[go: up one dir, main page]

RU2307794C2 - Method of refinement of plutonium from uranium - Google Patents

Method of refinement of plutonium from uranium Download PDF

Info

Publication number
RU2307794C2
RU2307794C2 RU2005131676/15A RU2005131676A RU2307794C2 RU 2307794 C2 RU2307794 C2 RU 2307794C2 RU 2005131676/15 A RU2005131676/15 A RU 2005131676/15A RU 2005131676 A RU2005131676 A RU 2005131676A RU 2307794 C2 RU2307794 C2 RU 2307794C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
plutonium
uranium
solution
nitric acid
molar concentration
Prior art date
Application number
RU2005131676/15A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU2005131676A (en
Inventor
Лев Мирзанович Рамазанов (RU)
Лев Мирзанович Рамазанов
Сергей Иванович Ровный (RU)
Сергей Иванович Ровный
Юрий Васильевич Глаголенко (RU)
Юрий Васильевич Глаголенко
Александр Петрович Суслов (RU)
Александр Петрович Суслов
Георгий Шамилевич Баторшин (RU)
Георгий Шамилевич Баторшин
бов Борис Иванович Р (RU)
Борис Иванович Рябов
Сергей Николаевич Елсуков (RU)
Сергей Николаевич Елсуков
Александр Николаевич Перминов (RU)
Александр Николаевич Перминов
Георгий Михайлович Антаков (RU)
Георгий Михайлович Антаков
Владимир Моисеевич Брыкалов (RU)
Владимир Моисеевич Брыкалов
Александр Анатольевич Абрамов (RU)
Александр Анатольевич Абрамов
Игорь Михайлович Балакин (RU)
Игорь Михайлович Балакин
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Производственное объединение "Маяк"
Priority to RU2005131676/15A priority Critical patent/RU2307794C2/en
Publication of RU2005131676A publication Critical patent/RU2005131676A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2307794C2 publication Critical patent/RU2307794C2/en

Links

Landscapes

  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

FIELD: chemical industry; atomic industry; methods of refinement of plutonium from uranium.
SUBSTANCE: the invention is pertaining to the field of the chemical technology and may be used at production of plutonium of the high degree purity. The method of refinement of plutonium from uranium provides for extraction of the plutonium and uranium into the solution of tributylphosphate in the inert diluent, washing of the extract by the nitric acid solutions, reextraction of plutonium present in the solution of the nitric acid with the molar concentration of 0.20 mole/dm3. The reextraction of plutonium conduct at the oxidation degree of+3 using the solution of β-oxyethylhydrazine with the molar concentration from 0.8 up to 1.0 mole/dm3 at the temperature from 40°C up to 60°C and the ratio of the flows of the organic and the water phases from 1.8 to 2.2. The technical result of the invention is the increased degree of refinement of plutonium from uranium, the decreased volume of the reextract.
EFFECT: the invention ensures the increased degree of refinement of plutonium from uranium, the decreased volume of the reextract.
1 dwg, 1 tbl

Description

Изобретение относится к области химической технологии и может быть использовано при получении плутония высокой степени чистоты.The invention relates to the field of chemical technology and can be used to obtain plutonium of high purity.

Растворы плутония содержат примеси, в частности уран, и не могут использоваться по назначению без предварительной очистки.Plutonium solutions contain impurities, in particular uranium, and cannot be used for their intended purpose without preliminary purification.

Наиболее близким техническим решением к заявляемому по совокупности существенных признаков является способ очистки плутония от урана, включающий извлечение плутония и урана в раствор трибутилфосфата (ТБФ) в инертном разбавителе, промывку экстракта растворами азотной кислоты, реэкстракцию плутония в растворе азотной кислоты с молярной концентрацией 0,20 моль/дм3. (Патент US 4983300. кл. C01G 56/00, С22В 60/04, опубликован 08.01.1991).The closest technical solution to the claimed combination of essential features is a method for purifying plutonium from uranium, including the extraction of plutonium and uranium in a solution of tributyl phosphate (TBP) in an inert diluent, washing the extract with solutions of nitric acid, reextracting plutonium in a solution of nitric acid with a molar concentration of 0.20 mol / dm 3 . (Patent US 4983300. CL C01G 56/00, C22B 60/04, published 01/08/1991).

