RU2454740C1 - Method for neptunium removal during separation of long-living radionuclides - Google Patents
Method for neptunium removal during separation of long-living radionuclides Download PDFInfo
- Publication number
- RU2454740C1 RU2454740C1 RU2010152887/07A RU2010152887A RU2454740C1 RU 2454740 C1 RU2454740 C1 RU 2454740C1 RU 2010152887/07 A RU2010152887/07 A RU 2010152887/07A RU 2010152887 A RU2010152887 A RU 2010152887A RU 2454740 C1 RU2454740 C1 RU 2454740C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neptunium
- extraction
- acid
- extract
- plutonium
- Prior art date
Links
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 30
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 25
- LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N neptunium atom Chemical compound [Np] LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 18
- 238000000926 separation method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 28
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 26
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 23
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 13
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 239000002253 acid Substances 0.000 claims abstract description 10
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 8
- WYOWZDGKSKEXCI-UHFFFAOYSA-N [Np+6] Chemical compound [Np+6] WYOWZDGKSKEXCI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract 2
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 claims description 14
- GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N technetium atom Chemical compound [Tc] GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- KFSLWBXXFJQRDL-UHFFFAOYSA-N Peracetic acid Chemical compound CC(=O)OO KFSLWBXXFJQRDL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- USFZMSVCRYTOJT-UHFFFAOYSA-N Ammonium acetate Chemical compound N.CC(O)=O USFZMSVCRYTOJT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 239000005695 Ammonium acetate Substances 0.000 claims description 3
- 229940043376 ammonium acetate Drugs 0.000 claims description 3
- 235000019257 ammonium acetate Nutrition 0.000 claims description 3
- 238000005194 fractionation Methods 0.000 claims description 3
- VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N Ammonium hydroxide Chemical compound [NH4+].[OH-] VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 239000000908 ammonium hydroxide Substances 0.000 claims description 2
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 claims description 2
- 150000004965 peroxy acids Chemical class 0.000 claims description 2
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 claims description 2
- 241000990237 Neptunia Species 0.000 claims 1
- 238000012545 processing Methods 0.000 abstract description 7
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 4
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 abstract description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 2
- 229940074355 nitric acid Drugs 0.000 abstract 2
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 10
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 5
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical compound [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 4
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 4
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 3
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 3
- ZTQSAGDEMFDKMZ-UHFFFAOYSA-N Butyraldehyde Chemical compound CCCC=O ZTQSAGDEMFDKMZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N Hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 2
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- QWARLPGIFZKIQW-UHFFFAOYSA-N hydrogen peroxide;nitric acid Chemical compound OO.O[N+]([O-])=O QWARLPGIFZKIQW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000006386 neutralization reaction Methods 0.000 description 2
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 2
- 229910052720 vanadium Inorganic materials 0.000 description 2
- LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N vanadium atom Chemical compound [V] LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- IYQHAABWBDVIEE-UHFFFAOYSA-N [Pu+4] Chemical compound [Pu+4] IYQHAABWBDVIEE-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 244000309464 bull Species 0.000 description 1
- 238000010668 complexation reaction Methods 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 230000004807 localization Effects 0.000 description 1
- 239000002925 low-level radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000003960 organic solvent Substances 0.000 description 1
- WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N plutonium uranium Chemical compound [U].[Pu] WJWSFWHDKPKKES-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000007670 refining Methods 0.000 description 1
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 description 1
- -1 uranium peroxides Chemical class 0.000 description 1
- HGBOYTHUEUWSSQ-UHFFFAOYSA-N valeric aldehyde Natural products CCCCC=O HGBOYTHUEUWSSQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005406 washing Methods 0.000 description 1
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
Description
Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выведение нептуния из совместного экстракта нептуния, плутония, урана и технеция в технологические отходы с целью последующего отверждения в виде матрицы долгоживущих радионуклидов.The invention relates to methods for fractionation of long-lived radionuclides in the complex processing of irradiated nuclear fuel (SNF) of nuclear power plants (NPPs) and is directed to the selective removal of neptunium from a combined extract of neptunium, plutonium, uranium and technetium into technological waste for the purpose of subsequent curing in the form of a matrix of long-lived radionuclides.
