DE1250801B - Verfahren zur Abtrennung flüchtiger Fluorid-Verunreinigungen aus Uranhexafluorid - Google Patents
Verfahren zur Abtrennung flüchtiger Fluorid-Verunreinigungen aus UranhexafluoridInfo
- Publication number
- DE1250801B DE1250801B DENDAT1250801D DE1250801DA DE1250801B DE 1250801 B DE1250801 B DE 1250801B DE NDAT1250801 D DENDAT1250801 D DE NDAT1250801D DE 1250801D A DE1250801D A DE 1250801DA DE 1250801 B DE1250801 B DE 1250801B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- technetium
- neptunium
- bed
- uranium
- mgf
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Pending
Links
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
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/48—Non-aqueous processes
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G43/00—Compounds of uranium
- C01G43/04—Halides of uranium
- C01G43/06—Fluorides
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G43/00—Compounds of uranium
- C01G43/04—Halides of uranium
- C01G43/06—Fluorides
- C01G43/063—Hexafluoride (UF6)
-
- 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
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- 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
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Geology (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
C 01 6 -43/06
Deutsche Kl.: 12 η-43/06
Nummer: 1 250 801
Aktenzeichen: U 9649IV a/12 η
Anmeldetag: 18. März 1963
Auslegetag: 28. September 1967
Die Erfindung betrifft die Aufbereitung von Uranhexafluorid und im besonderen ein Verfahren zur
Abtrennung flüchtiger Fluorid-Verunreinigungen aus Uranhexafluorid.
Eine der derzeit laufend verfügbaren Quellen für Uranhexafluorid zur Uranisotopentrennung mittels
Gasdiffusion stellt verbrauchter Kernreaktorbrennstoff in Form von bestrahltem natürlichem Uran dar.
Dieses Material wird zur Rückgewinnung des darin enthaltenen spaltbaren Plutoniums und zur Abtrennung
anderer Transuranelemente und Spaltprodukte aus dem Uran wieder aufbereitet. Die bekannte
Wiederaufbereitung erfolgt in der Weise, daß das bestrahlte Uran in Salpetersäure aufgelöst und die
Uran- und Plutoniumgehalte mit einem organischen Lösungsmittel ausgezogen (extrahiert) werden. Uran
und Plutonium werden sodann im Wege weiterer Behandlung mittels Lösungsmittelextraktion oder
Ionenaustauschverfahren getrennt. Weitere Einzelheiten hinsichtlich wäßriger Trennverfahren dieser ao
Art können aus Reactor Handbook, Bd. II, »Fuel Reprocessing«, S. 131 bis 184, zweite Auflage (1961),
entnommen werden. Das gereinigte Uranprodukt, das bei diesem Verfahren in Form einer Uranylnitratlösung
erhalten wird, wird dadurch in das Ausgangsmaterial UF6 für die Gasdiffusion übergeführt, daß
man das. Uranylnitrat unter Bildung von UO3 kalziniert,
das UO3 mit Wasserstoff zu UO2 reduziert, das
UO2 mit HF unter Bildung von UF4 zur Reaktion
bringt und sodann das UF4 mit Fluor behandelt.
Zwar wird bei der vorstehend beschriebenen Aufbereitung
des Urans der Hauptanteil der Spaltprodukte und der Transuranelemente entfernt; das so
erhaltene Uran kann jedoch noch nennenswerte Mengen des Spaltproduktisotops Technetium 99 und
des Transuranisotops Neptunium 237 enthalten. Die Menge dieser Isotope ist je nach der Bestrahlungsgeschichte des Urans und dem jeweiligen besonderen
Trennverfahren unterschiedlich. Eine typische Probe von aufbereitetem Uran in Form von UO3 kann beispielsweise
etwa 8 g Technetium 99 und 0,15 g Neptunium 237 je Tonne enthalten. Diese Isotope werden
bei der Umwandlung des UO3 zu UF6 teilweise
aus dem Uranerzeugnis abgetrennt. Im Fall des Technetiums 99 gehen etwa 5 °/o mit den Abgasen dieses
Verfahrensschrittes ab und 2 % bleiben in der nichtflüchtigen UF4-Fluorierungsasche zurück, welche
hauptsächlich nichtreaktives Material und Verunreinigungen wie beispielsweise Korrosionsprodukte
enthält. Ein Teil des Neptuniums 237, d. h. etwa 5°/o, bleibt gleichfalls in der Fluorierungsasche
zurück. Der übrige Teil dieser Isotope wird in Form Verfahren zur Abtrennung flüchtiger
Fluorid-Verunreinigungen aus
Uranhexafluorid
Fluorid-Verunreinigungen aus
Uranhexafluorid
Anmelder:
United States Atomic Energy Commission,
Washington, D. C. (V. St. A.)
