RU2574036C1 - Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс - Google Patents
Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс Download PDFInfo
- Publication number
- RU2574036C1 RU2574036C1 RU2014133253/07A RU2014133253A RU2574036C1 RU 2574036 C1 RU2574036 C1 RU 2574036C1 RU 2014133253/07 A RU2014133253/07 A RU 2014133253/07A RU 2014133253 A RU2014133253 A RU 2014133253A RU 2574036 C1 RU2574036 C1 RU 2574036C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neptunium
- extract
- extraction
- solution
- reextract
- Prior art date
Links
- 238000000605 extraction Methods 0.000 title claims abstract description 24
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims abstract description 6
- 238000012545 processing Methods 0.000 title claims abstract description 5
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 33
- 238000000034 method Methods 0.000 claims abstract description 26
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 24
- LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N neptunium atom Chemical compound [Np] LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 22
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 19
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 238000005406 washing Methods 0.000 claims abstract description 12
- 229910052768 actinide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 10
- 150000001255 actinides Chemical class 0.000 claims abstract description 10
- GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N technetium atom Chemical compound [Tc] GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 5
- WYOWZDGKSKEXCI-UHFFFAOYSA-N [Np+6] Chemical compound [Np+6] WYOWZDGKSKEXCI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- IYQHAABWBDVIEE-UHFFFAOYSA-N [Pu+4] Chemical compound [Pu+4] IYQHAABWBDVIEE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- AAORDHMTTHGXCV-UHFFFAOYSA-N uranium(6+) Chemical compound [U+6] AAORDHMTTHGXCV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 4
- JOPOVCBBYLSVDA-UHFFFAOYSA-N chromium(6+) Chemical compound [Cr+6] JOPOVCBBYLSVDA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 3
- 125000000864 peroxy group Chemical group O(O*)* 0.000 claims abstract 2
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N Hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 18
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 239000003054 catalyst Substances 0.000 claims description 6
- KFSLWBXXFJQRDL-UHFFFAOYSA-N Peracetic acid Chemical compound CC(=O)OO KFSLWBXXFJQRDL-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910052720 vanadium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 claims description 3
- LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N vanadium atom Chemical compound [V] LEONUFNNVUYDNQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 abstract description 22
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 abstract description 16
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 11
- NAYOFUASDMNEMW-UHFFFAOYSA-N [Np+5] Chemical compound [Np+5] NAYOFUASDMNEMW-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 229940074355 nitric acid Drugs 0.000 abstract 2
- 238000009933 burial Methods 0.000 abstract 1
- 238000011010 flushing procedure Methods 0.000 abstract 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 1
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 19
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 12
- YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N Tritium Chemical compound [3H] YZCKVEUIGOORGS-NJFSPNSNSA-N 0.000 description 5
- 239000000047 product Substances 0.000 description 5
- 229910052722 tritium Inorganic materials 0.000 description 5
- OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N Hydrazine Chemical compound NN OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M Sodium chloride Chemical class [Na+].[Cl-] FAPWRFPIFSIZLT-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 4
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 4
- 239000011651 chromium Substances 0.000 description 4
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 4
- BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L Carbonate Chemical compound [O-]C([O-])=O BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 3
- RRUDCFGSUDOHDG-UHFFFAOYSA-N acetohydroxamic acid Chemical compound CC(O)=NO RRUDCFGSUDOHDG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229960001171 acetohydroxamic acid Drugs 0.000 description 3
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 3
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 2
- 238000013459 approach Methods 0.000 description 2
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 2
- 244000309464 bull Species 0.000 description 2
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 2
- 238000000658 coextraction Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 2
