【技术实现步骤摘要】
本专利技术涉及放射性废液中铀的回收，具体涉及一种以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置。
技术介绍
1、以硝酸铀酰或硫酸铀酰水溶液作为核燃料的反应堆通常被称作“溶液堆”，该堆型用于99mo和131i等同位素的生产是上世纪90年代提出的设想。该类型反应堆生产99mo和131i时，硝酸铀酰中的235u既是反应堆运行的燃料，又是生产99mo和131i等医用放射性同位素的“靶材料”。与传统靶件辐照生产医用同位素相比，以硝酸铀酰水溶液作为核燃料的反应堆在生产过程中无靶件制作和溶解等工序，具有中子利用率高，工艺简便，固有安全性高，放射性废物产生量少，经济效益好等优势。
2、在生产99mo和131i等医用放射性同位素的过程中，会产生一些含铀废液；另外，随着反应堆运行积分功率增加，硝酸铀酰水溶液中的裂变产物也会随之增加，为保证反应堆正常运行以及同位素提取系统正常生产，需要定期对燃料溶液进行纯化，在这一过程中会产生一些含铀废液，废液中不仅含有硝酸铀酰和硝酸，还存在成分复杂的裂变核素，如90sr、137cs、95zr、106ru等，铀作为重要的战略资源，对其进行有效回收并循环利用具有极高的必要性。
技术实现思路
1、本专利技术的目的在于提供一种以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，解决溶液堆运行和生产过程产生的含铀废液中铀的回收问题。
2、本专利技术通过下述技术方案实现：
3、一种以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，包括：第一蒸发浓缩器，所述第一蒸
4、可选地，所述铀回收柱顶端连通有双通阀，所述双通阀的两个入口分别与硝酸源及去离子水源连通。
5、可选地，所述第一蒸发浓缩器内设有搅拌机构。
6、可选地，所述第二蒸发浓缩器内设有搅拌机构。
7、可选地，所述第一蒸发浓缩器连通有冷凝器，所述冷凝器连通有收集罐。
8、可选地，所述第二蒸发浓缩器连通有冷凝器，所述冷凝器连通有收集罐。
9、可选地，所述铀回收柱的底端通过双通阀分别连通所述废液管和所述第二蒸发浓缩器。
10、可选地，所述废液管连通有淋洗液收集罐。
11、可选地，所述第一蒸发浓缩器的出口连通有中间罐，所述中间罐的出口与所述铀回收柱的顶端连通。
12、可选地，所述铀回收柱的底端连通有解吸液收集罐，所述解吸液收集罐的出口与所述第二蒸发浓缩器的入口连通。
13、本专利技术与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
14、本专利技术提供的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，通过设置第一蒸发浓缩器，对含铀废液源进行蒸发浓缩，调整其中硝酸的浓度，以符合上柱要求，有效减少酸的用量，产生废液量也大幅减少；在此基础上，通过设置铀回收柱，对浓缩后的含铀废液源进行初步分离，使其中的铀吸附于铀回收柱，在此基础上，通过设置铀回收柱的顶端连通硝酸源和去离子水源，利用硝酸源对回收柱进行淋洗，去除回收柱中的裂变核素，而后通过去离子水淋洗，将铀从铀回收柱解吸，得到含铀的解吸液；在此基础上，通过设置第二蒸发浓缩器，对含铀的解吸液进行蒸发浓缩，提升铀的浓度，以利于铀的贮存；通过上述各特征的相互配合，铀回收率达到99.99％，同时回收后的含铀溶液中基本不含ce、ru、sr、te、zr、mo、al、ba、sm、mn、fe、se等杂质元素，回收过程硝酸用量少，降低酸性废液的产生量，回收后的铀可直接回堆生产，提高铀资源使用率。
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1.一种以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，包括：
2.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述铀回收柱(20)顶端连通有双通阀，所述双通阀的两个入口分别与硝酸源及去离子水源连通。
3.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述第一蒸发浓缩器(10)内设有搅拌机构。
4.根据权利要求3所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述第二蒸发浓缩器(30)内设有搅拌机构。
5.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述第一蒸发浓缩器(10)连通有冷凝器(40)，所述冷凝器(40)连通有收集罐(41)。
6.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述第二蒸发浓缩器(30)连通有冷凝器(40)，所述冷凝器(40)连通有收集罐(41)。
7.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述铀回收柱
8.根据权利要求7所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述废液管(21)连通有淋洗液收集罐(211)。
9.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述第一蒸发浓缩器(10)的出口连通有中间罐(50)，所述中间罐(50)的出口与所述铀回收柱(20)的顶端连通。
10.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述铀回收柱(20)的底端连通有解吸液收集罐(60)，所述解吸液收集罐(60)的出口与所述第二蒸发浓缩器(30)的入口连通。
...【技术特征摘要】
1.一种以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，包括：
2.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述铀回收柱(20)顶端连通有双通阀，所述双通阀的两个入口分别与硝酸源及去离子水源连通。
3.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述第一蒸发浓缩器(10)内设有搅拌机构。
4.根据权利要求3所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述第二蒸发浓缩器(30)内设有搅拌机构。
5.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述第一蒸发浓缩器(10)连通有冷凝器(40)，所述冷凝器(40)连通有收集罐(41)。
6.根据权利要求1所述的以硝酸铀酰溶液为核燃料的反应堆铀的回收装置，其特征在于，所述第二蒸发浓缩器(3...
【专利技术属性】
技术研发人员：张劲松，孙志中，王海军，耿自胜，陈云明，王磊，罗柯宇，邓雨，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：
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