Vertreter:
Dipl.-Ing. C. Wallach,
Dipl.-Ing. G. Koch und Dr. T. Haibach,
Patentanwälte, München 2, Kaufingerstr. 8
Als Erfinder benannt:
Waldo Robert Golliher, Paducah, Ky. (V. St. A.)
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 2. April 1962 (184 611)
flüchtiger Fluoride in das entstehende UF6 übergetragen.
Die Abtrennung der Technetium- und Neptuniumfluoride aus dem aufbereiteten UF6 ist nicht nur deshalb
erwünscht, um diese Isotope zu entfernen und so die Einbringung von Verunreinigungen» die zu
Schwierigkeiten in dem Gasdiffusions-Isotopentrennprozeß führen, zu vermeiden; vielmehr interessiert
die Abtrennung auch als eine Quelle dieser Isotope in gereinigter Form. Technetium ist in Form des Pertechnetations
als Korrosionsinhibitor in wäßrigen Systemen nutzbringend anwendbar. Neptunium ist
für Forschungszwecke, beispielsweise zur Aufklärung der Chemie der Transuranelemente, geeignet und
nützlich.
Zur Abtrennung der flüchtigen Technetium- und Neptuniumfluoride aus UF6 wurden verschiedene
Verfahren versucht; keines hat sich jedoch als zufriedenstellend erwiesen, insbesondere für große
Materialmengen. So wurde die Abtrennung mittels Destillation vorgenommen; dieses Verfahren ist jedoch
wenig wirkungsvoll und für die Anwendung in großem Maßstab ungeeignet. Auch wäßrige Verfahren,
wie beispielsweise Ausfällungs-, Auswasch-
709 649/294
und Ionenaustausch verfahr en wurden versucht; auch diese Verfahren haben sich jedoch als wenig wirkungsvoll
und zeitraubend erwiesen.
UF6 kann auch mit anderen flüchtigen Fluoridunreinheiten,
insbesondere Molybdän- und Vanadinfluorid, verunreinigt sein, die Schwierigkeiten beim
Verfahren der Gasdiffusion bereiten. Diese Verunreinigungen sind normalerweise in Uranerzkonzentraten
in erheblichen Mengen vorhanden, und zur Herstellung von UF6 als Ausgangsstoff für die Gasdiffusion
ist eine Entfernung bis auf einen Maximalpegel von 1 Teil pro Million Teile UF6 erforderlich.
Die Abtrennung dieser Verunreinigungen aus dem Uran erfolgte größtenteils durch eine Reinigungsbehandlung des Erzkonzentrats mittels Lösungsmittelextraktion
vor der Überführung des Konzentrats in UF6. Neuerlich wurden Verfahren zur Herstellung
von UF6 aus unreinen Erzkonzentraten ohne vorherige Reinigung durch Lösungsmittelextraktion entwickelt.
Bei diesen Verfahren wird das Konzentrat zunächst mit Wasserstoff und sodann mit Fluorwasserstoff
in Fließbett-Reaktionsgefäßen zur Reaktion gebracht. Das so erhaltene rohe UF4 wird in
einem Fließbett-Reaktionsgefäß fluoriert, wodurch UF6 entsteht. Der Hauptteil der Verunreinigungen
wird in nichtflüchtiger Form in den Fließbettreaktionen entfernt; Vanadin und Molybdän jedoch begleiten
das UF6 in Form flüchtiger Fluoride. Zur Entfernung dieser Verunreinigungen war eine weitere
Reinigung mittels fraktionierter Destillation erforderlich. Einzelheiten über diese Verfahren sind aus dem
Buch Progress in Nuclear Energy, Series III, Process Chemistry, Bd. 3, S. 98 bis 125, von Bruce et al.
