method and for the proposed method . The difference consisted only in the structure of organic flows, which is reflected in FIG. 1 and FIG. 2, which schematically shows the movement of flows in the prototype method (Fig. 1) and in the proposed method (Fig. 2).

Условия численного эксперимента следующие. Состав потока питания, г/л: азотная кислота - 189; уран - 300; плутоний - 3,082; нептуний - 0,23; цирконий - 1,04 и технеций - 0,36.The conditions of the numerical experiment are as follows. The composition of the feed stream, g / l: nitric acid - 189; uranium - 300; plutonium - 3,082; neptunium - 0.23; zirconium - 1.04 and technetium - 0.36.

Расход потока питания (Vв) - 100 единиц/час,Power flow rate (V in ) - 100 units / hour,

Расход оборотного экстрагента (30% трибутилфосфат в инертном разбавителе) первой стадии

Figure 00000016
- 180 единиц/час, второй стадии
Figure 00000017
единиц/час,
Figure 00000018
, условие
Figure 00000019
выполняется.Revolving extractant consumption (30% tributyl phosphate in an inert diluent) of the first stage
Figure 00000016
- 180 units / hour, second stage
Figure 00000017
units / hour
Figure 00000018
condition
Figure 00000019
performed.

Общее число ступеней в блоке - 10, из них в зоне первой стадии (I) - 3, в зоне второй стадии (II) - 7, эффективность каждой ступени - 95%.The total number of steps in the block is 10, of which 3 in the zone of the first stage (I), 7 in the zone of the second stage (II), the efficiency of each stage is 95%.

Распределение урана и плутония в водной и органической фазах по ступеням блока представлено в табл.1. Нумерация ступеней - от ступени выхода рафината (1-я) до ступени входа потока питания (10-я).The distribution of uranium and plutonium in the aqueous and organic phases over the block steps is presented in Table 1. The numbering of the steps is from the raffinate output stage (1st) to the power flow input stage (10th).

Figure 00000020
Figure 00000020

При насыщении органического потока экстрагируемыми металлами его объем несколько увеличивается, расчетный поток экстракта составляет 261,3 ед. Следовательно, насыщение по сумме урана и плутония в пересчете на оборотный экстрагент и в способе-прототипе, и в предлагаемом способе составляет 121,3 г/л или 93,3% от стехиометрического.When the organic stream is saturated with extractable metals, its volume slightly increases; the calculated extract stream is 261.3 units. Therefore, the saturation by the sum of uranium and plutonium in terms of recycle extractant and in the prototype method, and in the proposed method is 121.3 g / l or 93.3% of the stoichiometric.

В предлагаемом способе вся зона второй стадии экстракции (ступени 1-7) практически свободна от извлекаемых урана и плутония, в способе-прототипе эти ступени заполнены и концентрация урана и плутония уже в водной фазе 2 ступени приближается к недопустимой.In the proposed method, the entire zone of the second extraction stage (stages 1-7) is practically free of recoverable uranium and plutonium, in the prototype method these stages are filled and the concentration of uranium and plutonium already in the aqueous phase of stage 2 is approaching unacceptable.

Был выполнен еще один численный эксперимент. В условия его выполнения внесено одно изменение: зона первой стадии увеличена до 4 ступеней, соответственно зона второй стадии составила 6 ступеней. Остальные условия без изменений. Распределение урана и плутония по ступеням представлено в табл. 2.Another numerical experiment was performed. One change was made to the conditions for its implementation: the zone of the first stage was increased to 4 steps, respectively, the zone of the second stage was 6 steps. The remaining conditions are unchanged. The distribution of uranium and plutonium in steps is presented in table. 2.

Figure 00000021
Figure 00000021

Как видно из данных табл. 2, заполнение зоны второй стадии экстракции при ее сокращении в способе-прототипе возросло и недопустимая концентрация (с точки зрения сброса в рафинат) урана обнаруживается уже в первой ступени.As can be seen from the data table. 2, the filling of the zone of the second stage of extraction with its reduction in the prototype method has increased and an unacceptable concentration (from the point of view of discharge into the raffinate) of uranium is already detected in the first stage.

В предлагаемом способе, как и в примере 1, ступени 1-7 практически свободны от урана и плутония.In the proposed method, as in example 1, steps 1-7 are practically free of uranium and plutonium.