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 2
- 239000002994 raw material Substances 0.000 description 2
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 2
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 2
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 2
- GPPXJZIENCGNKB-UHFFFAOYSA-N vanadium Chemical compound [V]#[V] GPPXJZIENCGNKB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000003929 acidic solution Substances 0.000 description 1
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 1
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 239000007857 degradation product Substances 0.000 description 1
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- MVFCKEFYUDZOCX-UHFFFAOYSA-N iron(2+);dinitrate Chemical compound [Fe+2].[O-][N+]([O-])=O.[O-][N+]([O-])=O MVFCKEFYUDZOCX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000005078 molybdenum compound Substances 0.000 description 1
- 150000002752 molybdenum compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 1
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 description 1
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 description 1
- HNVACBPOIKOMQP-UHFFFAOYSA-N uranium(4+) Chemical compound [U+4] HNVACBPOIKOMQP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способу переработки отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (АЭС) и имеет целью отделение (фракционирование) и локализацию долгоживущих радионуклидов для их последующего захоронения в виде устойчивых матриц. Заявленный способ включает экстракцию урана(+6), плутония(+4), нептуния(+6) и технеция(+7) из азотнокислого раствора разбавленным трибутилфосфатом и циркония в присутствии хрома(+6) с насыщением экстракта актинидами более 85%, а также селективную восстановительную реэкстракцию нептуния(+5) из экстракта с помощью раствора пероксосоединений при содержании азотной кислоты в реэкстракте 0,7-2,5 моль/л с промывкой реэкстракта оборотным экстрагентом. При этом вводимый на реэкстракцию экстракт актинидов разбавляют в протоке оборотным экстрагентом до содержания в нем актинидов 65-82% в экстракте после реэкстракции нептуния и циркония. Техническим результатом является возможность эффективного (более чем на 97%) проведения реэкстракции нептуния совместно с цирконием во втором блоке экстракционной схемы, без промывки экстракта в головном экстракторе при потерях плутония и урана с реэкстрактом нептуния не более 0,1%. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл., 2 пр.
Description
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) и имеет целью отделение (фракционирование) и локализацию долгоживущих радионуклидов для их последующего захоронения в виде устойчивых матриц. К числу таких актинидов относится нептуний, обычно экстрагируемый разбавленным трибутилфосфатом (ТБФ) в рамках первого цикла модифицированного Пурекс-процесса совместно с ураном и плутонием, а также технецием. Как правило, после этой операции следует кислотная промывка экстракта. Далее в различных схемах может быть реализована разная последовательность разделения компонентов. Так, на заводе UP-3 (Франция) проводят первоначально кислотную реэкстракцию технеция, а затем разделение урана и плутония восстановительным методом с использованием U(+4), при этом выбирают условия, когда нептуний выводится с экстрактом урана и далее с реэкстрактом последнего на второй урановый цикл, где нептуний выводят в рафинат [Bernard C., Miquel P., Viala М. «Advanced Purex process for the new reprocessing plants in France and Japan». Proc. 3d Int. Conf. RECOD′91, Sendai (Japan), AESJ&JAIF, 1991, v. 1, p. 83-86].
В другой разновидности этого способа [Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Голецкий Н.Д. и др. Особенности технологии обращения с высоковыгоревшим ОЯТ ВВЭР-1000 и рециклирование ядерных материалов // Материалы конференции “Новые подходы в химической технологии минерального сырья. Применение экстракции и сорбции”. (Санкт Петербург), т. 2. КНЦ, Апатиты, 2013. С. 20-22] совместно с упомянутыми выше элементами экстрагируют также цирконий с использованием его соэкстракции с Cr(+6) [Патент RU №2454741, опубликован 27.06.2012, бюл. №18] без кислотной промывки экстракта, после чего реэкстрагируют совместно Zr и Tc кислотным раствором с повышенным расходом. Далее селективно реэкстрагируют плутоний аналогично способу [Bernard C, Miquel P., Viala М. «Advanced Purex process for the new reprocessing plants in France and Japan». Proc. 3d Int. Conf. RECOD′91, Sendai (Japan), AESJ&JAIF, 1991, v. 1, p. 83-86], после чего селективно реэкстрагируют нептуний с использованием ацетогидроксамовой кислоты (АГК) и, наконец, реэкстрагируют уран. Таким образом, схема становится одноцикличной, однако ее недостатком является большой объем реэкстракта Zr и Tc, что приводит в итоге к необходимости цементирования повышенного объема тритийсодержщего дистиллата.
