CN103426489A - 一种后处理萃取分离流程中提高洗锝效果的方法 - Google Patents
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Abstract
本发明公开了一种后处理萃取分离流程中提高洗锝效果的方法，是1AP采用酸洗涤工艺，提高洗涤硝酸的总用量，硝酸的总用量为1AP中铀含量的3.4倍(摩尔比)至8倍(摩尔比)之间。该发明提供了一种大幅度提高了除锝效果的后处理萃取分离流程中洗锝的方法。
Description
技术领域
本发明涉及核燃料后处理技术领域，特别涉及一种后处理萃取分离流程中提高洗锝效果的方法。
背景技术
乏燃料中的锝由235U和239Pu发生的裂变反应生成，其中235U热中子裂变生成99Tc的产额为6.16％。在动力堆燃料中，235U富集度为3.2％，燃耗为33000MWd/tU时，每吨乏燃料中含有约850g的锝。随着燃料元件的燃耗加深、燃料中的235U加浓度的提高，锝产量也随之提高。因此，锝在乏燃料中是大量存在的元素，其在乏燃料后处理工艺中的行为和影响不容忽视。
在乏燃料后处理Purex流程铀钚共去污工艺段(1A)中，锝和铀、锆、钚的共萃取行为使其以较高的分配系数与铀钚一起被萃到有机相中(1AP)。若在铀钚分离时采用U(IV)-N2H4分别作还原剂和支持还原剂，由于锝能催化HNO3使之氧化N2H4，破坏系统中的还原气氛。如此，锝可同还原剂U(IV)起反应，降低了铀、钚分离的效率，严重时有可能破坏铀和钚的有效分离。目前随着反应堆中燃料燃耗的提高，料液中锝的含量增多，这样它对铀钚分离的干扰破坏作用也增大。因此，萃取了铀、钚、锝的有机相在进入铀钚分离工艺段(1B)之前洗除锝是非常重要的。锝的分配系数是随水相硝酸浓度提高而下降，因此采用高浓度硝酸可以将锝洗涤下来。洗锝工艺使用是Purex流程回收复用的高浓度硝酸，其中含氚，为避免氚进入后续工艺，需采用新鲜的低浓度硝酸溶液洗除氚，基于以上原因，锝洗工艺实际采用的是双酸洗涤流程，两股液流TcSS1(高酸进料)和TcSS2(低酸进料)分别从多级混合澄清槽的不同进料点进入洗锝工艺段(TcS)表示，如图1所示。
法国UP3、UP2-800和日本的六个所后处理厂洗锝工艺TcSS1选择10mol/L含氚的HNO3溶液，TcSS2选择1.5mol/L新鲜的HNO3溶液，其流量条件为商业机密，目前尚未见文献报道。
由于影响洗锝工艺段(TcS)的因素众多，如洗涤级数、洗涤硝酸浓度、洗涤硝酸相对于1AP(即TcSF)的流比等，改变以上的任何一个工艺参数都会对TcS工艺段的洗锝效果产生影响，因此，要优化如此多的参数变量来获得优化的洗锝效果难度很大。
发明内容
本发明克服了乏燃料后处理中试厂洗锝工艺对锝去污系数不高的缺点，提供了一种大幅度提高了除锝效果的后处理萃取分离流程中洗锝的方法。
为了解决上述技术问题，本发明是通过以下技术方案实现的：
一种后处理萃取分离流程中提高洗锝效果的方法，是1AP采用酸洗涤工艺，关键在于，提高洗涤硝酸的总用量，硝酸的总用量为1AP中铀含量的3.4倍(摩尔比)至8倍(摩尔比)之间。
本发明还可以：
硝酸采用两股进料，其中TcSS1硝酸浓度为9mol/L，由第4级进入，TcSS2硝酸浓度为2mol/L，由第8级进入，流比条件为1AP∶TcSS1∶TcSS2＝1∶0.10～0.20∶0.20～0.245。
所述的流比条件为1AP∶TcSS1∶TcSS2＝1∶0.15∶0.245。
与现有技术相比，本发明的有益效果是：
本发明提供的技术方案通过对洗锝工艺段TcS进行反复研究，研究发现提高洗涤硝酸的总用量，总用量为1AP中铀含量的3.4倍(摩尔比)至8倍(摩尔比)之间，实现了锝去污系数能够达到30.1，是目前现有方法去污系数的10倍以上，大幅度提高了TcS工艺的除锝效果，它不仅减少了进入TcSP中锝的含量，而且可减少1B工艺段中U(IV)的使用量，这对后处理厂来讲，经济效益十分显著。
该发明发现了TcS工艺段洗锝效果取决于硝酸总使用量(C(HNO3TcSS1)V(TcSS1)+C(HNO3TcSS2)V(TcSS2))的重要现象，改变了技术人员单独改变流量或硝酸浓度等不能显著提高洗锝效果的问题。另外，由于提高TcSS1和TcSS2的流量会降低TcSP中铀钚的收率，以及TcSP中硝酸浓度由TcSS2的酸度决定，因此，硝酸的总使用量是要通过改变流量、硝酸浓度等多个工艺参数实现的，本发明提出的硝酸浓度、流量等工艺参数条件之间的组合关系也是本发明要保护的关键点之一。
附图说明
图1锝洗工艺段简图
图2洗锝工艺概念流程
具体实施方式
下面结合附图与具体实施方式对本发明作进一步详细描述：
一种后处理萃取分离流程中提高洗锝效果的方法，如图1所示的锝洗工艺段简图，该方法是1AP采用酸洗涤工艺，提高洗涤硝酸的总用量，硝酸的总用量为1AP中铀含量的3.4倍(摩尔比)至8倍(摩尔比)之间。洗涤1AP有机相的硝酸可分为任意股液流，分别从任意进料点对1AP有机相洗涤，可以以任意的浓度和流量搭配方式对1AP有机相洗涤，只要保证总硝酸使用量是1AP中铀含量的3.4倍(摩尔比)至8倍(摩尔比)之间。
实施例1
如图2所示铣锝工艺概念流程，当采用8级混合澄清槽，1AP由第1级进料，TcSS1硝酸浓度为9mol/L，由第4级进入，TcSS2硝酸浓度为2mol/L，由第8级进入，流量条件为1AP∶TcSS1∶TcSS2＝1∶0.10∶0.20。实验结果为铀对锝的去污系数为10.9。硝酸的总用量是1AP中铀含量的3.44倍。
实施例2
当采用8级混合澄清槽，1AP由第1级进料，TcSS1硝酸浓度为9mol/L，由第4级进入，TcSS2硝酸浓度为2mol/L，由第8级进入，流量条件为1AP∶TcSS1∶TcSS2＝1∶0.15∶0.245。实验结果为铀对锝的去污系数为30.1。硝酸的总用量是1AP中铀含量的4.87倍。
实施例3
当采用8级混合澄清槽，1AP由第1级进料，TcSS1硝酸浓度为9mol/L，由第4级进入，TcSS2硝酸浓度为2mol/L，由第8级进入，流量条件为1AP∶TcSS1∶TcSS2＝1∶0.20∶0.245。实验结果为铀对锝的去污系数为55.9。硝酸的总用量是1AP中铀含量的6.05倍。
实施例4