В реальном техническом процессе это означает, что при неизбежных флуктуациях расхода потока питания при проведении процесса по способу-прототипу даже незначительное и кратковременное повышение расхода приведет к недопустимым потерям урана и плутония с рафинатом. При проведении процесса по предлагаемому способу в этом случае будет происходить только частичное заполнение зоны второй стадии экстракции ураном и плутонием и освобождение зоны при возвращении расхода к регламентному.In a real technical process, this means that in the event of unavoidable fluctuations in the flow rate of the feed stream during the process according to the prototype method, even a slight and short-term increase in the flow rate will lead to unacceptable losses of uranium and plutonium with raffinate. When carrying out the process according to the proposed method in this case, only a partial filling of the zone of the second stage of extraction with uranium and plutonium will occur and the zone will be released when the flow returns to the routine.

Таким образом, по всем важным параметрам процесса экстракции урана и плутония - технологическая устойчивость, оптимальное распределение оборотного экстрагента и зон массообмена по стадиям процесса и отсутствие ограничений по аппаратному оформлению процесса - предлагаемый способ демонстрирует превосходство над прототипом.Thus, for all the important parameters of the extraction process of uranium and plutonium - technological stability, the optimal distribution of circulating extractant and mass transfer zones by process stages and the absence of restrictions on the hardware design of the process - the proposed method demonstrates superiority over the prototype.

Claims (3)

1. Способ экстракционного извлечения урана и плутония из водного раствора, полученного при растворении облученного ядерного топлива, включающий две последовательные стадии противоточной обработки водного потока (потока питания) оборотным экстрагентом, как правило, 30% раствором трибутилфосфата в инертном разбавителе, первая из которых выполняется в запредельном режиме, а вторая - в допредельном режиме (режиме полного извлечения), отличающийся тем, что экстракт, получаемый на второй стадии экстракции, без вывода из экстракционного аппарата, присоединяют к оборотному экстрагенту, поступающему на первую стадию экстракции, с выполнением условия Cо·(V′о-V′′о)≥1,04·Cв·Vв, при этом V′о≥V′′о, где Со - предельно достижимая концентрация суммы извлекаемых урана и плутония в органическом потоке (емкость экстрагента), V′о и V′′о - величины потоков оборотного экстрагента первой и второй стадий соответственно; Cв - концентрация суммы извлекаемых урана и плутония в водном потоке и Vв - величина водного потока.1. A method for the extraction of uranium and plutonium from an aqueous solution obtained by dissolving irradiated nuclear fuel, comprising two successive stages of countercurrent treatment of a water stream (feed stream) with a reverse extractant, usually a 30% tributyl phosphate solution in an inert diluent, the first of which is carried out in transcendental mode, and the second in pre-limiting mode (full extraction mode), characterized in that the extract obtained in the second stage of extraction, without withdrawal from the extraction apparatus and is attached to the negotiable extractant input to the first extraction step, with the conditions of implementation C · (V 'of -V''of) ≥1,04 · C · V in a, wherein V' of ≥V '' of where C o is the maximum attainable concentration of the sum of extracted uranium and plutonium in the organic stream (extractant capacity), V ′ o and V ′ ′ o are the values of the circulating extractant flows of the first and second stages, respectively; C in - concentration of the sum of extracted uranium and plutonium in the water stream and V in - the value of the water stream. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что на вторую стадию направляют поток оборотного экстрагента, удовлетворяющий условию V′′o=(0,35÷1)·V′о.2. The method according to p. 1, characterized in that the flow of the circulating extractant, satisfying the condition V ′ ′ o = (0.35 ÷ 1) · V ′ o, is directed to the second stage. 3. Способ по пп. 1, 2, отличающийся тем, что протяженность зоны массообмена первой стадии экстракции соответствует условию L1=(0,2÷04)·Lобщ, где Lобщ - протяженность всей зоны массообмена процесса экстракции и L1 - протяженность зоны массообмена первой стадии экстракции. 3. The method according to PP. 1, 2, characterized in that the length of the mass transfer zone of the first extraction stage corresponds to the condition L 1 = (0.2 ÷ 04) · L total , where L total - the length of the entire mass transfer zone of the extraction process and L 1 - the length of the mass transfer zone of the first extraction stage .
RU2015139114A 2015-09-14 2015-09-14 Method of extracting uranium and plutonium RU2593831C9 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015139114A RU2593831C9 (en) 2015-09-14 2015-09-14 Method of extracting uranium and plutonium

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2015139114A RU2593831C9 (en) 2015-09-14 2015-09-14 Method of extracting uranium and plutonium