Наиболее близким к предлагаемому изобретению является способ [Патент RU №2454740, опубликован 27.06.2012, бюл. №18], предусматривающий селективную реэкстракцию нептуния(+5) в рамках первого цикла модифицированного Пурекс-процесса, которую можно проводить как до, так и после реэкстракции технеция. Этот способ может рассматриваться как прототип. В проведении реэкстракции Np после выведения Zr и Tc не оказалось никаких проблем внутри самого цикла. Он был успешно проверен на стенде на реальном продукте [Zilberman B.Ya., Fedorov Yu. S., Mishin E.N et al. Superpurex as an optimized TBP-compatible process for long-lived radionuclide partitioning. Proc. Intern. Conf. Global′ 2003 (USA). 2003, p. 503-507]. Недостатком данного способа является повышенный объем тритийсодержащего рафината. Другим недостатком этого способа оказалась необходимость введения в схему дополнительного «барьерного» блока для обеспечения глубокой очистки реэкстракта урана от микроконцентраций плутония, роль которого в способе [Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Голецкий Н.Д. и др. особенности технологии обращения с высоковыгоревшим Оят ВВЭР-1000 и рециклирование ядерных материалов // Материалы конференции “новые подходы в химической технологии минерального сырья, применение экстракции и сорбции”. (Санкт Петербург), т. 2. КНЦ, Апатиты, 2013. С. 20-22] играет блок реэкстракции нептуния.
В случае совместной экстракции U, Pu, Np, Zr и Tc в присутствии Cr(+6) в первом экстракционном блоке с отсутствующей промывкой экстракта самым компактным вариантом оказывается реэкстракция Np(+5) пероксосоединениями на втором блоке совместно с цирконием. Однако, как показали стендовые испытания, прямое совмещение операций не обеспечивает требуемого результата из-за высокой концентрации азотной кислоты в реэкстракте, обусловленной ее поступлением с экстрактом первого блока.
Задачей данного изобретения является разработка способа, позволяющего эффективно (более чем на 97%) проводить реэкстракцию нептуния совместно с цирконием во втором блоке экстракционной схемы, с отсутствующей промывкой экстракта в головном экстракторе при потерях плутония и урана с реэкстрактом нептуния не более 0,1%.
Для достижения указанного технического эффекта экстракцию урана(+6), плутония(+4), нептуния(+6), технеция(+7) и циркония проводят в присутствии хрома(+6) с насыщением экстракта актинидами более 85%, после чего проводят селективную восстановительную реэкстракцию нептуния(+5) раствором пероксосоединения при содержании азотной кислоты в реэкстракте 0,7-2,5 моль/л с промывкой реэкстракта оборотным экстрагентом, причем вводимый на реэкстракцию нептуния экстракт актинидов разбавляют в протоке оборотным экстрагентом до содержания в нем актинидов 65-82% на выходе из блока реэкстракции нептуния и циркония, а далее проводят раздельную или совместную реэкстракцию плутония и технеция и реэкстракцию урана.
Реэкстракцию нептуния проводят раствором перекиси водорода в присутствии ванадия как катализатора (образуется пероксованадиевая кислота), причем необходимое количество перекиси водорода вводят в две или три точки зоны реэкстракции, а содержание ванадия в реэкстракте нептуния составляет до 2 г/л при концентрации перекиси водорода 0,5-5 г/л (0,015-0,15 моль/л). Альтернативным катализатором может быть железо при его концентрации в реэкстракте до 1 г/л, а альтернативным реагентом для реэкстракции - эквимолярный раствор надуксусной кислоты (НУК).