Недостатками этого способа являются невысокая степень очистки плутония от урана, большой объем реэкстракта.The disadvantages of this method are the low degree of purification of plutonium from uranium, a large amount of reextract.

Технической задачей изобретения является повышение степени очистки плутония от урана, уменьшение объема реэкстракта.An object of the invention is to increase the degree of purification of plutonium from uranium, reducing the volume of re-extract.

Решение поставленной задачи достигается тем, что реэкстракцию плутония проводят в степени окисления +3 раствором β-оксиэтилгидразина (ОЭГ) с молярной концентрацией от 0,8 до 1,0 моль/дм3 в растворе азотной кислоты с молярной концентрацией 0,20 моль/дм3 при температуре от 40°С до 60°С и соотношении потоков (n) органической и водной фаз от 1,8 до 2,2.The solution of this problem is achieved by the fact that plutonium is reextracted in the oxidation state +3 with a solution of β-hydroxyethylhydrazine (OEG) with a molar concentration of 0.8 to 1.0 mol / dm 3 in a solution of nitric acid with a molar concentration of 0.20 mol / dm 3 at a temperature of from 40 ° C to 60 ° C and a ratio of flows (n) of the organic and aqueous phases from 1.8 to 2.2.

Новизной заявляемого способа является использование раствора ОЭГ на операции реэкстракции плутония.The novelty of the proposed method is the use of an OEG solution for plutonium re-extraction operations.

Предлагаемый способ осуществляют на экстракционной установке, принципиальная схема которой приведена чертеже, следующим образом.The proposed method is carried out on the extraction installation, a schematic diagram of which is shown in the drawing, as follows.

Из исходного раствора проводят извлечение плутония и урана в раствор ТБФ в разбавителе на 12 ступенях экстракционного аппарата. Экстракт плутония промывают на трех ступенях раствором азотной кислоты с молярной концентрацией 6,0 моль/дм3, затем на трех ступенях раствором азотной кислоты с молярной концентрацией 0,5 моль/дм3. Расход промывных растворов меньше расхода экстрагента в десять раз.Plutonium and uranium are extracted from the initial solution into a TBP solution in a diluent at 12 stages of the extraction apparatus. The plutonium extract is washed in three steps with a solution of nitric acid with a molar concentration of 6.0 mol / dm 3 , then in three steps with a solution of nitric acid with a molar concentration of 0.5 mol / dm 3 . The flow rate of the washing solutions is ten times less than the flow rate of the extractant.

Экстракт плутония из 18 ступени головного аппарата направляют в первую ступень аппарата реэкстракции. В 15 ступень аппарата дозируют реэкстрагент. Реэкстракцию плутония проводят при температуре от 40°С до 60°С и значении n от 1,8 до 2,2.Plutonium extract from the 18th stage of the head apparatus is sent to the first stage of the stripping apparatus. In the 15th stage of the device, a reextractor is dosed. Re-extraction of plutonium is carried out at a temperature of from 40 ° C to 60 ° C and a value of n from 1.8 to 2.2.

Экстрагент после реэкстракции плутония промывают раствором карбоната натрия при значении n, равном 10 на трех ступенях.The extractant after re-extraction of plutonium is washed with a solution of sodium carbonate with a value of n equal to 10 in three steps.

