RU2765790C1 - Method for separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions (variants) - Google Patents
Method for separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions (variants) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2765790C1 RU2765790C1 RU2021110718A RU2021110718A RU2765790C1 RU 2765790 C1 RU2765790 C1 RU 2765790C1 RU 2021110718 A RU2021110718 A RU 2021110718A RU 2021110718 A RU2021110718 A RU 2021110718A RU 2765790 C1 RU2765790 C1 RU 2765790C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- plutonium
- neptunium
- solution
- nitric acid
- reducing agent
- Prior art date
Links
- 229910052781 Neptunium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 46
- LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N neptunium atom Chemical compound [Np] LFNLGNPSGWYGGD-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 44
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 38
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 37
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 29
- 238000000926 separation method Methods 0.000 title claims abstract description 21
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims description 28
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 title claims description 28
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 24
- XEVRDFDBXJMZFG-UHFFFAOYSA-N carbonyl dihydrazine Chemical compound NNC(=O)NN XEVRDFDBXJMZFG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 13
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 claims description 22
- 229910052713 technetium Inorganic materials 0.000 claims description 12
- GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N technetium atom Chemical compound [Tc] GKLVYJBZJHMRIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- IYQHAABWBDVIEE-UHFFFAOYSA-N [Pu+4] Chemical compound [Pu+4] IYQHAABWBDVIEE-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 7
- ZLYXMBXMECZBSN-UHFFFAOYSA-N [Pu+3] Chemical compound [Pu+3] ZLYXMBXMECZBSN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 238000005406 washing Methods 0.000 claims description 7
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 claims description 5
- -1 uranium(VI) ions Chemical class 0.000 claims description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 5
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 abstract description 4
- 238000007670 refining Methods 0.000 abstract description 3
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 abstract description 3
- 238000012545 processing Methods 0.000 abstract description 2
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 abstract 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 44
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- NBSLIVIAZBZBFZ-UHFFFAOYSA-N [Np+4] Chemical compound [Np+4] NBSLIVIAZBZBFZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 description 5
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 5
- CWYNVVGOOAEACU-UHFFFAOYSA-N Fe2+ Chemical class [Fe+2] CWYNVVGOOAEACU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- WYOWZDGKSKEXCI-UHFFFAOYSA-N [Np+6] Chemical compound [Np+6] WYOWZDGKSKEXCI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 description 4
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 description 4
- QTBSBXVTEAMEQO-UHFFFAOYSA-N Acetic acid Chemical compound CC(O)=O QTBSBXVTEAMEQO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M Sodium hydroxide Chemical compound [OH-].[Na+] HEMHJVSKTPXQMS-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 3
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 3
- 230000002829 reductive effect Effects 0.000 description 3
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 description 3
- OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N Hydrazine Chemical compound NN OAKJQQAXSVQMHS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- NAYOFUASDMNEMW-UHFFFAOYSA-N [Np+5] Chemical compound [Np+5] NAYOFUASDMNEMW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- RAESLDWEUUSRLO-UHFFFAOYSA-O aminoazanium;nitrate Chemical compound [NH3+]N.[O-][N+]([O-])=O RAESLDWEUUSRLO-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 244000309464 bull Species 0.000 description 2
- 239000008139 complexing agent Substances 0.000 description 2
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 2
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 description 2
- 230000000087 stabilizing effect Effects 0.000 description 2
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 2
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 1
- 239000004215 Carbon black (E152) Substances 0.000 description 1
- BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L Carbonate Chemical compound [O-]C([O-])=O BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- IOVCWXUNBOPUCH-UHFFFAOYSA-N Nitrous acid Chemical class ON=O IOVCWXUNBOPUCH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002253 acid Substances 0.000 description 1
- 150000007513 acids Chemical class 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 239000007857 degradation product Substances 0.000 description 1
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 1
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 1
- 239000002360 explosive Substances 0.000 description 1
- 229930195733 hydrocarbon Natural products 0.000 description 1
- 150000002430 hydrocarbons Chemical class 0.000 description 1
- 239000003701 inert diluent Substances 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 1
- 238000002156 mixing Methods 0.000 description 1
- 239000012074 organic phase Substances 0.000 description 1
- 238000002791 soaking Methods 0.000 description 1
- 238000002798 spectrophotometry method Methods 0.000 description 1
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 description 1
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способам разделения нептуния и плутония экстракционными методами при переработке отработавшего ядерного топлива. Разделение этих элементов, как правило, осуществляется путем стабилизации одного из них в малоэкстрагируемой валентной форме и последующей селективной экстракции второго компонента.The invention relates to radiochemical technology, in particular to methods for separating neptunium and plutonium by extraction methods in the reprocessing of spent nuclear fuel. The separation of these elements, as a rule, is carried out by stabilizing one of them in a low-extractable valence form and subsequent selective extraction of the second component.