Последующую реэкстракцию плутония и технеция проводят любым известным способом, например, реэкстракцию плутония проводят раствором ацетогидроксамовой кислоты (АГК), после чего проводят реэкстракцию технеция раствором АГК с гидразином в присутствии урана(+4).
Предлагаемое техническое решение поясняется фигурой, на которой представлена принципиальная технологическая схема переработки ОЯТ АЭС. На схеме представлены блоки экстракторов, а также потоки входящих и выходящих продуктов. Эффективность способа подтверждается примером.
Пример 1.
Способ осуществляется на стенде центробежных экстракторов в следующей последовательности. На экстракционную переработку поступает модельный раствор ОЯТ ВВЭР-1000 с выгоранием 50 ГВТ*сут/т U и выдержкой 5 лет. Экстракция U, Pu, Np и Tc проводится с помощью 30%-ного ТБФ в изопарафиновом разбавителе Изопар-М. Принципиальная аппаратурно-технологическая схема процесса приведена на фигуре, а составы технологических продуктов в таблице.
Исходный раствор (прод. 11) дозируется в 1-й блок экстракции U, Pu, Np, Тс и Zr, где контактирует в противотоке с оборотным экстрагентом (прод. 12). Также в блок дозируется слабокислый раствор перекиси водорода (прод. 15) для предотвращения осадкообразования соединений молибдена, а также раствор Cr(+6) (прод. 17) для повышения извлечения Zr и Np. Рафинат (прод. 13) выводится из экстрактора и собирается в аппарате-сборнике.
Выходящий из 1-го блока экстракт, содержащий U, Pu, Np, Тс и Zr (прод. 14) поступает в среднюю часть 2-го блока для реэкстракции Zr, Np и трития, где промывается раствором перекиси водорода (прод. 27) и слабокислым раствором пероксованадата аммония (прод. 25). Все вводимые в блок водные продукты содержат пероксосоединения. Совместно с экстрактом U, Np, Pu, Тс и Zr в блок вводится дополнительный поток оборотного экстрагента (прод. 26) для разбавления экстракта, а также подкисленный раствор перекиси водорода (прод. 20) для восстановления проэкстрагированного Cr(+6). Реэкстракт Zr, Np и трития (прод. 29) отмывается от U, Pu и Np промывным экстрагентом (прод.22), дозируемым в начало блока. Выходящий реэкстракт Zr, Np и трития (прод. 29) собирается в аппарате-сборнике.
Выходящий из 2-го блока экстракт U, Pu, Тс (прод. 24) поступает в среднюю часть блока реэкстракции Pu, где происходит реэкстракция Pu азотнокислым раствором АГК (прод. 35), дозируемым в конец блока. Реэкстракт Pu отмывается от U и Tc промывным экстрагентом (прод. 32), дозируемым в начало блока. Выходящий реэкстракт Pu (прод. 39) собирается в аппарате-сборнике.
Выходящий из 3-го блока экстракт U и Tc (прод. 34) поступает в среднюю часть 4-го блока для барьерной восстановительной промывки экстракта U, где происходит реэкстракция Tc, для чего в блок поступают подкисляющий раствор (прод. 40) в среднюю часть блока, реэкстрагент (прод. 47) - в конец второй трети блока, промывной раствор (прод. 45) - в конец блока. Все вводимые реагенты содержат U(+4), АГК и гидразин. Реэкстракт Tc (прод. 49) отмывается от U(+4, +6) промывным экстрагентом (прод. 42), дозируемым в начало блока. Выходящий хвостовой раствор (прод. 49) собирается в аппарате-сборнике.
Промытый экстракт U (прод. 44) поступает в начало 5-го блока на реэкстракцию U, где уран извлекается с помощью подкисленной воды (прод. 75). Реэкстракт урана (прод. 79) собирается в аппарате-сборнике. Отработанный экстрагент (прод. 76) самотеком отправляется в 6-й блок для карбонатной регенерации экстрагента.