В таблице 1 приведено распределение плутония и урана по технологическим продуктам экстракционной установки при извлечении плутония в раствор ТБФ с объемной долей 30% в гексахлорбутадиене из раствора состава: плутоний - 34 г/дм3, уран - 0,5 г/дм3, азотная кислота 5,2 моль/дм3 и проведении реэкстрации плутония по заявляемому способу и способу, принятому за прототип.Table 1 shows the distribution of plutonium and uranium by technological products of the extraction unit when plutonium is extracted into a TBP solution with a volume fraction of 30% in hexachlorobutadiene from a solution of the composition: plutonium - 34 g / dm 3 , uranium - 0.5 g / dm 3 , nitric acid 5.2 mol / dm 3 and carrying out the re-extraction of plutonium according to the claimed method and the method adopted as a prototype.

Таблица 1 - Распределение плутония и урана по технологическим продуктам экстракционной установкиTable 1 - Distribution of plutonium and uranium by technological products of the extraction plant Способ реэкстракции плутония
Состав реэкстрагентаThe method of re-extraction of plutonium
The composition of the stripping agent Соотношение потоков фазPhase flow ratio Относительный объем реэкстрактаThe relative volume of the reextract Массовая концентрация плутония (г/дм3), урана (г/дм3) и молярная концентрация азотной кислоты (моль/дм3) в продуктахMass concentration of plutonium (g / dm 3 ), uranium (g / dm 3 ) and molar concentration of nitric acid (mol / dm 3 ) in products Коэффициент очистки плутония от уранаUranium plutonium purification factor ЭкстрактExtract Реэкстракт плутонияPlutonium re-extract Органический раствор после реэкстракции плутонияOrganic solution after re-extraction of plutonium Карбонатный растворCarbonate solution ПлутонийPlutonium ПлутонийPlutonium УранUranus Азотная кислотаNitric acid ПлутонийPlutonium УранUranus ПлутонийPlutonium УранUranus Заявляемый
Раствор ОЭГ с молярной концентрацией 0,8 моль/дм3 в растворе азотной кислоты с молярной концентрацией
0,2 моль/дм3
Температура - 40°СThe claimed
An OEG solution with a molar concentration of 0.8 mol / dm 3 in a nitric acid solution with a molar concentration
0.2 mol / dm 3
Temperature - 40 ° С 1,81.8 0,550.55 84,1 82,584.1 82.5 150,5 146,2150.5 146.2 0,06 0,040.06 0.04 1,4 1,51.4 1.5 0,015 0,0110.015 0.011 1,1 1,21.1 1.2 0,14 0,100.14 0.10 10,5 11,610.5 11.6 37,6 54,437.6 54.4 2,02.0 0,500.50 83,1 84,583.1 84.5 165,1 169,7165.1 169.7 0,05 0,040.05 0.04 1,6 1,51.6 1.5 0,012 0,0100.012 0.010 1,0 1,21.0 1.2 0,11 0,110.11 0.11 10,2 11,410.2 11.4 49,0 63,949.0 63.9 Раствор ОЭГ с молярной концентрацией 1,0 моль/дм3 в растворе азотной кислоты с молярной концентрацией 0,2 моль/дм3
Температура - 40°СAn OEG solution with a molar concentration of 1.0 mol / dm 3 in a solution of nitric acid with a molar concentration of 0.2 mol / dm 3
Temperature - 40 ° С 1,81.8 0,550.55 82,782.7 147,4147.4 0,050.05 1,41.4 0,0140.014 1,11,1 0,130.13 10,810.8 44,544.5 83,683.6 149,0149.0 0,050.05 1,61,6 0,0150.015 1,01,0 0,140.14 9,79.7 43,443,4 2,02.0 0,500.50 84,084.0 165,2165.2 0,060.06 1,41.4 0,0130.013 1,21,2 0,120.12 11,511.5 40,840.8 81,581.5 161,5161.5 0,050.05 1,51,5 0,0110.011 1,11,1 0,100.10 10,910.9 47,547.5 Раствор ОЭГ с молярной концентрацией 0,8 моль/дм3 в растворе азотной кислоты с молярной концентрацией 0,2 моль/дм3
Температура - 60°СA solution of OEG with a molar concentration of 0.8 mol / dm 3 in a solution of nitric acid with a molar concentration of 0.2 mol / dm 3
Temperature - 60 ° С 1,81.8 0,550.55 82,782.7 147,9147.9 0,040.04 1,41.4 0,0120.012 1,11,1 0,120.12 11,211.2 54,454,4 83,183.1 149,1149.1 0,040.04 1,61,6 0,0140.014 1,21,2 0,130.13 11,611.6 56,556.5 2,02.0 0,500.50 80,980.9 160,2160,2 0,050.05 1,51,5 0,0150.015 1,11,1 0,140.14 11,711.7 47,247.2 82,882.8 163,2163.2 0,060.06 1,61,6 0,0150.015 1,01,0 0,150.15 10,510.5 40,840.8

