Способ растворения облучённых материалов, содержащих трансурановые элементы, включая облучённое ядерное топливо для проведения разрушающих радиохимических исследований
METHOD FOR DISSOLVING IRRADIATED MATERIALS CONTAINING TRANSURANIUM ELEMENTS, INCLUDING IRRADIATED NUCLEAR FUEL FOR DESTRUCTIVE RADIOCHEMICAL TESTING

Изобретение относится к ядерной технологии, преимущественно к аналитическому обеспечению процесса переработки облученного ядерного топлива и выделения минорных актинидов для последующего выжигания.
Наиболее распространенным способом перевода в раствор ядерного топлива и облученных материалов, содержащих трансурановые элементы для определения изотопного состава и массового содержания нуклидов является растворение в азотной кислоте с концентрацией 6-10 моль/л при нагревании [Osaka М., Koyama S., Mitsugashira Т. Analysis of Irradiated 237Np in the Experimental Fast Reactor JOYO for the Evaluation of its Transmutation Behavior in a Fast Reactor // J. of Nuclear and Radiochem. Sciences, 2003, Vol. 4, №1, P. 9-13; Koyama S., Otsuka Y., Osaka M. Analysis of Minor Actinides in Mixed Oxide Fuel Irradiated in Fast Reactor, (I) Determination of Neptunium-237 // J. of Nuclear Sciences Technol, 1998. Vol. 35, No. 6. P. 406-410; Ерин E.A., Момотов B.H., Волков А.Ю. и др. Радиохимический анализ образца, облученного смешанного нитридного уран-плутониевого топлива // Радиохимия, 2017. Т. 59, вып. 4. С. 325-330; Момотов В.Н, Ерин Е.А., Волков А.Ю. Куприянов В.Н. Радиохимический анализ отработавшего ядерного топлива реактора ВВЭР-440 // Радиохимия, 2020, т. 62, №5, с. 428-437; Макарова Т.П., Бибичев Б.А., Домкин В.Д. Исследование нуклидного состава отработавшего топлива реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000 методами деструктивного анализа // Радиохимия, 2008, т. 50, №4, с. 361-370; Бураков Б.Е., Похитонов Ю.А., Рязанцев В.И. и др. Определение массы и состава осадков, образующихся при растворении облученного оксидного топлива реактора ВВЭР // Радиохимия, 2010, Т. 52, №4, С. 342-345]. Для увеличения скорости и повышения полноты растворения анализируемого образца в азотнокислый раствор вносят небольшое количество плавиковой кислоты [Jung Suk Kim, Young Shin Jeon, Soon Dal Park, Byung Chul Song, Sun Ho Han, Jong Goo Kim Dissolution and burnup determination of irradiated U-Zr alloy nuclear fuel by chemical methods // Nuclear engineering and technology. 2006. Vol. 38. №3. P. 301. – 310; Floyd M.A., Morrow R.W., Farrar R.B. Inductively Coupled Plasma-Atomic Emission-Spectroscopy - the Determination of Trace Impurities in Uranium Hexafluoride, Spectrochim. Acta В Atom. Spectrosc. 1983, vol. 38 (1-2), P. 303-308; Satyanarayana K., Durani S. Separation and inductively coupled plasma optical emission spectrometric (ICP-OES) determination of trace impurities in nuclear grade uranium oxide // J. Radioanal. Nucl. Chem., 2010, Vol 285, №3, P. 659-665] или ведут растворение в смеси азотной, плавиковой и соляной кислот [Wolf S.F., Bowers D. L.Cunnane J. C. Analysis of high burnup spent nuclear fuel by ICP-MS // Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 2005 Vol. 263, №. 3 P. 581-586]. Растворение образцов ОЯТ проводят в термостойкой конической колбе или тефлоновых стаканах [см. вышеперечисленные источники информации].
Недостатками перечисленных способов растворения являются возможность образования нерастворенного остатка и невозможность количественного определения летучих продуктов деления таких, как изотопы рутения, углерода-14, трития. Перечисленные нуклиды покидают объем раствора вместе с парами кислот.
Известен способ растворения диоксида плутония в озонированных азотнокислых растворах, содержащих 30-180 мг /л. - озона [Гелис В.M., Шумилова Ю.В., Ершов Б.Г., Масленников А.Г., Милютин В. В., Харитонов О.В., Логунов М.В., Ворошилов Ю.А., Бобрицкий А.В. Применение озона для растворения высокофонового диоксида плутония в азотной кислоте в присутствии ионов Am(V, VI) // Радиохимия, 2011, т. 53, №6, с. 516-521].
14
14
14
14
14
2
Наиболее близким к заявляемому является способ растворения ОЯТ, представленный в исследовании [Crozet М., Peyrillous М., Esbelin Е. et al. Measurement of 14C in spent fuel: use of ozone / J. Radioanal Nucl. Chem., 2016, №307, P. 347-353]. Авторы проводили растворение фрагментов твэлов с облученным оксидным урановым топливом с выгоранием 53,1 ГВт⋅сут/т и выдержкой на момент анализа 16 лет. На первом этапе растворение вели в азотной кислоте при нагревании до 95°С. Отходящие газы окисляли озоно-воздушной смесью, затем улавливали ловушкой с раствором гидроксида натрия. В полученном щелочном растворе определяли содержание С. После завершения первого этапа растворения осуществляли отделение оболочек твэла от полученного раствора и нерастворенного остатка ОЯТ. Раствор ОЯТ с нерастворенным остатком помещали в новый аппарат растворения, последовательно соединенный с двумя ловушками, содержащими раствор гидроксида натрия для улавливания С выделяющегося в виде CO. Пропускали через раствор озон-воздушную смесь для растворения нерастворенного остатка и извлечения С. Продувку системы озоно-воздушной смесью осуществляли без нагревания в течении 2 часов, после чего проводили определение С в растворах щелочных ловушек.