В 6-м блоке происходит отмывка экстрагента от продуктов деградации последнего, а так же от радиоактивных примесей, для чего в блок дозируют карбонатный промывной раствор (прод. 85). Карбонатный хвостовой раствор (прод. 83) выводится в аппарат-сборник. Регенерированный экстрагент (прод. 86) выводится в аппарат-сборник, из которого возвращается в цикл в качестве прод. 12, прод. 22, прод. 26, прод. 32 и прод. 42.
Пример 2.
Процесс осуществляют аналогично Примеру 1, с тем отличием, что в составе продукта 25 вместо пероксованадата аммония используют перекись водорода в присутствии нитрата железа(+3) в качестве катализатора. Результат процесса полностью аналогичен примеру 1.
Техническая осуществимость способа подтверждается примерами, в которых представлены результаты испытаний процесса в целом на растворах полного состава, проведенных на стенде центробежных экстракторов. В результате непосредственно в ходе переработки растворов ОЯТ АЭС с высоким выгоранием могут быть получены реэкстракт урана и реэкстракт плутония с коэффициентом очистки от нептуния более 50 при потерях урана и плутония с реэкстрактом нептуния и циркония менее 0,1%, а нептуний выведен в реэкстракт Np и Zr на 98%, а цирконий выведен в реэкстракт Np и Zr практически полностью.
Claims (4)
1. Способ экстракционной переработки отработавшего ядерного топлива АЭС, включающий совместную экстракцию урана(+6), плутония(+4), нептуния(+6) и технеция(+7) из азотнокислого раствора разбавленным трибутилфосфатом, а также селективную восстановительную реэкстракцию нептуния из экстракта с помощью раствора пероксосоединений, в том числе в присутствии катализатора, отличающийся тем, что экстракцию урана(+6), плутония(+4), нептуния(+6), технеция(+7) и циркония проводят в присутствии хрома (+6) с насыщением экстракта актинидами более 85%, после чего проводят реэкстракцию нептуния(+5) при содержании азотной кислоты в реэкстракте 0,7-2,5 моль/л с промывкой реэкстракта оборотным экстрагентом, причем вводимый на реэкстракцию экстракт актинидов разбавляют в протоке оборотным экстрагентом до содержания в нем актинидов 65-82% после реэкстракции нептуния и циркония.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что реэкстракцию нептуния проводят раствором перекиси водорода в присутствии ванадия как катализатора, причем раствор перекиси водорода вводят в две или три точки зоны реэкстракции при ее суммарной концентрации в реэкстракте 0,015-0,15 моль/л при содержании ванадия в реэкстракте до 2 г/л.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что реэкстракцию нептуния проводят раствором перекиси водорода в присутствии железа как катализатора, причем раствор перекиси водорода вводят в две или три точки зоны реэкстракции при ее суммарной концентрации в реэкстракте 0,015-0,15 моль/л при содержании железа в реэкстракте до 1 г/л.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что реэкстракцию нептуния проводят раствором надуксусной кислоты с ее содержанием в реэкстракте 0,015-0,15 моль/л.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014133253/07A RU2574036C1 (ru) | 2014-08-12 | 2014-08-12 | Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014133253/07A RU2574036C1 (ru) | 2014-08-12 | 2014-08-12 | Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2574036C1 true RU2574036C1 (ru) | 2016-01-27 |
Family
ID=55237057
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2014133253/07A RU2574036C1 (ru) | 2014-08-12 | 2014-08-12 | Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2574036C1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107130121A (zh) * | 2017-05-09 | 2017-09-05 | 中国原子能科学研究院 | 一种核燃料Purex后处理流程中同时去除镎、钚的铀纯化方法 |