Известен способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах, основанный на восстановлении плутония(IV) в плутоний(III), который практически не экстрагируется в органическую фазу, и одновременном восстановлении нептуния(V, VI) до экстрагируемой формы нептуния(IV). Способ заключается в том, что исходный раствор подвергают восстановительной обработке солью железа (II), после чего из него экстрагируют нептуний(IV) и промывают экстракт от следов плутония(IV) восстановительным раствором, содержащим соль железа(II) (патент США 2847276, опубл. 12.08.1958).A known method of separating neptunium and plutonium in nitric acid solutions based on the reduction of plutonium(IV) into plutonium(III), which is practically not extracted into the organic phase, and the simultaneous reduction of neptunium(V, VI) to the extractable form of neptunium(IV). The method consists in the fact that the initial solution is subjected to reduction treatment with an iron (II) salt, after which neptunium (IV) is extracted from it and the extract is washed from traces of plutonium (IV) with a reducing solution containing an iron (II) salt (US patent 2847276, publ. 08/12/1958).
Недостатком данного способа является применение соли железа(II) в качестве реагента-восстановителя, что приводит к увеличению солесодержания в системе, а при переработке отработавших растворов методом упаривания вызывает коррозию аппаратуры.The disadvantage of this method is the use of an iron(II) salt as a reducing agent, which leads to an increase in the salt content in the system, and when processing spent solutions by evaporation, it causes corrosion of the equipment.
Известен способ разделения плутония и нептуния из азотнокислых растворов, содержащих плутоний, нептуний, технеций и уран, включающий подготовку раствора к экстракции, экстракцию плутония и нептуния трибутилфосфатом в разбавителе, промывку экстракта и реэкстракцию плутония и нептуния (Патент RU №2454740, Бюл №18, 2012). Способ предполагает стабилизацию в исходном растворе плутония(IV) и нептуния(VI). Целевые компоненты экстрагируют трибутилфосфатом в разбавителе. Нептуний реэкстрагируют при помощи восстановления нептуния(VI) до нептуния(V) слабой азотной кислотой, содержащей пероксокислоты (например, надуксусную или пероксованадиевую), а плутоний реэкстрагируют в виде плутония(III) раствором азотной кислоты с другим восстановителем.A known method of separating plutonium and neptunium from nitric acid solutions containing plutonium, neptunium, technetium and uranium, including preparing the solution for extraction, extracting plutonium and neptunium with tributyl phosphate in a diluent, washing the extract and re-extracting plutonium and neptunium (Patent RU No. 2454740, Bull. No. 18, 2012). The method involves stabilization of plutonium(IV) and neptunium(VI) in the initial solution. Target components are extracted with tributyl phosphate in a diluent. Neptunium is re-extracted by reducing neptunium(VI) to neptunium(V) with a weak nitric acid containing peroxo acids (for example, peracetic or peroxovanadic), and plutonium is re-extracted as plutonium(III) with a solution of nitric acid with another reducing agent.
Недостатком способа является использование двух разных восстановителей, не стабильных в водных растворах, а также усложнение дальнейшего обращения с отходами из-за образования уксусной кислоты и повышенного солесодержания.The disadvantage of this method is the use of two different reducing agents that are not stable in aqueous solutions, as well as the complication of further waste management due to the formation of acetic acid and high salinity.