Недостатками указанного способа является: многостадийность процедур, необходимость использования нескольких аппаратов растворения и невозможность определения бета-излучающих продуктов деления в образцах ОЯТ с временем выдержки менее 3 лет. Растворении ОЯТ с временем выдержки 2-3 года по описанному способу приведет к тому, что в растворы щелочных ловушек будут переходить значительные количества легколетучих соединения рутения, их наличие осложнит или сделает невозможным определение бета-эмиттеров.
14
3
106
Целью изобретения являлась разработка эффективного и простого в применении способа растворения облученных материалов, содержащих трансурановые элементы включая ОЯТ, позволяющего проводить исследования изотопного состава и массового содержания нуклидов, в том числе С, Н, Ru.
Сущность изобретения:
14
1
2
1
Растворение облученных ядерных материалов или фрагментов твэла массой 1-5 г проводят в условиях защитной камеры или манипуляторного бокса. В основе аппарата растворения коническая колба Эрленмейра объемом 500 мл с дефлегматором высотой не менее 150 мм, который, в свою очередь, последовательно соединен с тремя ловушками, представляющими собой поглотители Петри, содержащие: первый - раствор 0,05 моль/л азотной кислоты, второй и третий - раствор 1 моль/л гидроксида натрия. Объемы растворов во всех ловушках не менее 30 мл. Первая ловушка предназначена для улавливания отлетающего при растворении исследуемого образца рутения, вторая и третья для улавливания С, выделяющегося в виде углекислого газа. Растворение проводят в 250 мл азотной кислоте с концентрацией 8 моль/л при температуре 95-100°С и постоянной продувкой объема раствора озоно-воздушной смесью со скорость 1,2 л×ч-, что соответствует скорости подачи озона, равной 2,5×10- г×ч-. Указанные режимы выдерживают 16 часов. Предложенные конструкция аппарата и режим растворения позволяют количественно перевести в раствор анализируемый образец без значимого растворения оболочки твэла, исключить потерю летучих продуктов деления в процессе растворения и провести определение изотопного состава и массового содержания нуклидов в образце.
От прототипа этот способ отличается тем, что:
- Растворение анализируемого образца проводят в одном аппарате за один цикл;
Процедура растворения исключает потерю летучих продуктов деления;
Перевод в раствор фрагментов твэлов с ОЯТ происходит без значимого растворения оболочки твэла;
Предложенный способ позволяет провести количественное определение в анализируемо образце летучих продуктов деления, включая углерод-14, тритий, изотопы рутения.
Пример конкретного выполнения способа определения
Для учета влияния убыли массы оболочки твэла в процессе растворения ОЯТ по предложенному способу проведен эксперимент с фрагментом оболочки твэла, облученного в реакторе ВВЭР 1000. Оболочку подвергали растворению с периодическим определением ее массы. Растворение оболочки твэла проводили в течение 29 часов с использованием режима, описанного выше. Полученные данные представлены в таблице 1.
Масса оболочки твэла в процессе растворения линейно уменьшается, при этом убыль массы за 16 часов растворения составила 0,04%.
3
-1
Для доказательства герметичности аппарата растворения и доказательства отсутствия потерь летучих продуктов деления проведена серия из четырех экспериментов. В предварительно взвешенную коническую колбу с использованием мерного цилиндра объемом 250 мл второго класса точности, изготовленного по ГОСТ 1770-74 с погрешностью ±1 мл, вносили раствор 8 моль/л азотной кислоты объемом 245 мл. Туда же с использованием автоматического дозатора Biohit Proline с диапазоном 1-5 мл вносили раствор с известной удельной активностью трития объемом 5 мл. Погрешность отбора аликвоты объемом 5 мл, согласно паспортным данным автоматического дозатора, составляет 0,5%. Собирали аппарат растворения, нагревали раствор до 95-100°С с использованием электроплитки, одновременно включали подачу озоно-воздушной смеси, содержащей 5% масс О, со скоростью 1,2 л×ч с использованием озонатора ОГВК-05С. Указанный режим выдерживали в течении 16 часов. После окончание нагрева, раствор охлаждали до комнатной температуры, колбу с раствором взвешивали, растворы в колбе и поглотителях Петри анализировали на содержания трития методом ЖСС. Результаты проведенных экспериментов представлены в таблице 2.
Показано, что при нагревании до температуры 95-100°С в течение 16 часов убыль массы раствора не превышает 0,4%, а содержание трития остается неизменным в пределах погрешности метода ЖСС. Следовательно, применяемый аппарат растворения является герметичным и исключает потерю выделяющихся в процессе растворения газообразных веществ и летучих продуктов деления. В поглотителях Петри тритий не обнаружен. Это указывает на то, что высота применяемого дефлегматора достаточна для конденсации паров воды и кислоты.
С использованием предложенного способа проведено растворение двух образцов необлученного уран-плутониевого оксидного топлива с содержанием диоксида плутония 12,3%. Результаты растворения представлены в таблице 3.
14
3
106
С использованием предложенного способа проведено растворение двух образцов смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива, облученных в реакторе БН-600. По результатам анализов раствора получены данные по величине выгорания ОЯТ определены удельные активности летучих продуктов деления С, Н, Ru. Результаты определения удельных активностей летучих продуктов деления в образцах ОЯТ представлены в таблице 4.
Предложенный способ растворения позволяет за один цикл количественно перевести в раствор навеску анализируемого образца, содержащего уран и трансурановые элементы, исключить потерю летучих продуктов деления в процессе растворения.