Способ удаления хлоридов щелочных металлов, хлоридов урана и плутония с поверхности твердых тел

Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано на предприятиях, использующих пирохимическую технологию для дезактивации радиохимического оборудования и материалов. Осуществляют выдержку матрицы, содержащую хлориды щелочных металлов и хлориды урана и плутония, в экстракционной ячейке высокого давления в среде сверхкритического или жидкого растворителя в присутствии спирта, краун-эфира и фосфорсодержащего экстрагента и последующий сбор экстрагированных солей металлов. Изобретение позволяет осуществлять способ без использования воды и без образования коррозионноопасных выделений с обеспечением высокой степени их удаления. 4 з.п. ф-лы, 3 табл.

 

Изобретение относится к области радиохимической технологии, направлено на уменьшение вторичных отходов и может быть использовано на предприятиях, использующих пирохимическую технологию для дезактивации радиохимического оборудования и материалов.

Стратегической целью развития атомной энергетики является замыкание ядерного топливного цикла с реакторами на быстрых нейтронах. Решение данной задачи требует создания малоотходных технологий переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) с малым временем выдержки и, следовательно, с высоким тепловыделением. Применение пирохимических операций в голове технологического процесса переработки ОЯТ позволяет сокращать время охлаждения ОЯТ за счет отказа от использования водных растворов и применения в качестве среды для технологических процессов солевых расплавов. Однако на пирохимических стадиях переработки ОЯТ образуется специфический вид радиоактивных отходов - отдельные части оборудования с остатками солевого плава, содержащего продукты деления и ядерные материалы, который необходимо удалить с их поверхности. Выбранный метод удаления не должен приводить к образованию большого количества вторичных радиоактивных отходов. Одним из таких методов очистки поверхностей, не приводящим к образованию большого количества вторичных отходов, является флюидная экстракция.

Извлечение солей лития их твердых электролитов в среду сверхкритического СО2 исследуется довольно широко, например [Nowak S., Winter М., 2017, Vol. 22, P. 403 (www.mdpi.com/journal/molecules)], однако эти исследования направлены на извлечение лития в форме LiPF6. Кроме того, ранее изучалась флюидная экстракция цезия растворами краун-эфиров [Wai С.М., Kulyako Y.M., Myasoedov B.F., Mendeleev Communication. 1999. Vol. 5. No 9. P. 180]. И наконец, общеизвестно, что увеличить экстрагируемость солей в среде флюида можно с помощью сорастворителя, как правило, метанола.

Известен способ экстракции микроколичеств щелочных и щелочноземельных металлов [Патент РФ №2274486, МПК B01D 59/24, G21F 9/28, опубл. 20.04.2006] с различных поверхностей с помощью фторзамещенной органической кислоты в присутствии воды и триалкилфосфата в среде сверхкритического углекислого газа или фреона. Недостатком этого способа является использование воды и фторзамещенной органической кислоты, что в случае удаления хлоридов металлов будет вызывать повышенную коррозию оборудования за счет образования соляной кислоты.

Техническая проблема, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, заключается в разработке способа удаления хлоридов щелочных металлов и хлоридов урана и плутония без использования воды и без образования корозионноопасных выделений с обеспечением высокой степени их удаления.

Технический результат достигается тем, что способ удаления хлоридов щелочных металлов, хлоридов урана и плутония с поверхности твердых тел флюидной экстракцией включает выдержку матрицы, содержащей хлориды щелочных металлов, а также хлориды урана и плутония в экстракционной ячейке высокого давления в среде сверхкритического или жидкого растворителя в присутствии спирта, краун-эфира и фосфорсодержащего экстрагента и последующий сбор экстрагированных солей металлов.

В качестве жидкого или сверхкритического растворителя возможно использование фреона, например, 1,1,1,2-тетрафторэтан (фреон 134а) или пентафторэтан (фреон 125).

В качестве спирта возможно использование монометилового эфира дипропиленгликоля ((2-метоксиметилэтокси)пропанол, Даванол).

В качестве фосфорсодержащего экстрагента возможно использование фосфиноксида разнорадикального (ФОР) или триоктилфосфиноксида (ТОФО).

В качестве краун-эфира возможно использование дициклогексил-18-краун-6.

Способ осуществляется следующим образом.