Известен способ выделения и разделения нептуния и плутония, предусматривающий подготовку раствора к экстракции путем стабилизации плутония в степени окисления (IV), а нептуния в степени окисления(IV) или (V) (Патент RU №2642851, Бюл. 4, опубл. 29.01.2018). Разделение элементов проводят на стадии экстракции в многоступенчатых экстракторах. Экстракцию плутония или плутония и нептуния проводят трибутилфосфатом в разбавителе. Для стабилизации нептуния в степени окисления (IV) в исходный раствор с концентрацией азотной кислоты от 4,3 до 4,6 моль/л вводят гидразин-нитрат в количестве от 0,8 до 3,2 г/г плутония и выдерживают не менее 2 ч, а в середину блока экстракции плутония и нептуния с расходом 0,05-0,1 долей от расхода исходного раствора подают восстановительный раствор, содержащий от 0,3 до 1,0 моль/л азотной кислоты, от 30 до 60 г/л гидразин-нитрата и от 5 до 10 г/л двухвалентного железа.A known method for the isolation and separation of neptunium and plutonium, involving the preparation of a solution for extraction by stabilizing plutonium in the oxidation state (IV), and neptunium in the oxidation state (IV) or (V) (Patent RU No. 2642851, Bull. 4, publ. 29.01. 2018). Separation of elements is carried out at the stage of extraction in multi-stage extractors. Extraction of plutonium or plutonium and neptunium is carried out with tributyl phosphate in a diluent. To stabilize neptunium in the oxidation state (IV), hydrazine nitrate is introduced into the initial solution with a concentration of nitric acid from 4.3 to 4.6 mol/l in an amount of 0.8 to 3.2 g/g of plutonium and kept for at least 2 h, and in the middle of the plutonium and neptunium extraction unit with a consumption of 0.05-0.1 shares of the consumption of the initial solution, a reducing solution containing from 0.3 to 1.0 mol/l of nitric acid, from 30 to 60 g/l hydrazine nitrate and 5 to 10 g/l ferrous iron.
Недостатком описанного метода является использование солевого восстановителя, железа, что усложняет последующее обращение с отходами.The disadvantage of the described method is the use of a salt reducing agent, iron, which complicates the subsequent waste management.
Наиболее близким является способ разделения нептуния и плутония, включающий обработку исходного раствора реагентом-восстановителем, экстракцию нептуния(IV) раствором трибутилфосфата (ТБФ) в инертном разбавителе, восстановительную промывку экстракта и реэкстракцию из него нептуния раствором азотной кислоты (патент RU 2031846 С1, МПК C01G 56/00, опубл. 27.03.1995). В качестве реагента-восстановителя в указанном способе используют раствор трехвалентного нептуния в присутствии стабилизатора - гидразин нитрата.The closest is the method of separating neptunium and plutonium, including treatment of the initial solution with a reducing agent, extraction of neptunium(IV) with a solution of tributyl phosphate (TBP) in an inert diluent, reductive washing of the extract and re-extraction of neptunium from it with a solution of nitric acid (patent RU 2031846 C1, IPC C01G 56/00, published 03/27/1995). As a reducing agent in this method, a solution of trivalent neptunium is used in the presence of a stabilizer - hydrazine nitrate.
Недостатком данного способа является трудность в получении восстановителя - нептуния(III), который является нестабильным во времени, а также использование в качестве стабилизатора гидразина, который при взаимодействии с азотной и азотистой кислотами образует потенциально взрывоопасную азотистоводородную кислоту.The disadvantage of this method is the difficulty in obtaining a reducing agent - neptunium (III), which is unstable over time, as well as the use of hydrazine as a stabilizer, which, when interacting with nitric and nitrous acids, forms potentially explosive nitric acid.
Задачей является разработка технологичного способа разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах.The task is to develop a technological method for the separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions.
Техническим результатом настоящего изобретения по первому и второму варианту является упрощение и повышение безопасности процесса отделения нептуния от плутония в аффинажных операциях технологии переработки отработавшего ядерного топлива.The technical result of the present invention in the first and second versions is to simplify and increase the safety of the process of separating neptunium from plutonium in refining operations of spent nuclear fuel reprocessing technology.
Технический результат по первому варианту достигается тем, что в способе разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах, включающем восстановление плутония(IV) до плутония(III) реагентом-восстановителем, экстракцию из раствора нептуния IV), промывку экстракта в присутствии реагента-восстановителя от следов плутония(IV),в качестве реагента-восстановителя используют раствор карбогидразида.The technical result according to the first variant is achieved by the fact that in the method for separating neptunium and plutonium in nitric acid solutions, including the reduction of plutonium (IV) to plutonium (III) with a reducing agent, extraction from a solution of neptunium IV), washing the extract in the presence of a reducing agent from traces plutonium(IV), a solution of carbohydrazide is used as a reducing agent.
Концентрация карбогидразида составляет от 0,3 моль/л и выше.The concentration of carbohydrazide is from 0.3 mol/l and above.
Концентрация азотной кислоты составляет от 3,0 моль/л и выше.The concentration of nitric acid is from 3.0 mol/l and above.