当采用8级混合澄清槽，1AP由第1级进料，TcSS1硝酸浓度为10mol/L，由第4级进入，TcSS2硝酸浓度为2mol/L，由第8级进入，流量条件为1AP∶TcSS1∶TcSS2＝1∶0.25∶0.245。实验结果为铀对锝的去污系数为111.7。硝酸的总用量是1AP中铀含量的7.91倍。
Claims (3)
1.一种后处理萃取分离流程中提高洗锝效果的方法，是1AP采用酸洗涤工艺，其特征在于，提高洗涤硝酸的总用量，硝酸的总用量为1AP中铀含量的3.4倍(摩尔比)至8倍(摩尔比)之间。
2.根据权利要求1所述的一种后处理萃取分离流程中提高洗锝效果的方法，其特征在于，硝酸采用两股进料，其中TcSS1硝酸浓度为9mol/L，由第4级进入，TcSS2硝酸浓度为2mol/L，由第8级进入，流比条件为1AP∶TcSS1∶TcSS2＝1∶0.10～0.20∶0.20～0.245。
3.根据权利要求2所述的一种后处理萃取分离流程中提高洗锝效果的方法，其特征在于，所述的流比条件为1AP∶TcSS1∶TcSS2＝1∶0.15∶0.245。
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Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109735859A (zh) * | 2019-03-18 | 2019-05-10 | 中国原子能科学研究院 | 一种3-戊基肼及其盐的新用途 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0270453A1 (fr) * | 1986-12-03 | 1988-06-08 | Commissariat A L'energie Atomique | Procédé pour séparer le technetium présent dans un solvant organique avec du zirconium et au moins un autre métal tel que l'uranium ou le plutonium, utilisable notamment pour le retraitement des combustibles nucléaires irradiés |
| JPH05188188A (ja) * | 1992-01-14 | 1993-07-30 | Toshiba Corp | プルトニウムからのテクネチウムの除去方法 |
| WO1999062824A1 (en) * | 1998-06-02 | 1999-12-09 | British Nuclear Fuels Plc | Nuclear fuel reprocessing |
| US20100301287A1 (en) * | 2006-09-08 | 2010-12-02 | Ch2M Hill, Inc. | Process for Treating Spent Nuclear Fuel |
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Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0270453A1 (fr) * | 1986-12-03 | 1988-06-08 | Commissariat A L'energie Atomique | Procédé pour séparer le technetium présent dans un solvant organique avec du zirconium et au moins un autre métal tel que l'uranium ou le plutonium, utilisable notamment pour le retraitement des combustibles nucléaires irradiés |
| JPH05188188A (ja) * | 1992-01-14 | 1993-07-30 | Toshiba Corp | プルトニウムからのテクネチウムの除去方法 |
| WO1999062824A1 (en) * | 1998-06-02 | 1999-12-09 | British Nuclear Fuels Plc | Nuclear fuel reprocessing |
| US20100301287A1 (en) * | 2006-09-08 | 2010-12-02 | Ch2M Hill, Inc. | Process for Treating Spent Nuclear Fuel |
Non-Patent Citations (3)
| Title |
|---|
| JINPING LIU ET AL.: "The application of N,N-dimethylhydroxylamine as reductant for the separation of plutonium from uranium", 《JOURNAL OF RADIOANALYTICAL AND NUCLEAR CHEMISTRY》 * |
| YANXIN CHEN ET AL.: "The kinetics of the reduction reaction of plutonium(IV) with N,N-dimethylhydroxylamine", 《JOURNAL OF RADIOANALYTICAL AND NUCLEAR CHEMISTRY》 * |
| 田保生等: "乏燃料后处理洗涤槽中锝锝走向控制", 《原子能科学技术》 * |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN109735859A (zh) * | 2019-03-18 | 2019-05-10 | 中国原子能科学研究院 | 一种3-戊基肼及其盐的新用途 |
| CN109735859B (zh) * | 2019-03-18 | 2020-10-09 | 中国原子能科学研究院 | 一种3-戊基肼及其盐的用途 |
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