СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОТРАБОТАВШЕГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
METOD OF PROCESSING SPENT NUCLEAR FUEL

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к области переработки отработавшего ядерного горючего, и может быть использовано в технологических схемах переработки ОЯТ.
Известен способ переработки ОЯТ, при котором образуется минимальное количество вторичных технологических отходов. В известном способе переработка ОЯТ ведется с получением гексафторидов актинидных элементов при фторировании таблеток из диоксида урана в расплаве фтористых солей. Процесс проводят при барботировании расплава фторирующими агентами, причем с целью снижения расхода элементарного фтора актинидные элементы переводят сначала в оксифториды или тетрафториды обработкой фтористым водородом в отдельном аппарате, а затем в другом фтором, который служит как в качестве фторирующего агента, так и в качестве окислителя (см. Б.В.Громов, Б.Н.Судариков, Э.Г Раков и др. Химическая технология облученного ядерного горючего. - М.: Атомиздат, 1971 г., стр.313-324). В известном способе очистке подвергаются уран, плутоний, нептуний и частично технеций, однако не решается задача выделения других сопутствующих элементов.
Известен способ переработки ОЯТ по газофторидной технологии, которая включает отгонку большей части урана в виде гексафторида и выделение остальных радионуклидов после растворения огарка от фторирования по схеме, близкой к схеме модифицированного Пурекс-процесса. В известном способе фторирование проводят из твердой фазы, что значительно снижает эффективность процесса фторирования и позволяет выделить в виде гексафторида только уран, в силу чего способ эффективен только в случае переработки ОЯТ с относительно невысоким выгоранием, когда уран целесообразно направлять на обогащение. Известный способ, хотя и позволяет выделять многие сопутствующие элементы при экстракционной переработке растворов от растворения в азотной кислоте огарка от фторирования, предполагает использование более сложных головных операций (см. Поляков А.С., Захаркин Б.С., Смелов B.C. и др. Состояние и перспективы технологии переработки облученного топлива. Научная конференция Минатома России «Ядерный топливный цикл». - Москва, июнь 2000 г. Сборник докладов. - М., 2001, 35-45 с.).
Известен способ переработки отработавшего ядерного горючего ОЯТ, включающий растворение ОЯТ в азотной кислоте и дальнейшую переработку полученных растворов экстракционными методами. В известном способе растворение ОЯТ проводят в рафинате от экстракционной переработки получаемых в ходе растворения ОЯТ растворов с использованием в качестве экстрагента сольвата экстрагента с азотной кислотой. Сольват экстрагента с азотной кислотой получают экстракцией азотной кислоты из концентратов от упаривания водных технологических азотнокислых растворов, образующихся при растворении ОЯТ и аффинаже урана и плутония. Экстракт урана и плутония, получаемый при обработке растворов от растворения ОЯТ сольватом экстрагента с азотной кислотой промывают водными растворами азотной кислоты без присоединения промводы к основному рафинату, с отмывкой его свежей порцией экстрагента для извлечения урана и плутония (прототип - заявка 2006134809 от 04.10.2006).
Известный способ включает практически все известные и широко используемые головные операции и позволяет значительно сократить объем высокоактивного рафината, извлечь попутные продукты, однако не исключает образование больших объемов жидких средне- и низкоактивных отходов, образующихся при аффинаже урана и плутония.
Недостатком известного способа является переработка больших объемов жидких средне- и низкоактивных отходов, образующихся при аффинаже урана и плутония, которая требует больших энергетических затрат.
Целью настоящего изобретения является сокращение объема жидких средне- и низкоактивных отходов, образующихся при аффинаже урана и плутония.
Поставленная цель достигается тем, что в известном способе переработки ОЯТ, включающем растворение ОЯТ в рафинате от экстракционной переработки, получаемых в ходе растворения ОЯТ растворов при использовании в качестве экстрагента сольвата экстрагента с азотной кислотой с последующей промывкой экстракта водными растворами азотной кислоты, после промывки экстракта водным раствором азотной кислоты ведут совместную реэкстракцию урана и плутония концентрированными водными растворами карбамида. Полученный реэкстракт урана и плутония подвергают терморазложению до получения оксидных форм урана и плутония, которые подвергают фторированию с получением гексафторидов.