Продолжительность выдержки раствора для восстановления Np(VI) до Np(IV) до начала процесса экстракционного разделения составляет 270 - 300 минут при температуре 66°С.The duration of exposure of the solution to restore Np(VI) to Np(IV) before the start of the process of extraction separation is 270 - 300 minutes at a temperature of 66°C.
Технический результат по второму варианту достигается тем, что в способе разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах, содержащих уран и технеций, включающем восстановление плутония(IV) до плутония(III) реагентом-восстановителем, экстракцию из раствора нептуния (IV), промывку экстракта в присутствии реагента-восстановителя от следов плутония(IV), в качестве реагента-восстановителя используют раствор карбогидразида, при этом при содержании ионов урана(VI) от 30 г/л и выше и одновременном присутствии ионов технеция(VII) выше 100 мг/л продолжительность выдержки раствора для восстановления Np(VI) до Np(IV) до начала процесса экстракционного разделения составляет не менее 40 минут при температуре от 40 до 50°С.The technical result according to the second variant is achieved by the fact that in the method for separating neptunium and plutonium in nitric acid solutions containing uranium and technetium, including the reduction of plutonium (IV) to plutonium (III) with a reducing agent, extraction from a solution of neptunium (IV), washing the extract in in the presence of a reducing agent from traces of plutonium(IV), a solution of carbohydrazide is used as a reducing agent, while at the content of uranium(VI) ions from 30 g/l and above and the simultaneous presence of technetium(VII) ions above 100 mg/l, the duration soaking the solution to restore Np(VI) to Np(IV) before the start of the extraction separation process is at least 40 minutes at a temperature of 40 to 50°C.
Концентрация карбогидразида составляет от 0,3 моль/л и выше.The concentration of carbohydrazide is from 0.3 mol/l and above.
Концентрация азотной кислоты составляет от 1,0 моль/л и выше.The concentration of nitric acid is from 1.0 mol/l and above.
Заявляемый способ проверен в лабораторных условиях.The inventive method has been tested in laboratory conditions.
Пример 1 (вариант 1 подготовки исходного раствора для разделения плутония и нептуния).Example 1 (
В азотнокислый раствор, содержащий нептуний(VI), вносили аликвоту раствора карбогидразида. После перемешивания осуществляли наблюдение за изменением концентрации валентных форм нептуния спектрофотометрическим методом при температуре 66°С. Нептуний(VI) очень быстро, за время смешения, восстанавливается до нептуния(V). Затем происходило более медленное образование нептуния(IV). После восстановления Np(V) до Np(IV) более чем на 95% реакцию считали законченной. Данное время при различных условиях концентрации азотной кислоты и карбогидразида указано в таблице 1.An aliquot of the carbohydrazide solution was added to a nitric acid solution containing neptunium(VI). After stirring, the change in the concentration of valence forms of neptunium was monitored by the spectrophotometric method at a temperature of 66°C. Neptunium(VI) very quickly, during mixing, is reduced to neptunium(V). Then a slower formation of neptunium(IV) took place. After the reduction of Np(V) to Np(IV) by more than 95%, the reaction was considered complete. This time under various conditions of concentration of nitric acid and carbohydrazide is indicated in table 1.
Из результатов таблицы 1 следует, что для восстановления Np(V) до Np(IV) необходимо проводить выдержку раствора в азотной кислоте с концентрацией не менее 3 моль/л, концентрацией восстановителя не менее 0,3 моль/л при температуре 66°С в течение 270-300 минут. В этих условиях плутоний полностью восстанавливается до трехвалентного состоянии и тем самым реализуются условия создания валентной пары Pu(III)-Np(IV), пригодной к их дальнейшему разделению при помощи ТБФ в углеводородном разбавителе.It follows from the results of Table 1 that in order to reduce Np(V) to Np(IV), it is necessary to hold the solution in nitric acid with a concentration of at least 3 mol/l, a reducing agent concentration of at least 0.3 mol/l at a temperature of 66°C in within 270-300 minutes. Under these conditions, plutonium is completely reduced to the trivalent state, and thus the conditions for creating a Pu(III)-Np(IV) valence pair suitable for their further separation using TBP in a hydrocarbon diluent are realized.