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2593831C1 true RU2593831C1 (en) 2016-08-10
RU2593831C9 RU2593831C9 (en) 2017-02-16

Family

ID=56613150

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2015139114A RU2593831C9 (en) 2015-09-14 2015-09-14 Method of extracting uranium and plutonium

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2593831C9 (en)

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB865778A (en) * 1957-07-26 1961-04-19 Atomic Energy Commission Processing aqueous nitric acid solutions containing uranium or plutonium
RU2354728C2 (en) * 2007-03-16 2009-05-10 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" (ОАО "СХК") Method of extraction reprocessing of restored uranium
WO2012042525A1 (en) * 2010-10-01 2012-04-05 The Secretary, Department Of Atomic Energy A tributyl phosphate-nitrate solvent extraction process for producing high purity nuclear grade rare earth metal oxides
RU2447523C2 (en) * 2010-06-11 2012-04-10 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Method for treatment of reprocessed uranium
RU2513040C2 (en) * 2012-06-19 2014-04-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" Uranium and plutonium extraction method

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB865778A (en) * 1957-07-26 1961-04-19 Atomic Energy Commission Processing aqueous nitric acid solutions containing uranium or plutonium
RU2354728C2 (en) * 2007-03-16 2009-05-10 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" (ОАО "СХК") Method of extraction reprocessing of restored uranium
RU2447523C2 (en) * 2010-06-11 2012-04-10 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Method for treatment of reprocessed uranium
WO2012042525A1 (en) * 2010-10-01 2012-04-05 The Secretary, Department Of Atomic Energy A tributyl phosphate-nitrate solvent extraction process for producing high purity nuclear grade rare earth metal oxides
RU2513040C2 (en) * 2012-06-19 2014-04-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" Uranium and plutonium extraction method

Also Published As

Publication number Publication date
RU2593831C9 (en) 2017-02-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8795610B2 (en) Process for reprocessing spent nuclear fuel not requiring a plutonium-reducing stripping operation
CN101449338B (en) Process for reprocessing a spent nuclear fuel and of preparing a mixed uranium-plutonium oxide
CN107245588B (en) A method of the extraction and recovery neptunium from spentnuclear fuel post-processing waste liquid
US8354085B1 (en) Actinide and lanthanide separation process (ALSEP)
Gupta et al. Dispersion-free solvent extraction of U (VI) in macro amount from nitric acid solutions using hollow fiber contactor
Suresh et al. Mixer-settler runs for the evaluation of tri-iso-amyl phosphate (TiAP) as an alternate extractant to tri-n-butyl phosphate (TBP) for reprocessing applications
KR20090029819A (en) Separation of chemical elements from uranium (VI) using an aqueous phase containing nitrogen in the uranium extraction cycle
JP5363465B2 (en) Use of butyraldehyde oxime as an anti-nitrite agent in plutonium reductive stripping operations
RU2593831C1 (en) Method of extracting uranium and plutonium
Serrano-Purroy et al. Towards a DIAMEX process using high active concentrate. Production of genuine solutions
Malmbeck et al. EURO-GANEX, a Process for the Co-separation of TRU
RU2574036C1 (en) Method of extraction processing of npp spent nuclear fuel
Melent’ev et al. The influence of deviations in process parameters on the purification of uranium from different radionuclides
Kostanyan et al. Extraction of uranyl, ytterbium, and lanthanum nitrates in a three-compartment multiphase extractor
Palkin Calculation of a cascade system for the purification of regenerated uranium hexafluoride from 232,234,236 U
Duan et al. Demonstration of an improved total partitioning process for high level liquid waste using annular centrifugal contactors
Aneheim et al. Single centrifugal contactor test of a proposed group actinide extraction process for partitioning and transmutation purposes
Dhami et al. Validation of the flow-sheet proposed for reprocessing of AHWR spent fuel: counter-current studies using TBP
GB2217097A (en) Separation process and apparatus
RU2691132C1 (en) Method of plutonium extraction and purification
RU2012125611A (en) METHOD FOR EXTRACTION EXTRACTION OF URANIUM AND PLUTONIUM
RU2686076C1 (en) Method of purifying extract of actinides of first extraction cycle of purex-process from technetium
RU2623943C1 (en) Extraction mixture for the recovery of tpe and ree from high-active rafinat of npp snf processing and the method of its use (versions)
JP7108519B2 (en) Isolation method for minor actinides
Chesne et al. Recovery of transuranium elements from nuclear fuels

Legal Events

Date Code Title Description
TH4A Reissue of patent specification