Достигаемый при этом технический результат заключается в уменьшении объема водного раствора совместного реэкстракта урана и плутония и исключении операции разделения урана и плутония на стадии экстракционной переработки.
Технический результат достигается также тем, что в качестве реэкстрагента используется несолеобразующий реагент, что упрощает процесс терморазложения и позволяет получить смесь оксидов урана и плутония без присутствия посторонних примесей. Это позволяет более эффективно проводить процесс фторирования.
Технический результат достигается также тем, что аффинаж урана и плутония проводится путем фторирования остатка от терморазложения совместного реэкстракта урана и плутония с получением гексафторидов. При этом образуется минимальный объем вторичных отходов.
ПРИМЕР
3
2,38 кг (в пересчете на уран) облученного топлива в виде диоксида урана (7 л раствора с концентрацией азотной кислоты 3,5 моль/л) обрабатывали в каскаде экстракторов 20 литрами моносольвата 30% раствора ТБФ в разбавителе с азотной кислотой с расходом 0,5 л/час. Дозировку азотнокислого раствора от растворения облученного топлива вели с расходом 0,175 л/час. В результате обработки получили рафинат с концентрацией азотной кислоты 11,5 моль/л и 20 литров экстракта урана и плутония. Рафинат направляли на растворение облученного топлива. Полученный экстракт урана и плутония промывали в каскаде экстракторов при соотношении O:В равным 10:1 0,5 М азотной кислотой и далее обрабатывали промывной раствор свежей порцией экстрагента при соотношении O:В, равном 1:1. Промытый свежей порцией экстрагента промывной раствор использовали в качестве флегмы при улавливании оксидов азота при растворении ОЯТ. 20 литров свежего экстрагента контактировали в каскаде экстракторов со смесью реагентной и регенерированной азотной кислоты для получения моносольвата 30% раствора ТБФ в инертном разбавителе. Полученный рафинат от экстракции азотной кислоты упаривали и куб подсоединяли к исходному раствору, а образующийся конденсат использовали в технологической схеме. При выводе высокоактивного рафината для его подготовки к остекловыванию вместо сольвата экстрагента с азотной кислотой использовали «свежий» экстрагент при соотношении O:В, равном 2,9. Получили 22 литра экстракта урана и плутония и 0,05 литра (0,02 м/т урана) высокоактивного рафината. Промытый экстракт урана и плутония обрабатывали в противотоке водным раствором карбамида с концентрацией 800 г/л при соотношении 0:В, равном 5:1. Получили 4,4 литра реэкстракта урана и плутония с концентрацией по урану 540 г/л. Полученный реэкстракт урана и плутония подвергали термообработке с получением диоксида урана по реакции:
2
3
2
2
2
2
2
2
2
T°
UO(NO)·2CO(NH)-----UO+2СO+3N+4НO
и диоксида плутония по реакции:
3
4
2
2
2
2
2
2
2
T°
Pu(NO)·2CO(NH)-----РuO+3N+2NO+2СO+4НO
с последующим фторированием диоксида урана и плутония по известным методикам.
8
Коэффициент очистки урана от ПД после экстракционной обработки и фторирования составлял более 10.
3
3
В итоге переработки получили 0,02 м/т урана высокоактивных отходов, 0,02 м/т урана среднеактивных отходов, которые подлежат дальнейшей переработке с возвратом продуктов деления в высокоактивный отход.
3
3
Одновременно экстракт урана перерабатывали по классическому трехцикличному Пурекс-процессу. В итоге получили 0,02 м/т урана высокоактивного отхода и 23 м/т урана среднеактивных отходов, переработка которых требует больших энергетических затрат.
Таким образом, предлагаемый способ, помимо получения более высоких степеней очистки урана и плутония, позволяет в значительной степени сократить объем вторичных отходов, подлежащих дальнейшей переработке.