Использование азотной кислоты с концентрацией ниже 3 моль/л нецелесообразно как из-за уменьшения скорости восстановления Np(V), так и из-за низких коэффициентов распределения Np(IV) в ТБФ и, как следствие, возможно увеличение потерь нептуния с рафинатом аффинажного цикла.The use of nitric acid with a concentration below 3 mol/l is impractical both because of a decrease in the rate of Np(V) reduction and because of the low distribution coefficients of Np(IV) in TBP and, as a result, an increase in neptunium losses with the raffinate of the refining cycle is possible .
Пример 2 (вариант 2 подготовки исходного раствора для разделения плутония и нептуния)Example 2 (
Условия варианта 2 отличались от варианта 1 тем, что в раствор добавляли нитрат уранила и технеций(VII) в виде пертехнетата аммония. Условия проведения и длительность процедуры восстановления Np(V) на 95% приведены в таблице 2.The conditions of
При одновременном присутствии нитрата уранила и ионов технеция(VII) при температуре выше 50°С наблюдается обратное окисление Np(IV). Поэтому оптимальными условиями для выдержки раствора с целью получения максимального количества Np(IV) является температура от 40 до 50°С, концентрация азотной кислоты выше 1 моль/л, концентрация восстановителя - карбогидразида - не менее 0,3 моль/л и продолжительность выдержки от 40 до 100 минут в зависимости от концентрации ионов технеция(VII) (от 50 до 300 мг/л).In the simultaneous presence of uranyl nitrate and technetium(VII) ions at temperatures above 50°C, reverse oxidation of Np(IV) is observed. Therefore, the optimal conditions for keeping the solution in order to obtain the maximum amount of Np(IV) are temperatures from 40 to 50°C, the concentration of nitric acid is above 1 mol/l, the concentration of the reducing agent - carbohydrazide - is not less than 0.3 mol/l, and the exposure time is from 40 to 100 minutes depending on the concentration of technetium(VII) ions (from 50 to 300 mg/l).
Пример 3. Осуществление экстракционного разделения плутония и нептуния (вариант 1). В качестве экстрагента использовали 30% раствор ТБФ в изопарафиновом разбавителе, предварительно отмытый от продуктов деструкции растворами карбоната и гидроксида натрия. Схема разделения представлена на Фиг. 1.Example 3. Implementation of the extraction separation of plutonium and neptunium (option 1). A 30% solution of TBP in an isoparaffin diluent was used as an extractant, previously washed from degradation products with solutions of carbonate and sodium hydroxide. The separation scheme is shown in Fig. one.
Водный раствор №27, подготовленный по примеру 1, а именно: концентрация азотной кислоты - 190 г/л; плутония - 6 г/л; нептуния - 1 г/л; восстановителя, карбогидразида - 0,3 моль/л, выдерживали при температуре 65°С в течение 270 мин, подавали в 6-ю ступень экстракционного каскада, а в первую ступень в противоток подавали экстрагент (раствор №26) в равной объемной доле с раствором №27. Промывной раствор №28 состава азотная кислота - 12 г/л; карбогидразид - 0,2 моль/л подавали в 10-ю ступень при соотношении фаз О/В=5/1. Результаты изменения концентраций компонентов по ступеням после проведения экстракционного разделения Pu и Np приведены в таблице 3.Aqueous solution No. 27, prepared according to example 1, namely: the concentration of nitric acid - 190 g/l; plutonium - 6 g/l; neptunium - 1 g/l; reducing agent, carbohydrazide - 0.3 mol/l, kept at a temperature of 65°C for 270 min, was fed into the 6th stage of the extraction cascade, and the extractant (solution No. 26) was fed into the first stage in countercurrent in an equal volume fraction with the No. 27. Washing solution No. 28 composition nitric acid - 12 g/l; carbohydrazide - 0.2 mol/l was fed into the 10th stage at a phase ratio O/B=5/1. The results of changing the concentrations of the components by steps after the extraction separation of Pu and Np are shown in Table 3.
В результате проведенной операции разделения нептуний(IV) перешел в экстракт (раствор №29) с концентрацией 1 г/л с коэффициентом очистки от плутония, равном 425, а плутоний(III) остался в рафинате (раствор №30) с коэффициентом очистки от нептуния, равным 3⋅103. Нептуний далее реэкстрагируют известным способом, например, слабой азотной кислотой или с применением комплексообразователя.As a result of the separation operation, neptunium(IV) passed into the extract (solution No. 29) with a concentration of 1 g/l with a plutonium removal factor of 425, and plutonium(III) remained in the raffinate (solution No. 30) with a neptunium removal factor equal to 3⋅10 3 . The neptunium is then re-extracted in a known manner, for example with weak nitric acid or using a complexing agent.