(1961) ersichtlich. Trotz dieser Anwendung ausgedehnter Reinigungsverfahren können in dem erhaltenen
UF6 kleine Mengen an Molybdän- und Vanadinfluorid enthalten sein, und zwar sowohl bei der
Herstellung des UF6 direkt aus Erzkonzentraten als auch bei der Herstellung aus wieder aufbereitetem,
bestrahltem Uran. Eine zusätzliche Möglichkeit zur Entfernung dieser Verunreinigungen ist daher erwünscht.
Aus »Industrial Engineering Chemistry«, int. Edit. 53 (1961), S. 360/361, ist ein Verfahren zur Entfernung
flüchtiger Spaltprodukte aus Uranhexafluorid mittels Adsorption an einem NaF-Bett zu entnehmen.
Abgesehen davon, daß das bekannte Verfahren ausdrücklich nur die Entfernung von Spaltprodukten
betrifft, ihm somit die Entfernung von Neptunium und Vanadin, die bekanntlich keine Spaltprodukte
darstellen, nicht zu entnehmen war, haftet dem bekannten Verfahren mit NaF als Adsorptionsagens der
wesentliche Nachteil an, daß hierbei das UF6 selbst sorbiert wird und bei einer kritischen Temperatur
wiederum desorbiert werden muß, wobei dieses zweistufige Sorptions- und Desorptionsverfahren bei kritischen
Temperaturen, nämlich 100° C und 400° C, durchgeführt werden muß. Da die flüchtigen Fluorid-Verunreinigungen,
die gemäß der Erfindung beseitigt werden sollen, in dem UF6 gewöhnlich nur in Spuren
vorhanden sind, würden bei dem bekannten Verfahren, bei welchem in der ersten Stufe eine Sorption
des UF8 selbst stattfindet, wodurch nachfolgend, wie erwähnt, eine Desorptionsbehandluag notwendig
wird, Adsorptionsbetten mit großem Volumen erforderlich, um die benötigte Adsorptionskapazität (für
das UF6) zu erhalten; außerdem wären für die Erhitzung derartig größer Betten in dem tiort er&snfer-
lichen zweiten Desorptioneschritt kostspielige zusätzliche
Armaturen erforderlich.
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Abtrennung kleiner Mengen flüchtiger Fluoride wenigstens
eines Metalls der Gruppe Technetium, Neptunium, Molybdän und Vanadin aus diese Fluoride enthaltendem
Uranhexafluorid durch Behandlung des Uranhexafluorids mit einem Leichtmetallfluorid als
Adsorptionsmittel. Durch die Erfindung sollen die
ίο geschilderten Nachteile der bekannten Verfahren vermieden
und ein einfaches, wirksames Verfahren zur selektiven Adsorption der Verunreinigungen Technetium,
Neptunium, Molybdän und Vanadin ohne gleichzeitige Sorption des UF6 geschaffen werden.
Zu diesem Zweck ist gemäß der Erfindung vorgesehen, daß das verunreinigte Uranhexafluorid mit
Magnesiumfluorid als Adsorptionsmittel in innige Berührung gebracht wird.
Bei dem Verfahren gemäß der Erfindung mit MgF2
Bei dem Verfahren gemäß der Erfindung mit MgF2
als Adsorptionsagens werden die erwähnten Fluorid-Verunreinigungen
durch das Adsorbens selektiv sorbiert, ohne gleichzeitige Sorption des UF6, derart,
daß keine nachfolgende Desorption des UF6 erforderlich wird. Das Verfahren gemäß der Erfindung ist
besonders zur Entfernung und Rückgewinnung von Technetium 99 und Neptunium 237 aus durch Wiederaufbereitung
von bestrahltem Uran erhaltenem UF6 geeignet. Das sorbierte Technetium und Neptunium
lassen sich durch weitere Behandlung unschwer desorbieren und so in hochreiner Form erhalten.