Известен способ экстракционной переработки ОЯТ АЭС, использующий в качестве экстрагента трибутилфосфат(ТБФ), который представляет собой одну из сильнокислотных версий Пурекс-процесса (Plutonium-Uranium Extraction). Основу этого способа составляет его первый экстракционный цикл, предусматривающий совместное извлечение U, Pu, Np и Tc, совместную реэкстракцию трех последних элементов и реэкстракцию урана. Он включает в себя также разделение Np и Pu на стадии аффинажных операций [Зильберман Б.Я. Развитие Пурекс-процесса для переработки высоковыгоревшего топлива АЭС. Радиохимия 42 (2000), №1, с.3-15] со стабилизацией пары Pu (III)-Np (IV) с помощью Fe (II) и экстракцией Np (IV) в 30% ТБФ, тогда как Pu( III) и Tc реэкстрагируется водным раствором. Такой процесс разделения является весьма громоздким, сильно удорожает переработку ОЯТ АЭС с реакторами на тепловых нейтронах и создает проблему переработки среднеактивных технологических отходов.A known method of extraction processing of spent nuclear fuel of nuclear power plants using tributyl phosphate (TBP) as an extractant, which is one of the strongly acid versions of the Purex process (Plutonium-Uranium Extraction). The basis of this method is its first extraction cycle, which involves the joint extraction of U, Pu, Np and Tc, the joint re-extraction of the last three elements and the re-extraction of uranium. It also includes the separation of Np and Pu at the stage of refining operations [Zilberman B.Ya. Development of the Purex process for the processing of highly burned fuel from nuclear power plants. Radiochemistry 42 (2000), No. 1, pp. 3-15] with stabilization of the Pu (III) -Np (IV) pair with Fe (II) and extraction of Np (IV) in 30% TBP, while Pu (III) and Tc is back-extracted with an aqueous solution. Such a separation process is very cumbersome, greatly increases the cost of reprocessing spent nuclear fuel from reactors with thermal neutrons and creates the problem of processing intermediate-level process waste.
Эти недостатки во многом преодолены благодаря способу [Boullis В., Gue J-P., Bernard С."Process for separating technetium present in an organic solvent with zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, which can be used especially for the reprocessing of spent nuclear fuels". Европейский Патент №0270453 A1, приоритет от 26.11.87] и конкретно реализованы в технологическом процессе, описанном в работе [Bernard С., Miquel P., Viala М. "Advanced Purex process for the new reprocessing plants in France and Japan". Proc. 3 Int. Conf. RECOD'91, Sendai (Japan), AESJ&JAIF, 1991, v.1, p.83-86], согласно которому после совместной экстракции U, Pu, Tc и основной части Np следуют кислотная реэкстракция подавляющей части Тс и далее восстановительная реэкстракция Pu с помощью U (IV) в сильнокислотном режиме, позволяющая вывести Np с потоком U для его сбрасывания в рафинат второго уранового цикла в результате специальной обработки. При всей лаконичности этой схемы ее недостатком является недостаточная селективность, приводящая к попаданию Np во все технологические потоки. Кроме того, здесь второй урановый цикл является обязательным даже в том случае, когда перерабатывается ОЯТ АЭС с очень высоким выгоранием (>60 ГВт*сут/т) и уран не представляет энергетической ценности, так что должен быть выведен в низкоактивные отходы.These shortcomings are largely overcome by the method [Boullis B., Gue JP., Bernard C. "Process for separating technetium present in an organic solvent with zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, which can be used especially for the reprocessing of spent nuclear fuels ". European Patent No. 0270453 A1, priority of 11.26.87] and specifically implemented in the process described in [Bernard C., Miquel P., Viala M. "Advanced Purex process for the new reprocessing plants in France and Japan". Proc. 3 Int. Conf. RECOD'91, Sendai (Japan), AESJ & JAIF, 1991, v.1, p.83-86], according to which, after the joint extraction of U, Pu, Tc and the main part of Np, acid reextraction of the overwhelming part of Tc and then re-extraction of Pu with using U (IV) in a strongly acidic mode, allowing Np to be withdrawn with a U stream for its discharge into the raffinate of the second uranium cycle as a result of special treatment. Despite the laconicism of this scheme, its drawback is the lack of selectivity, leading to the ingress of Np into all process streams. In addition, the second uranium cycle is mandatory here even when the spent nuclear fuel of a nuclear power plant with very high burnup (> 60 GW * day / t) is processed and uranium is of no energy value, so it should be disposed of in low-level waste.