Пример 4. Осуществление экстракционного разделения плутония и нептуния в присутствии нитрата уранила и ионов технеция(VII) (вариант 2)Example 4. Implementation of the extraction separation of plutonium and neptunium in the presence of uranyl nitrate and technetium(VII) ions (option 2)
Схема разделения представлена на Фиг. 2.The separation scheme is shown in Fig. 2.
Водный раствор №33 состава: уран - 30 г/л, плутоний - 6 г/л, нептуний - 1 г/л, технеций - 100 мг/л, азотная кислота - 190 г/л, карбогидразид - 27 г/л после выдержки при температуре 45°С в течение 50 минут подавали в 20-ю ступень экстракционного каскада. Промывной раствор №34 (состав идентичен примеру 3) подавали в 25-ю ступень. Оборотный экстрагент для разделительного процесса (раствор №32) подавали в 16-ю ступень; для отмывки рафината (раствор №36) от урана оборотный экстрагент подавали в 11-ю ступень (раствор №31).Aqueous solution No. 33 composition: uranium - 30 g/l, plutonium - 6 g/l, neptunium - 1 g/l, technetium - 100 mg/l, nitric acid - 190 g/l, carbohydrazide - 27 g/l after exposure at a temperature of 45°C for 50 minutes was served in the 20th stage of the extraction cascade. Wash solution No. 34 (the composition is identical to example 3) was fed into the 25th stage. The reverse extractant for the separation process (solution No. 32) was fed into the 16th stage; to wash the raffinate (solution No. 36) from uranium, the circulating extractant was fed into the 11th stage (solution No. 31).
Соотношение потоков фаз, О/В, составляло: на ступенях с 11 по 15 - 0,42, на ступенях с 16 по 20 - 0,83, на ступенях с 21 по 25 - 5.The phase flow ratio, O/W, was 0.42 at
После выхода каскада на стационарное состояние был выполнен анализ рафината (раствор №36) и экстракта (раствор №35). Состав рафината: плутоний - 5 г/л, нептуний - менее 2 мг/л, уран - 5,5 мг/л, технеций - 82,5 мг/л. Состав экстракта: плутоний - менее 2 мг/л, нептуний - 0,67 г/л, уран - 20 г/л, технеций - менее 1 мг/л.After the cascade reached a steady state, the analysis of the raffinate (solution No. 36) and extract (solution No. 35) was performed. The composition of the raffinate: plutonium - 5 g/l, neptunium - less than 2 mg/l, uranium - 5.5 mg/l, technetium - 82.5 mg/l. Extract composition: plutonium - less than 2 mg/l, neptunium - 0.67 g/l, uranium - 20 g/l, technetium - less than 1 mg/l.
Нептуний далее реэкстрагируют известным способом, например, слабой азотной кислотой или с применением комплексообразователя. Таким образом, предлагаемый способ устраняет недостатки прототипа при достижении высокой эффективности процесса разделения.The neptunium is then re-extracted in a known manner, for example with weak nitric acid or using a complexing agent. Thus, the proposed method eliminates the disadvantages of the prototype while achieving high efficiency of the separation process.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021110718A RU2765790C1 (en) | 2021-04-15 | 2021-04-15 | Method for separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions (variants) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021110718A RU2765790C1 (en) | 2021-04-15 | 2021-04-15 | Method for separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions (variants) |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2765790C1 true RU2765790C1 (en) | 2022-02-03 |
Family
ID=80214740
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2021110718A RU2765790C1 (en) | 2021-04-15 | 2021-04-15 | Method for separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions (variants) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2765790C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN116313207A (en) * | 2023-03-30 | 2023-06-23 | 清华大学 | A method for extracting neptunium independent of the catalysis of coexisting ions |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CH464159A (en) * | 1965-09-17 | 1968-10-31 | Commissariat Energie Atomique | Process for re-extraction of actinides from organic solvents |
| RU2031846C1 (en) * | 1990-06-12 | 1995-03-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г.Хлопина" | Method of separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions |
| RU2410774C2 (en) * | 2009-04-13 | 2011-01-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method for re-extracting plutonium from organic tributyl phosphate solution |
| RU2514947C2 (en) * | 2012-03-05 | 2014-05-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method for re-extraction of plutonium from organic solution of tributyl phosphate |