Окончание таблицы 1End of table 1 Способ реэкстракции плутония Состав реэкстрагентаMethod for re-extraction of plutonium Соотношение потоков фазPhase flow ratio Относительный объем реэкстрактаThe relative volume of the reextract Массовая концентрация плутония (г/дм3), урана (г/дм3) и молярная концентрация азотной кислоты (моль/дм3) в продуктахMass concentration of plutonium (g / dm 3 ), uranium (g / dm 3 ) and molar concentration of nitric acid (mol / dm 3 ) in products Коэффициент очистки плутония от уранаUranium plutonium purification factor ЭкстрактExtract Реэкстракт плутонияPlutonium re-extract Органический раствор после реэкстракции плутонияOrganic solution after re-extraction of plutonium Карбонатный растворCarbonate solution ПлутонийPlutonium ПлутонийPlutonium УранUranus Азотная кислотаNitric acid ПлутонийPlutonium УранUranus ПлутонийPlutonium УранUranus Заявляемый
Раствор ОЭГ с молярной концентрацией 1,0 моль/дм3 в растворе азотной кислоты с молярной концентрацией 0,2 моль/дм3 Температура - 60°СThe claimed
An OEG solution with a molar concentration of 1.0 mol / dm 3 in a solution of nitric acid with a molar concentration of 0.2 mol / dm 3 Temperature - 60 ° C 1,81.8 0,550.55 83,083.0 148,8148.8 0,050.05 1,31.3 0,0130.013 1,01,0 0,130.13 9,89.8 44,544.5 81,981.9 146,9146.9 0,060.06 1,61,6 0,0110.011 1,21,2 0,100.10 11,911.9 36,536.5 2,02.0 0,500.50 84,284.2 169,2169.2 0,040.04 1,41.4 0,0150.015 1,11,1 0,140.14 11,111.1 63,963.9 81,281.2 163,1163.1 0,050.05 1,51,5 0,0100.010 1,21,2 0,090.09 11,811.8 49,049.0 Прототип
Раствор азотной кислоты с молярной концентрацией 0,2 моль/дм3 Prototype
A solution of nitric acid with a molar concentration of 0.2 mol / DM 3 1,21,2 0,830.83 83,583.5 101,2101,2 1,01,0 0,50.5 0,0240.024 0,40.4 0,230.23 4,14.1 1,51,5 85,585.5 100,5100.5 0,90.9 0,50.5 0,0210,021 0,50.5 0,210.21 4,84.8 1,61,6 1,41.4 0,710.71 84,384.3 116,7116.7 1,21,2 0,40.4 0,0510.051 0,40.4 0,500.50 3,73,7 1,41.4 83,683.6 118,5118.5 1,11,1 0,50.5 0,0580.058 0,40.4 0,610.61 3,83.8 1,61,6

Из приведенных в таблице 1 данных следует, что проведение восстановительной реэкстракции плутония обеспечивает высокую степень очистки плутония от урана и позволяет в 1,4-1,5 раза уменьшить объем реэкстракта. Коэффициент очистки плутония от урана изменяется от 36,5 до 63,9.From the data given in table 1, it follows that conducting reductive extraction of plutonium provides a high degree of purification of plutonium from uranium and allows 1.4-1.5 times reduction in the volume of reextract. The coefficient of purification of plutonium from uranium varies from 36.5 to 63.9.