Наиболее близким к заявляемому является способ PARC (Partitioning Conundrum Key) [Uchiyama G., Mineo H. et al. Pare Process as Advanced Purex Process. Proc. Int. Symp. NUCEF 2001, October, 2001 (Tokai-mura, Japan). JAERI. 2002. p.197-205], заключающийся в том, что из органического раствора, полученного в результате экстракции ТБФ и содержащего U, Pu, Np, Tc, с помощью восстановительной реэкстракции бутиральдегидом отделяют Np, а затем с помощью 6 моль/л HNO3 отделяют Tc, после чего следует разделение Pu и U с помощью раствора U (IV). Данные приведены для раствора топлива PWR с выгоранием 44 ГВт*сут/т. Было показано, что из органического раствора извлекается 75% Np и 90% Tc, что является недостаточным для целей фракционирования долгоживущих радионуклидов. При этом 5% Np реэкстрагируется вместе с Pu (III), а оставшаяся часть (~5%) - с ураном. Соответственно локализация Np не является полной, а все продукты экстракционного цикла загрязнены Np выше технологических норм. Таким образом, главным недостатком этого способа является его невысокая селективность, в том числе загрязнение потока нептуния плутонием и последующее попадание последнего в технологические отходы в сверхнормативном количестве.Closest to the claimed is the method of PARC (Partitioning Conundrum Key) [Uchiyama G., Mineo H. et al. Pare Process as Advanced Purex Process. Proc. Int. Symp NUCEF 2001, October, 2001 (Tokai-mura, Japan). JAERI. 2002. p.197-205], consisting in the fact that from the organic solution obtained by extraction of TBP and containing U, Pu, Np, Tc, Np is separated by re-extraction with butyraldehyde, and then with 6 mol / L HNO 3 separate Tc, followed by separation of Pu and U with a solution of U (IV). The data are for a PWR fuel solution with a burnup of 44 GW * day / t. It was shown that 75% Np and 90% Tc are extracted from the organic solution, which is insufficient for the fractionation of long-lived radionuclides. In this case, 5% Np is reextracted together with Pu (III), and the rest (~ 5%) - with uranium. Accordingly, the localization of Np is not complete, and all products of the extraction cycle are contaminated with Np above technological standards. Thus, the main disadvantage of this method is its low selectivity, including pollution of the neptunium stream by plutonium and the subsequent release of the latter into process waste in excess amounts.
Предлагаемым изобретением решается задача получения реэкстракта нептуния, не содержащего U, Pu и Tc, и, как следствие этого, повышение селективности при стабилизации Np (V).The present invention solves the problem of obtaining a neptunium reextract that does not contain U, Pu and Tc, and, as a result of this, increase the selectivity during stabilization of Np (V).
Для решения поставленной задачи предлагается из органического раствора, полученного экстракцией Pu (IV), Np (VI), Tc (VII) и U (VI), а в ряде схем также Zr, разбавленным трибутилфосфатом (ТБФ), селективно отделить Np путем восстановительной реэкстракции Np азотнокислым раствором пероксокислоты, например надуксусной кислоты (НУК) или пероксованадиевой кислоты (ПВК), при конечном содержании в реэкстракте Np 0.7-1.5 моль/л HNO3 и 0.05-0.15 моль/л НУК или ПВК. При этом избыток азотной кислоты, поступающей с экстрактом, нейтрализуют в протоке в точке ввода экстракта с использованием бессолевых реагентов, в частности гидроксида аммония или ацетата аммонияTo solve this problem, it is proposed from an organic solution obtained by extraction of Pu (IV), Np (VI), Tc (VII) and U (VI), and in a number of schemes also Zr diluted with tributyl phosphate (TBP), selectively separate Np by reductive extraction Np with a nitric acid solution of peroxy acid, for example peracetic acid (NAA) or peroxovanadic acid (PVC), with a final content of Np 0.7-1.5 mol / L HNO 3 and 0.05-0.15 mol / L NAA or PVC in the reextract. In this case, the excess of nitric acid supplied with the extract is neutralized in the duct at the point of introduction of the extract using salt-free reagents, in particular ammonium hydroxide or ammonium acetate
Отделение Np может быть осуществлено как после отделения Тс, так и до отделения Tc. В последнем случае вместе с Np реэкстрагируется Zr в тех случаях, когда его извлечение предусмотрено технологической схемой [Дзекун Е.Г., Машкин А.Н., Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С.и др. Процесс переработки облученных твэлов. Патент СССР 1804652 (приоритет от 03.10.89, Бюлл. изобретений 11, 1993)]. В этом случае при необходимости предусматривается частичная нейтрализация водного раствора в протоке экстрактора до указанного выше уровня кислотности менее 1,5 моль/л HNO3.Separation of Np can be carried out both after separation of Tc and before separation of Tc. In the latter case, together with Np, Zr is re-extracted in those cases when its extraction is provided for by the technological scheme [Dzekun EG, Mashkin AN, Zilberman B.Ya., Fedorov Yu.S. et al. Processing of irradiated fuel elements. USSR patent 1804652 (priority from 03.10.89, Bull. Inventions 11, 1993)]. In this case, if necessary, partial neutralization of the aqueous solution in the extractor duct to the above acidity level of less than 1.5 mol / L HNO 3 is provided.