На предварительно взвешенные образцы наносят соли металлов и помещают в экстракционную ячейку высокого давления. После чего систему заполняют сжиженным или сверхкритическим фреоном 134а или фреоном 125 с растворенной экстракционной композицией, содержащей спирт, например, монометиловый эфир дипропиленгликоля ((2-метоксиметилэтокси)пропанол, краун-эфир, например, дициклогексил-18-краун-6 и фосфорсодержащий экстрагент, например, фосфиноксид разнорадикальный (ФОР) или триоктилфосфиноксид (ТОФО), выдерживают 40 мин. под давлением 1,2-1,8 МПа при температуре 20-110°С и прокачивают через систему определенный объем флюида, собирая экстракты в сборники. Далее определяют остатки солей металлов на поверхности образцов.

Пример 1.

На поверхность образцов (например, сталь 12Х18Н10Т, ХН70Ю, молибден металлический, тантал металлический, плавленый MgO) наносят по 5 мг расплава соли хлорида лития и/или калия и помещают в экстракционную ячейку высокого давления объемом 10 мл и прокачивают через ячейку раствор 1,3 г дициклогексил-18-краун-6, 5 г монометилового эфира дипропиленгликоля и 3,2 г фосфиноксида разнорадикального в 63 г фреона 134а при температуре 60°С и собирают экстракт в сборник. Определение остатков солей на поверхности образцов проводят по потере массы образцов и по определению электропроводности водного смыва с поверхности. В таблице 1 представлены результаты экспериментов по удалению солей щелочных металлов с поверхности различных материалов.

Пример 2.

На поверхность образцов (например, сталь 12Х18Н10Т, ХН70Ю, молибден, металлический, тантал металлический, плавленый MgO) наносят по 1 мг расплава соли хлоридов урана и/или плутония и помещают в экстракционную ячейку высокого давления объемом 10 мл и прокачивают через ячейку раствор 1,3 г дициклогексил-18-краун-6, 5 г монометилового эфира дипропиленгликоля и 3,2 г фосфиноксида разнорадикального в 63 г фреона 134а при температуре 110°С и собирают экстракт в сборник. Определение эффективности удаления солей проводят по спектрофотометрическому определению урана в экстракте и по измерению α-активности экстракта для плутония. В таблице 2 представлены результаты экспериментов по удалению хлоридов урана и плутония с поверхности различных материалов.

Пример 3.

На поверхность образцов (например, сталь 12Х18Н10Т, ХН70Ю, молибден металлический, тантал металлический, плавленый MgO) наносят по 5 мг расплава соли хлорида лития и/или калия, содержащих добавку хлорида цезия-137 с активностью ~ 30000 Бк и помещают в экстракционную ячейку высокого давления объемом 10 мл и прокачивают через ячейку раствор 1,3 г дициклогексил-18-краун-6, 5 г монометилового эфира дипропиленгликоля и 3,2 г фосфиноксида разнорадикального в 63 г фреона 134а при температуре 20°С и собирают экстракт в сборник. Определение остатков солей на поверхности образцов проводят по потере массы образцов, электропроводности водного смыва с поверхности и измерением γ-активности образцов. В таблице 3 представлены результаты экспериментов по удалению солей щелочных металлов с поверхности различных материалов.

Данный способ позволяет более эффективно проводить очистку твердых тел от макроколичеств хлоридов щелочных металлов и хлоридов урана и плутония без применения водных растворов, а также снизить рабочее давление и снизить количество образующихся жидких радиоактивных отходов при дезактивации оборудования от пирохимической технологии переработки ОЯТ.

1. Способ удаления хлоридов щелочных металлов, хлоридов урана и плутония с поверхности твердых тел флюидной экстракцией, включающий выдержку матрицы, содержащей хлориды щелочных металлов и хлориды урана и плутония, в экстракционной ячейке высокого давления в среде сверхкритического или жидкого растворителя в присутствии спирта, краун-эфира и фосфорсодержащего экстрагента и последующий сбор экстрагированных солей металлов.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве фосфорсодержащего экстрагента используют фосфиноксид разнорадикальный (ФОР) или триоктилфосфиноксид (ТОФО).

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве сверхкритического или жидкого растворителя используют фреон, например, 1,1,1,2-тетрафторэтан (фреон 134а) или пентафторэтан (фреон 125).

4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве спирта используют монометиловый эфир дипропиленгликоля ((2-метоксиметилэтокси)пропанол, Даванол).

5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве краун-эфира используют дициклогексил-18-краун-6.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к способу дезактивации загрязненной радиоактивными веществами металлической поверхности путем введения в контакт с дезактивирующим раствором, содержащим комплексообразующий реагент и ион переходного металла, который выбирают из группы, включающей цинк, никель, кобальт и их смеси.