При использовании в качестве реэкстрагента азотной кислоты с молярной концентрацией 0,20 моль/дм3 очистка плутония от урана практически не происходит. Коэффициент очистки плутония от урана составляет (1,5±0,1).When using nitric acid with a molar concentration of 0.20 mol / dm 3 as a stripping agent, practically no purification of plutonium from uranium occurs. The coefficient of purification of plutonium from uranium is (1.5 ± 0.1).

Использование раствора ОЭГ на операции реэкстракции плутония позволяет увеличить соотношение потоков органической и водной фаз, а также концентрацию азотной кислоты, выделяющейся при взаимодействии ОЭГ с плутонием.The use of an OEG solution for plutonium reextraction operations allows increasing the ratio of the flows of organic and aqueous phases, as well as the concentration of nitric acid released during the interaction of OEG with plutonium.

Очистка плутония от урана при проведении восстановительной реэкстракции плутония обусловлена эффектом высаливания урана при высокой концентрации плутония и азотной кислоты в реэкстракте.The purification of plutonium from uranium during reductive extraction of plutonium is due to the effect of salting out of uranium at a high concentration of plutonium and nitric acid in the reextract.

Уран практически полностью извлекается из органической фазы после реэкстракции плутония в ступенях регенерации экстрагента карбонатным раствором.Uranium is almost completely removed from the organic phase after re-extraction of plutonium in the stages of regeneration of the extractant with a carbonate solution.

Внедрение предлагаемого способа позволит производить глубокую очистку плутония от урана.The implementation of the proposed method will allow for deep purification of plutonium from uranium.

Claims (1)

Способ очистки плутония от урана, включающий извлечение плутония и урана в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе, промывку экстракта растворами азотной кислоты, реэкстракцию плутония в растворе азотной кислоты с молярной концентрацией 0,20 моль/дм3, отличающийся тем, что реэкстракцию плутония проводят в степени окисления +3 раствором β-оксиэтилгидразина с молярной концентрацией от 0,8 до 1,0 моль/дм3 при температуре от 40 до 60°С и соотношении потоков органической и водной фаз от 1,8 до 2,2.The method of purification of plutonium from uranium, including the extraction of plutonium and uranium in a solution of tributyl phosphate in an inert diluent, washing the extract with solutions of nitric acid, re-extraction of plutonium in a solution of nitric acid with a molar concentration of 0.20 mol / dm 3 , characterized in that the re-extraction of plutonium is carried out to a degree oxidation of +3 with a solution of β-hydroxyethylhydrazine with a molar concentration of from 0.8 to 1.0 mol / dm 3 at a temperature of from 40 to 60 ° C and a flow ratio of organic and aqueous phases from 1.8 to 2.2.
RU2005131676/15A 2005-10-12 2005-10-12 Method of refinement of plutonium from uranium RU2307794C2 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2005131676/15A RU2307794C2 (en) 2005-10-12 2005-10-12 Method of refinement of plutonium from uranium

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2005131676/15A RU2307794C2 (en) 2005-10-12 2005-10-12 Method of refinement of plutonium from uranium

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2005131676A RU2005131676A (en) 2007-04-20
RU2307794C2 true RU2307794C2 (en) 2007-10-10

Family

ID=38036671

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2005131676/15A RU2307794C2 (en) 2005-10-12 2005-10-12 Method of refinement of plutonium from uranium