Указанный диапазон концентраций HNO3 определяется тем, что при более низкой концентрации азотной кислоты затруднена отмывка реэкстракта от U, Pu, а также Tc (если он не был отделен ранее); при более высокой концентрации HNO3 невозможна полная реэкстракция Np. При более низкой концентрации НУК не происходит полной реэкстракции нептуния, тогда как при более высокой возможно выпадение осадков пероксидов урана, а также комплексование плутония (IV) вследствие образования перекиси водорода при разложении НУК.The indicated concentration range of HNO 3 is determined by the fact that, at a lower concentration of nitric acid, it is difficult to wash the reextract from U, Pu, as well as Tc (if it has not been separated earlier); at a higher concentration of HNO 3, complete Np reextraction is not possible. At a lower concentration of NAA, complete reextraction of neptunium does not occur, whereas at a higher concentration, precipitation of uranium peroxides is possible, as well as plutonium (IV) complexation due to the formation of hydrogen peroxide upon decomposition of NAA.
Предлагаемый способ поясняется чертежом, на котором изображена схема выделения нептуния в случае предварительного отделения технеция, по которой экстракт Np, Pu, U и Tc (1) поступает в 6 ступень экстракционного блока, туда же подается азотнокислый раствор НУК (3); для более полной отмывки экстракта U, Pu и (Tc) от Np азотнокислый раствор НУК (4) подается также в 12 ступень. Для отмывки реэкстракта Np от U, Pu (Тс) в 1 ступень подается чистый экстрагент (2).The proposed method is illustrated by the drawing, which shows the scheme for the separation of neptunium in the case of preliminary separation of technetium, according to which the extract of Np, Pu, U and Tc (1) enters the 6th stage of the extraction unit, the nitric acid solution of the NAA is also fed there (3); for a more complete washing of the extract of U, Pu, and (Tc) from Np, the nitric acid solution of NAA (4) is also supplied to the 12th stage. To wash the Np reextract from U, Pu (Tc), a pure extractant (2) is fed into the first stage.
Пример 1Example 1
Способ осуществляется следующим образом. Экстракт головного блока 1 цикла переработки облученного ядерного топлива обрабатывают раствором Cr (VI) для получения в экстракте Np (VI); при этом плутоний остается в состоянии Pu (IV). Полученный экстракт Np (VI), Pu (IV), Tc (VII) и U (VI) поступает на селективную кислотную реэкстракцию Tc, в ходе которой отмывается также избыток Cr (VI), а затем на восстановительную реэкстракцию Np (V) азотнокислым раствором НУК, в режиме, обеспечивающим содержание 0.7-1.5 моль/л (45-105 г/л) HNO3 и 5-10 г/л НУК в конечном реэкстракте нептуния. Реэкстрагент вводится как в конец блока, так и в точку ввода экстракта, содержащего Np. Реэкстракт Np (V) отмывается от U и Pu дополнительным потоком экстрагента без дополнительной обработки. Результаты приведены в таблице 1.The method is as follows. The extract of the head block 1 of the reprocessing cycle of irradiated nuclear fuel is treated with a solution of Cr (VI) to obtain Np (VI) in the extract; while plutonium remains in the Pu (IV) state. The obtained extract of Np (VI), Pu (IV), Tc (VII), and U (VI) is supplied to a selective acidic Tc reextraction, during which an excess of Cr (VI) is also washed, and then to a re-extraction of Np (V) with a nitric acid solution NAA, in a regimen providing a content of 0.7-1.5 mol / L (45-105 g / L) of HNO 3 and 5-10 g / L NAA in the final neptunium reextract. The stripping agent is introduced both at the end of the block and at the input point of the extract containing Np. The Np (V) reextract is washed from U and Pu with an additional extractant stream without further processing. The results are shown in table 1.