Изобретение относится к способу и устройству по переработке облученного в реакторе АЭС углерода. Способ включает выбор метода разделения изотопов Углерода из группы технологий разделения: газовая диффузия, сопловой метод, газовое центрифугирование, метода аэродинамической сепарации, лазерный метод.
Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов (РАО), образующихся в процессе разрушения облученных тепловыделяющих сборок (ОТВС) реакторов на быстрых нейтронах (РБН), методом индукционно-шлакового переплава в холодном тигле. Разработана установка индукционно-шлакового переплава в холодном тигле, в которой получают металлический слиток заданной длины, используют специально подобранный флюс на основе не содержащей летучих компонентов системы Al2O3-MgO-Fe2O3-CaO, обеспечивающий очистку КМ ОТВС и образование шлака, не содержащего ни силикатов, ни фторидов.

Изобретение относится к области обработки материалов с радиоактивным заражением и может использоваться для снижения активности и выгрузки ионообменных смол из ионообменных фильтров ядерной энергетической установки и передачи их на дальнейшую обработку и захоронение. Контейнер-сборник для ионообменных смол заполняют шихтой отработавших ионообменных смол, в виде пульпы, гидродинамическим способом.
Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно - к способам дезактивационной обработки облученного реакторного графита, например облученных графитовых блоков отражателей и замедлителей активных зон, и может быть использовано при снятии с эксплуатации реакторов с графитовым замедлителем. Поверхностный слой внутреннего отверстия графитового блока удаляют с помощью гидроабразивной резки и отправляют на переработку или на захоронение, а затем оставшуюся часть подвергают термообработке инертным газом с объемным содержанием кислорода 3-5% при температуре 700°C в течение 1-2 ч.
Изобретение относится к области радиохимической технологии и может быть использовано в производстве уран-плутониевых топливных композиций для возврата актинидов в производство, и для дезактивации радиохимического оборудования и материалов, и извлечения актиноидов из твердых радиоактивных отходов. В изобретении предлагается использовать насыщенную азотной кислотой композицию, состоящую из растворителя, комплексообразователя и активатора.

Изобретение относится к способу предварительной очистки содержащих радионуклиды, такие как Co-60, растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, посредством осаждения неактивных нуклидов в гидротермальном процессе и последующего отделения осажденных твердых веществ. Способ удаления комплексов радионуклидов, в частности EDTA-комплексов Co-60, из растворов, таких как кубовые остатки ядерных установок, включает в себя предварительную очистку раствора посредством осаждения, по меньшей мере, неактивных нуклидов в гидротермальном процессе с предотвращением разрушения комплексов, по меньшей мере, Co-60 и последующее отделение осажденных в предварительной очистке твердых веществ и последующее разрушение, по меньшей мере, комплексов Co-60 и отделение Co-60.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при дезактивации радиоактивных отходов. Предварительно твердые радиоактивные отходы подвергают дефрагментации до размеров, пригодных для их размещения в ультразвуковой и электрохимической ванне.

Изобретение относится к области реакторостроения, в частности к устройству выгрузки и временного хранения. Устройство выгрузки и временного хранения содержит накопительный бункер, наружную часть накопительного бункера, внутреннюю часть накопительного бункера, защитный модуль и загрузочный модуль.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к технологии кондиционирования и переработки радиоактивных отходов, и может быть использовано для утилизации отработанных ионообменных смол и их перевода в безопасную форму. Способ дезактивации содержащих кобальт-57 и оксиды железа катионообменных смол проводят электрохимической обработкой в растворах минеральных кислот.

Устройство относится к области ядерной техники и может быть использовано для очистки и дезактивации металлических конструкционных элементов ядерных энергетических установок и облученной графитовой кладки реакторов. Устройство содержит корпус, диэлектрическую крышку и сменный анод, имеющий форму пластины, геометрически подобной выбранному участку дезактивируемой поверхности, подключенную к аноду систему электрического питания плазмы, отрицательный полюс которой соединен с дезактивируемой поверхностью, являющейся катодом, эластичную прокладку, установленную по периметру корпуса и герметизирующую пространство между корпусом и дезактивируемой поверхностью, систему ввода и систему откачки рабочего газа, манипулятор для перемещения устройства по выбранным участкам дезактивируемой поверхности. Анод установлен с зазором к дезактивируемой поверхности. Система откачки рабочего газа из зазора между анодом и катодом соединена с одним или несколькими отверстиями в аноде. Изобретение обеспечивает очистку поверхностных радиационных загрязнений и может использоваться во время плановых ремонтов или при выводе из эксплуатации ядерных объектов. 7 з.п. ф-лы, 4 ил.
Наверх