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2307794C2 (en)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU569278A3 (en) * 1972-12-28 1977-08-15 Коммиссариат А Л"Энержи Атомик (Фирма) Method of plutonium re-extraction
US4983300A (en) * 1987-12-18 1991-01-08 Commissariat A L'energie Atomique Process for the reextraction in aqueous solution of the plutonium present in an organic solvent, more particularly usable for splitting uranium and plutonium
FR2656148A1 (en) * 1989-12-15 1991-06-21 Cogema Process for separating, by means of crown ethers, plutonium from uranium and from fission products, in the first stages of reprocessing of irradiated nuclear fuels
RU2164360C1 (en) * 1999-07-13 2001-03-20 Государственный научный центр Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А.Бочвара Extracting agent reconditioning process

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU569278A3 (en) * 1972-12-28 1977-08-15 Коммиссариат А Л"Энержи Атомик (Фирма) Method of plutonium re-extraction
US4983300A (en) * 1987-12-18 1991-01-08 Commissariat A L'energie Atomique Process for the reextraction in aqueous solution of the plutonium present in an organic solvent, more particularly usable for splitting uranium and plutonium
FR2656148A1 (en) * 1989-12-15 1991-06-21 Cogema Process for separating, by means of crown ethers, plutonium from uranium and from fission products, in the first stages of reprocessing of irradiated nuclear fuels
RU2164360C1 (en) * 1999-07-13 2001-03-20 Государственный научный центр Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А.Бочвара Extracting agent reconditioning process

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ХИМИЧЕСКАЯ ТЕХНОЛОГИЯ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО./Под. ред. В.Б.Шевченко. - М.: Атомиздат, 1971, с.235-236. ПЛУТОНИЙ. СПРАВОЧНИК./Под. ред. О.Вика. - М.: Атомиздат, 1971, том 1, стр.343-354. *

Also Published As

Publication number Publication date
RU2005131676A (en) 2007-04-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN107851470B (en) Method for treating aqueous nitric acid solution produced by dissolving spent nuclear fuel
US8795611B2 (en) Method for purifying the uranium from a natural uranium concentrate
CN105849818B (en) Including the method by the way that processing spent nuclear fuel of at least one actinides (IV) from the actinides (IV) the step of purification uranium (VI) is complexed
JP2011001586A (en) Method for extracting and separating rare earth elements
CN110312702B (en) Asymmetric N,N-dialkylamides, especially for the separation of uranium(VI) and plutonium(IV), their synthesis and use
CN103146938B (en) Extraction and separation method of uranium
JP2018532691A (en) Novel asymmetric N, N-dialkylamides, their synthesis and use
RU2441087C1 (en) Method of extracting rare-earth metals yttrium (iii), cerium (iii) and erbium (iii) from water solutions
RU2425804C1 (en) Method of cleaning regenerated uranium
RU2307794C2 (en) Method of refinement of plutonium from uranium
RU2373155C2 (en) Method of extractant purification of regenerated uranium
RU2747574C2 (en) Method of separation of heavy rem (yttrium, ytterbium, erbium and dysprosium) during extraction thereof from phosphatic solutions
CN114574698B (en) A method for purifying uranium after spent fuel reprocessing
Hughes et al. The isolation of thorium from monazite by solvent extraction. Part I
Wang et al. Separation of Am from lanthanides by a synergistic mixture of purified Cyanex 301 and TBP
Leon et al. Separation of cobalt from nickel using novel ultrasound-prepared supported liquid membranes containing Cyanex 272 as carrier
RU2184083C2 (en) Method of purifying uranium(vi) from technetium(vii)
CN102965503B (en) Separation and purification method of ruthenium in irradiation uranium target
RU2379776C1 (en) Method of processing uranium-zircon wastes
RU2727140C1 (en) Irradiated nuclear fuel extraction processing method
Glekov et al. TPE/REE separation with the use of zirconium salt of HDBP
RU2842747C1 (en) Method of extracting scandium from hydrolytic acid
JP2962980B2 (en) Continuous conversion of one hydroxylamine salt to another.
RU2447523C2 (en) Method for treatment of reprocessed uranium
Dhami et al. Validation of the flow-sheet proposed for reprocessing of AHWR spent fuel: counter-current studies using TBP