-
2021
- 2021-04-15 RU RU2021110718A patent/RU2765790C1/en active
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CH464159A (en) * | 1965-09-17 | 1968-10-31 | Commissariat Energie Atomique | Process for re-extraction of actinides from organic solvents |
| RU2031846C1 (en) * | 1990-06-12 | 1995-03-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г.Хлопина" | Method of separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions |
| RU2410774C2 (en) * | 2009-04-13 | 2011-01-27 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method for re-extracting plutonium from organic tributyl phosphate solution |
| RU2514947C2 (en) * | 2012-03-05 | 2014-05-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method for re-extraction of plutonium from organic solution of tributyl phosphate |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| В.Н.Алексеенко и др. "Карбогидразид: свойства и применение в водно-экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива", ФГУП "ГХК", Автореферет, Москва, 2013. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN116313207A (en) * | 2023-03-30 | 2023-06-23 | 清华大学 | A method for extracting neptunium independent of the catalysis of coexisting ions |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2706954C2 (en) | Method of treating aqueous nitrate solution obtained during dissolution of spent nuclear fuel, performed in one cycle and not requiring any operation, including reductive re-extraction of plutonium | |
| RU2558332C9 (en) | Method of treating spent nuclear fuel without need for reductive re-extraction of plutonium | |
| Kulkarni | Recovery of uranium (VI) from acidic wastes using tri-n-octylphosphine oxide and sodium carbonate based liquid membranes | |
| RU2400841C2 (en) | Improved purex method and use thereof | |
| JP6671286B2 (en) | A method for treating spent nuclear fuel, comprising the step of decontaminating uranium (VI) by complexing at least one actinide (IV) with this actinide (IV) | |
| FR2738663A1 (en) | PROCESS FOR SEPARATING TRIVALENT ACTINIDES AND RARE EARTH ELEMENTS FROM A HIGHLY ACIDIC LIQUID WASTE | |
| JP7122313B2 (en) | Asymmetric N,N-dialkylamides, especially for separating uranium (VI) from plutonium (IV), their synthesis and their use | |
| RU2542868C2 (en) | Method of purifying uranium from natural uranium concentrate | |
| FR3039547A1 (en) | NOVEL DISSYMETRIC N, N-DIALKYLAMIDES, THEIR SYNTHESIS AND USES THEREOF | |
| FR2810679A1 (en) | Extraction of americium, curium and lanthanides from strongly acidic solutions using a tridentate complexing agent based on diglycol amide in an organic solvent | |
| JP2018530670A (en) | Method for separating americium from liquid radioactive waste and separating it from rare earth elements | |
| RU2765790C1 (en) | Method for separation of neptunium and plutonium in nitric acid solutions (variants) | |
| KR20090029819A (en) | Separation of chemical elements from uranium (VI) using an aqueous phase containing nitrogen in the uranium extraction cycle | |
| JP2000504837A (en) | Reprocessing of nuclear fuel | |
| JP2001522053A (en) | Reprocessing of nuclear fuel | |
| FR2748951A1 (en) | PROCESS FOR THE SELECTIVE SEPARATION OF ACTINIDES (III) AND LANTHANIDES (III) | |
| JPS63198897A (en) | Method particularly used for reprocessing irradiated nuclear fuel in order to separate technetium existing in organic solvent together with one kind or more of other metal such as zirconium and uranium or plutonium | |
| JPH0518076B2 (en) | ||
| Sreenivasulu et al. | Co-extraction and co-stripping of U (VI) and Pu (IV) using tri-iso-amyl phosphate and tri-n-butyl phosphate in n-dodecane from nitric acid media under high loading conditions. | |
| EP0381579A1 (en) | Method of extracting uranium (VI) and/or plutonium (IV) present in an aqueous acid solution by means of a mixture of N,N-dialkyl amides, for use in the reprocessing of irradiated nuclear fuels | |
| RU2514947C2 (en) | Method for re-extraction of plutonium from organic solution of tributyl phosphate | |
| CN114574698B (en) | A method for purifying uranium after spent fuel reprocessing | |
| WO2010020993A1 (en) | Wash solution suitable for use in continuous reprocessing of nuclear fuel and a system thereof | |
| RU2727140C1 (en) | Irradiated nuclear fuel extraction processing method | |
| Tkachenko et al. | Dynamic test of extraction process for americium partitioning from the PUREX raffinate |