| CN111485125A (zh) * | 2020-03-25 | 2020-08-04 | 中国原子能科学研究院 | 一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法 |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2004076375A2 (en) * | 2003-02-26 | 2004-09-10 | Ch2M Hill, Inc. | Method of waste stabilization with dewatered chemically bonded phosphate ceramics |
| RU2451350C2 (ru) * | 2009-07-17 | 2012-05-20 | Солетанш Фрейсине | Способ иммобилизации ядерных отходов |
| RU2454740C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов |
-
2014
- 2014-08-12 RU RU2014133253/07A patent/RU2574036C1/ru active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2004076375A2 (en) * | 2003-02-26 | 2004-09-10 | Ch2M Hill, Inc. | Method of waste stabilization with dewatered chemically bonded phosphate ceramics |
| RU2451350C2 (ru) * | 2009-07-17 | 2012-05-20 | Солетанш Фрейсине | Способ иммобилизации ядерных отходов |
| RU2454740C1 (ru) * | 2010-12-23 | 2012-06-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN107130121A (zh) * | 2017-05-09 | 2017-09-05 | 中国原子能科学研究院 | 一种核燃料Purex后处理流程中同时去除镎、钚的铀纯化方法 |
| CN111485125A (zh) * | 2020-03-25 | 2020-08-04 | 中国原子能科学研究院 | 一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN107851470B (zh) | 处理由溶解废核燃料产生的硝酸水溶液的方法 | |
| Christiansen et al. | Advanced aqueous reprocessing in P&T strategies: process demonstrations on genuine fuels and targets | |
| RU2558332C2 (ru) | Способ переработки отработанного ядерного топлива, не требующий восстановительной реэкстракции плутония | |
| RU2663882C1 (ru) | Способ переработки отработанного ядерного топлива, включающий стадию очистки урана (vi) от по меньшей мере одного актинида (iv) путем получения комплекса данного актинида (iv) | |
| RU2007129023A (ru) | Усовершенствование способа purex и его применение | |
| JP6559887B2 (ja) | 液体放射性廃棄物からアメリシウムを分離して希土類元素から分離する方法 | |
| CN102473467A (zh) | 用于处理废弃核燃料的改进方法 | |
| Chen et al. | Nuclear fuel cycle-oriented actinides separation in China. | |
| Malmbeck et al. | EURO-GANEX, a Process for the Co-separation of TRU | |
| RU2574036C1 (ru) | Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс | |
| CN85105352B (zh) | 从放射性废液中分离锕系元素的方法 | |
| Vanel et al. | Modeling and flowsheet design of an Am separation process using TODGA and H4TPAEN | |
| Liljenzin et al. | Reducing the long-term hazard of reactor waste through actinide removal and destruction in nuclear reactors | |
| RU2454742C1 (ru) | Способ переработки оят аэс | |
| Zhaowu et al. | Uranium/plutonium and uranium/neptunium separation by the Purex process using hydroxyurea | |
| RU2454741C1 (ru) | Способ переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций | |
| RU2454740C1 (ru) | Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов | |
| RU2709826C1 (ru) | Способ переработки высокоактивных отходов с фракционированием радионуклидов | |
| JP3310765B2 (ja) | 再処理施設の高レベル廃液処理方法 | |
| RU2706212C1 (ru) | Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов | |
| RU2623943C1 (ru) | Экстракционная смесь для извлечения тпэ и рзэ из высокоактивного рафината переработки оят аэс и способ её применения (варианты) | |
| RU2727140C1 (ru) | Способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива | |
| RU2726519C1 (ru) | Экстракционная смесь для извлечения ТПЭ и РЗЭ из высокоактивного рафината переработки ОЯТ АЭС и способ ее применения | |
| CN116246812A (zh) | 一种中性络合剂洗脱后处理流程污溶剂中保留钚的方法 | |
| Tkachenko et al. | Dynamic test of extraction process for americium partitioning from the PUREX raffinate |