CN111485125B - 一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法 - Google Patents

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Abstract

本发明属于核材料提取回收技术领域，涉及一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法。所述的方法依次包括如下步骤：(1)将乏燃料后处理废液的酸度调整到0.1‑1mol/L，加入MIDOA‑煤油溶液进行萃取，收集有机相；(2)在有机相中加入酸化的乙二胺溶液进行反萃，收集水相中的锝；(3)用碱性溶液洗涤反萃有机相，收集洗涤后有机相。利用本发明的从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，能够高效的从核燃料后处理的硝酸废液中提取回收锝，避免锝进入玻璃固化以及地质处置过程。

Description

一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法
技术领域
本发明属于核材料提取回收技术领域，涉及一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法。
背景技术
99Tc是乏燃料中主要的长寿命裂变产物之一，半衰期为2.11×105a，在热中子辐照下235U裂变产额约为6％，在乏燃料中的含量约为千分之一。99Tc是核燃料放射性废物处置中难以处理的核素，其一因为锝在玻璃固化过程中易挥发，从而泄露到环境中；其二，锝(主要形态是高锝酸根)在地质条件以及生物圈中具有较强的迁移性，因此其地质处置将给生物圈带来潜在的长期放射性危害风险。因此，有必要将锝从乏燃料后处理废液中分离出来进行利用或嬗变，避免其进入到玻璃固化工艺和地质处置。
目前文献报道的锝提取方法主要有溶剂萃取、沉淀、吸附等方法。沉淀法操作较为困难，不适宜在后处理条件下提取锝。用阴离子交换树脂、MOFs、COFs等材料可以吸附提取锝，但这些吸附材料将成为难以处理的固体废物。而萃取法操作相对容易，也可以进行大量提取，因此是最适合于强放环境下的锝的化学分离手段。
根据法国UP3、日本六格所等后处理厂的经验，在Purex流程后处理工艺条件下，乏燃料溶解液以高酸(＞3mol/L HNO3)进料时，90％以上的锝进入后续工艺。锝最终主要存在于共去污工艺的洗锝尾液(1AXXW)和钚纯化循环萃取尾液(2AW)，其形态是高锝酸根离子(TcO4 -)。本申请人开展的后处理热实验表明：1AXXW和2AW硝酸浓度均大于3.5mol/L，其中除了锝以外，主要还有铀、镎、钚、锶、铯、锆、钌等金属干扰离子，此外1AXXW中还含有较多的氚。
目前文献报道萃取锝的试剂有TRPO、三辛胺、季铵盐(aliquat336)、杯冠、吡啶等几大类。前四种试剂可以从硝酸介质中萃取高锝酸根，但是TRPO萃取效率较低，三辛胺和季铵盐有较为严重的三相问题。而杯冠类试剂合成困难、价格昂贵，均不适合用于后处理条件下锝的提取；吡啶类试剂只能在碱性条件下萃取锝，在中性、酸性条件下与水相互溶，也不适合锝的提取。
发明内容
本发明的目的是提供一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，以能够高效的从核燃料后处理的硝酸废液中提取回收锝，避免锝进入玻璃固化以及地质处置过程。
为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，所述的方法依次包括如下步骤：
(1)将乏燃料后处理废液的酸度调整到0.1-1mol/L，加入MIDOA-煤油溶液进行萃取，收集有机相(部分裂片及绝大部分铀、镎分离)；
(2)在有机相中加入酸化的乙二胺溶液进行反萃，收集水相中的锝(与主要其他四价元素分离)；
(3)用碱性溶液洗涤反萃有机相(将负载的四价锕系元素与裂片元素洗涤下去)，收集洗涤后有机相(可以作为萃取剂复用)。
本发明的相关原理如下：
1)源项
采用乏燃料后处理工艺中1AXXW作为锝提取的源项，如图2所示。废液中绝大部分裂片元素以及大量的铀镎钚等锕系元素已经分离，废液中含锝约1g/L，以及10毫克量级的微量铀、钚、镎。锝提取与纯化的主要干扰因素是锕系元素离子。
2)锝的萃取
MIDOA萃取剂的结构如下所示：
Figure BDA0002425034510000031
采用MIDOA作为萃取剂从硝酸介质放射性废液中萃取锝，萃取剂预先经过硝酸酸化，在萃取锝时，以高锝酸的形式将锝萃取进入有机相，萃取机理如下：
MIDOA·H+ (有机相)+TcO4 -—→MIDOA·H+·TcO4(有机相)
(1)MIDOA中心的氮原子结合一个氢离子，形成质子化的结构；
(2)质子化的MIDOA结合一个高锝酸根离子，形成亲油性的配合物，进入有机相。
以MIDOA作为萃取剂，在不同硝酸浓度下，锝的萃取分配比如图1所示。
3)锝的反萃
由于锝的萃取是以高锝酸形式萃取，可以用碱性溶液将有机相中的高锝酸中和，从而将锝反萃。用0.5mol/L的碳酸钠可以将负载于MIDOA有机相中的锝定量反萃，反萃率达到99％以上。反萃机理如下：
MIDOA·H+·TcO4 - (有机相)+OH-—→MIDOA(有机相)+H2O+TcO4-(水相)
4)主要杂质元素的分离
MIDOA同时会萃取铀、钚、镎等锕系元素。从1mol/L以下的硝酸介质中萃取铀的分配比较低(小于0.5)，但萃取Pu(IV)、Np(IV)等四价锕系元素分配比较高，需要采取强化措施分离四价元素。
用酸化的乙二胺作为络合剂，可以将负载于MIDOA有机相中的锝反萃至水相，而钚则保留在有机相，实现锕系元素与锝的分离，以达到纯化锝的效果。
表1 0.2mol/L乙二胺洗涤MIDOA有机相中锝、钚的分配比
锝 钚
分配比 0.19 8.5
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，其中步骤(1)中，所述的乏燃料后处理废液为乏燃料后处理工艺中1AXXW。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，其中步骤(1)中，所述的MIDOA-煤油溶液的浓度为0.05-0.2mol/L。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，其中步骤(1)中，所述的乏燃料后处理废液与所述的MIDOA-煤油溶液的体积比为1:1-5:1。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，其中步骤(2)中，所述的酸化的乙二胺溶液的浓度为0.02-0.5mol/L。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，其中步骤(2)中，所述的有机相与所述的酸化的乙二胺溶液的体积比为1:1-5:1。
在一种优选的实施方案中，本发明提供一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，其中步骤(3)中，所述的碱性溶液为0.01-0.05mol/L的碳酸铵溶液。
本发明的有益效果在于，利用本发明的从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，能够高效的从核燃料后处理的硝酸废液中提取回收锝，避免锝进入玻璃固化以及地质处置过程。
本发明从核燃料后处理的酸性废液中提取锝，锝的萃取效率高，辅以乙二胺作为络合剂可分离四价锕系元素，从而得到较纯的锝产品。
附图说明
图1为0.05mol/L MIDOA萃取锝的分配比(DTc)图。
图2为从乏燃料后处理废液中回收锝的源项示意图。
图3为实施例1中从乏燃料后处理废液中回收锝的方法的流程图。
具体实施方式
以下结合实施例和附图对本发明的具体实施方式作出进一步的说明。
实施例1：
本实施例流程参见图3。
(1)料液调酸及锝萃取(TcX)：以0.1mol/L的MIDOA为萃取剂，以煤油作为稀释剂，1AXXW调酸到0.5mol/L后进行萃取，经6级萃取，锝的回收率达到99.99％以上。
(2)锝反萃(TcBX)：用0.2mol/L乙二胺从萃取有机相中反萃锝，与四价杂质元素分离，经过6级反萃，对Pu(IV)的去污达到100以上，锝的收率达到99％。
(3)An洗涤(ASX)：用0.02mol/L碳酸铵溶液洗涤有机相，有机相洗涤后可进行复用。
经过上述流程，锝的总收率达到99％，对钚的去污达到100以上，对铀的去污达到500以上。
显然，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若对本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。上述实施例或实施方式只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。