Пример 2Example 2
Экстракт Np (VI), Pu (IV), U (VI), Tc (VII) и Zr (IV), полученный в головном экстракторе, поступает без отделения Тс на восстановительную реэкстракцию Np (V) азотнокислым раствором перекиси водорода с добавлением пятивалентного ванадия в режиме, аналогичном примеру 1. Принципиальная технологическая схема процесса идентична таковой в примере 1. Технологические показатели процесса реэкстракции Np для случая без предварительного выделения Tc приведены в таблице 2.The extract of Np (VI), Pu (IV), U (VI), Tc (VII) and Zr (IV) obtained in the head extractor is supplied without separation of TC to the re-extraction of Np (V) with nitric acid hydrogen peroxide with the addition of pentavalent vanadium in a mode similar to example 1. The basic technological scheme of the process is identical to that in example 1. Technological parameters of the process of Np back extraction for the case without preliminary isolation of Tc are shown in table 2.
В данном режиме концентрация HNO3 в реэкстракте Np повышается почти до 2 моль/л, при этом Tc преимущественно (но не полностью) остается в экстракте U и Pu, после чего может быть удален кислотной реэкстракцией аналогично прототипу или выведен совместно с плутонием. Наряду с этим полнота реэкстракции Np снижается с 99% до 65%; при этом в поток реэкстракта Np выводится проэкстрагированный Zr.In this mode, the concentration of HNO 3 in the Np reextract increases to almost 2 mol / L, while Tc mainly (but not completely) remains in the U and Pu extract, after which it can be removed by acid reextraction similar to the prototype or removed together with plutonium. Along with this, the completeness of Np stripping decreases from 99% to 65%; at the same time, the extracted Zr is output to the Np re-extract stream.
Пример 3Example 3
Экстракт Np (VI), Pu IV), U (VI), Tc (VII) и Zr (IV), полученный в примере 2, поступает также без отделения Tc на восстановительную реэкстракцию Np (V) азотнокислым раствором перекиси водорода с добавлением пятивалентного ванадия аналогично примеру 2. Принципиальная технологическая схема процесса идентична таковой в примере 2, однако с потоком реэкстрагента 1 вместо азотной кислоты вводят ацетат аммония из расчета снижения кислотности за счет нейтрализации до требуемого уровня 1 моль/л. Технологические показатели процесса реэкстракции Np для этого случая приведены в таблице 3. Они указывают на возвращение этих показателей к значениям, приведенным в примере 1.The extract of Np (VI), Pu IV), U (VI), Tc (VII) and Zr (IV) obtained in Example 2 is also supplied without separation of Tc for the re-extraction of Np (V) with nitric acid hydrogen peroxide with the addition of pentavalent vanadium analogously to example 2. The basic process flow diagram is identical to that in example 2, however, ammonium acetate is introduced instead of nitric acid with a flow of stripping agent 1, taking into account the decrease in acidity due to neutralization to the required level of 1 mol / L. Technological indicators of the Np re-extraction process for this case are shown in table 3. They indicate the return of these indicators to the values given in example 1.
В результате проведенных операций по выделению Np получен его реэкстракт, содержащий менее 0,1 г/л урана и менее 0,01 г/л плутония, что отвечает требуемым показателям разделения элементов. Содержание нептуния в реэкстракте составляет около 0,5 г/л, но может быть повышено до 1,0-1,5 г/л в зависимости от условий проведения реэкстракции.As a result of the operations carried out to isolate Np, a re-extract was obtained containing less than 0.1 g / l of uranium and less than 0.01 g / l of plutonium, which corresponds to the required separation of elements. The content of neptunium in the reextract is about 0.5 g / l, but can be increased to 1.0-1.5 g / l, depending on the conditions of the reextraction.