Claims (7)

1.一种从乏燃料后处理废液中回收锝的方法，其特征在于，所述的方法依次包括如下步骤：
(1)将乏燃料后处理废液的酸度调整到0.1-1mol/L，加入MIDOA-煤油溶液进行萃取，收集有机相；
(2)在有机相中加入酸化的乙二胺溶液进行反萃，收集水相中的锝；
(3)用碱性溶液洗涤反萃有机相，收集洗涤后有机相，
所述的MIDOA的结构如下所示：
Figure FDA0003009095290000011
2.根据权利要求1所述的方法，其特征在于：步骤(1)中，所述的乏燃料后处理废液为乏燃料后处理工艺中1AXXW，所述的1AXXW为共去污工艺的洗锝尾液。
3.根据权利要求1所述的方法，其特征在于：步骤(1)中，所述的MIDOA-煤油溶液的浓度为0.05-0.2mol/L。
4.根据权利要求1所述的方法，其特征在于：步骤(1)中，所述的乏燃料后处理废液与所述的MIDOA-煤油溶液的体积比为1:1-5:1。
5.根据权利要求1所述的方法，其特征在于：步骤(2)中，所述的酸化的乙二胺溶液的浓度为0.02-0.5mol/L。
6.根据权利要求1所述的方法，其特征在于：步骤(2)中，所述的有机相与所述的酸化的乙二胺溶液的体积比为1:1-5:1。
7.根据权利要求1所述的方法，其特征在于：步骤(3)中，所述的碱性溶液为0.01-0.05mol/L的碳酸铵溶液。
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CN112827472A (zh) * 2020-12-30 2021-05-25 中国原子能科学研究院 固相萃淋材料、其制备方法及其在废液中提取锝的应用
CN115677528A (zh) * 2022-11-03 2023-02-03 厦门稀土材料研究所 一种分离铼和锝的方法

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103325431B (zh) * 2013-06-21 2016-01-27 中国原子能科学研究院 一种分离锝的purex流程
RU2574036C1 (ru) * 2014-08-12 2016-01-27 Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс
FR3062128B1 (fr) * 2017-01-26 2019-04-19 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives N,n-dialkylamides dissymetriques, utiles notamment pour separer l'uranium(vi) du plutonium(iv), leur synthese et leurs utilisations
CN110144471B (zh) * 2019-05-15 2020-10-09 中国原子能科学研究院 从核燃料后处理废液中提取锝的方法
CN110656247B (zh) * 2019-11-05 2020-11-10 中国原子能科学研究院 一种从含钚硝酸溶液中萃取回收钚的方法

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