При этом извлечение Np в реэкстракт составляет более 99% по сравнению с 75% в прототипе.Moreover, the extraction of Np in re-extract is more than 99% compared with 75% in the prototype.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010152887/07A RU2454740C1 (en) | 2010-12-23 | 2010-12-23 | Method for neptunium removal during separation of long-living radionuclides |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2010152887/07A RU2454740C1 (en) | 2010-12-23 | 2010-12-23 | Method for neptunium removal during separation of long-living radionuclides |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2454740C1 true RU2454740C1 (en) | 2012-06-27 |
Family
ID=46682006
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2010152887/07A RU2454740C1 (en) | 2010-12-23 | 2010-12-23 | Method for neptunium removal during separation of long-living radionuclides |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2454740C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2574036C1 (en) * | 2014-08-12 | 2016-01-27 | Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Method of extraction processing of npp spent nuclear fuel |
| RU2642851C2 (en) * | 2015-11-19 | 2018-01-29 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method of extraction and separation of plutonium and neptunium |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0270453A1 (en) * | 1986-12-03 | 1988-06-08 | Commissariat A L'energie Atomique | Process for separating the technetium contained in an organic solvent comprising zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, especially for use in reprocessing irradiated nuclear fuels |
-
2010
- 2010-12-23 RU RU2010152887/07A patent/RU2454740C1/en active
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0270453A1 (en) * | 1986-12-03 | 1988-06-08 | Commissariat A L'energie Atomique | Process for separating the technetium contained in an organic solvent comprising zirconium and at least one other metal such as uranium or plutonium, especially for use in reprocessing irradiated nuclear fuels |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| UCHIYAMA G., MINEO H. et al. PARC (Partitioning Conundrum Key) Pare Process as Advanced Purex Process. Proc. Int. Symp. NUCEF 2001, October 2001 (Tokai-mura, Japan). JAERI. 2002. p.197-205. СТОЛЕР С., РИЧАРДС Р. Переработка ядерного горючего. - М.: Атомиздат, 1964, с.184-213. КОПЫРИН А.А. и др. Технология производства и радиохимической переработки ядерного топлива. - М.: Атомэнергоиздат, 2006, с.206-208, 233. * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2574036C1 (en) * | 2014-08-12 | 2016-01-27 | Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Method of extraction processing of npp spent nuclear fuel |
| RU2642851C2 (en) * | 2015-11-19 | 2018-01-29 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" | Method of extraction and separation of plutonium and neptunium |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2400841C2 (en) | Improved purex method and use thereof | |
| RU2706954C2 (en) | Method of treating aqueous nitrate solution obtained during dissolution of spent nuclear fuel, performed in one cycle and not requiring any operation, including reductive re-extraction of plutonium | |
| RU2558332C9 (en) | Method of treating spent nuclear fuel without need for reductive re-extraction of plutonium | |
| US8753420B2 (en) | Method for selectively recovering americium from a nitric aqueous phase | |
| CN102473467A (en) | Improved method for treating spent nuclear fuel | |
| RU2663882C1 (en) | Method for recycling nuclear waste, including uranium (vi) purification from at least one actinide (iv) by producing actinide (iv) complex | |
| Natarajan | Reprocessing of spent fast reactor nuclear fuels | |
| RU2080666C1 (en) | Method for processing of active nitrate raffinates produced by regeneration of nuclear fuel | |
| US8454913B2 (en) | Use of butyraldehyde oxime as an anti-nitrous agent in an operation for the reductive stripping of plutonium | |
| US4229421A (en) | Purification of plutonium | |
| RU2132578C1 (en) | Method of processing irradiated nuclear fuel on nuclear power plants | |
| RU2454740C1 (en) | Method for neptunium removal during separation of long-living radionuclides | |
| US3949049A (en) | Method of stripping plutonium from tributyl phosphate solution which contains dibutyl phosphate-plutonium stable complexes | |
| Malmbeck et al. | EURO-GANEX, a Process for the Co-separation of TRU | |
| RU2574036C1 (en) | Method of extraction processing of npp spent nuclear fuel | |
| JP3310765B2 (en) | High-level waste liquid treatment method in reprocessing facility | |
| RU2184083C2 (en) | Method of purifying uranium(vi) from technetium(vii) | |
| CN116200599B (en) | A method for reducing plutonium and neptunium content in uranium product solutions from the PUREX process of spent fuel reprocessing. | |
| RU2066489C1 (en) | Method of reducing separation of neptunium and plutonium | |
| RU2535332C2 (en) | App irradiated fuel processing method | |
| RU2642851C2 (en) | Method of extraction and separation of plutonium and neptunium | |
| RU2384902C1 (en) | Method of purifying uranium oxides from impurities | |
| Dhami et al. | Validation of the flow-sheet proposed for reprocessing of AHWR spent fuel: counter-current studies using TBP | |
| RU2447523C2 (en) | Method for treatment of reprocessed uranium | |
| JPH11287890A (en) | Reprocessing of spent nuclear fuel |