Flüchtige Molybdän- und Vanadinfluoride, die als Verunreinigungen die Uranisotopentrennung
mittels Gasdiffusion besonders beeinträchtigen, werden nach dem genannten Verfahren ebenfalls aus
dem UF6 abgetrennt.
Der Erfindung liegt die Erkenntnis zugrunde, daß Magnesiumfluorid die erwähnten flüchtigen Fluorid-Verunreinigungen
aus UF6 sorbiert, ohne gleichzeitig eine nennenswerte Menge UF6 zu sorbieren. Diese
selektive Sorption bildet die Grundlage für ein einfaches und äußerst wirkungsvolles Trennverfahren.
Alkalimetallfluoride, wie beispielsweise Natriumfluorid,
und andere Erdalkalifluoride, wie beispielsweise Kalziumfluorid, sind für diesen Zweck nicht
geeignet, weil sie entweder nur ein verhältnismäßig geringes Sorptionsvermögen für die flüchtigen Fluorid-Verunreinigungen
besitzen oder weil auch UF6
von diesen Stoffen sorbiert wird.
Die Erfindung ist nicht auf eine bestimmte Theorie hinsichtlich der chemischen Zusammensetzung der
flüchtigen Fluorid-Verunreinigungen oder der physikalischen
und/oder chemischen Reaktionen, die bei dem Kontakt der flüchtigen Fluoride mit MgF8 stattfinden,
beschränkt. Der Mechanismus ist in der vorliegenden Beschreibung als »Sorption« bezeichnet,
was sowohl Adsorption an der Oberfläche des MgF2 als auch Absorption unter der Oberfläche einschließen
solL Es sei betont, daß dieser Ausdruck nicht die Möglichkeit ausschließen soll, daß eine
chemische Reaktion, wie beispielsweise eine Komplexbildung, auftritt und daß die Zurückhaltung der
Fluorid-Verunreinigungen durch das MgF2 nach
irgendeinem beliebigen Mechanismus hierin eingeschlossen sein soll. In aus Aufbereitung stammendem
UF6 liegt Neptunium wahrscheinlich in Form des Neptuniumhexafluorids vor. Die Zusammensetzung
des flüchtigen Technetiumfluorids ist noch nicht aufgeklärt. Die in UF9 enthaltenen flüchtigen Molybdän-
S 6
und Vanadinfluoride sollen die folgende Zusammen- wird mit einer Oberflächen-Gasgeschwindigkeit von
setzung besitzen: Molybdänhexafluorid, MoF», Vana- etwa 274,5 bis 366 m/Std. durch das Bett geleitet.
dinpentafluorid, VF5, sowie Vanadinoxytnfluorid, Aus UF, das etwa 8,7 g Technetium 99 und etwa
VOF3. 0,75 g Neptunium 237 je Tonne enthält, werden unter
Das Verfahren gemäß der Erfindung ist zwar nicht 5 diesen Bedingungen annähernd 95 »/o dieser Isotope
auf die Abtrennung von Technetium 99 und Nep- sortiert. Bei höheren Geschwindigkeiten nimmt die
tunium 237 beschränkt; das Verfahren wird jedoch Sorptionsleistung ab. Unter gegebenen Bedingungen
im folgenden in erster Linie hinsichtlich der Abtren- läßt sich die maximale Geschwindigkeit für einen
nung und Rückgewinnung dieser Isotope aus auf- wirksamen Betrieb durch Erhöhung der Tiefe des
bereitetem UF6 beschrieben. Die Konzentrationen io Bettes erhöhen. Bei niedrigeren Geschwindigkeiten
von Technetium und Neptunium in dem UF9 sind nimmt das Sorptionsvermögen des MgF2 zu.
für die Erfindung nicht kritisch; das Verfahren ist für Die Sorptionstemperatur ist nicht kritisch, jedoch
wieder aufbereitetes UF6 geeignet, das diese Isotope ist für die bevorzugte Ausführungsform mit Kontakt
mit dem normalerweise auftretenden Pegel, d. h. in in der Gasphase eine Temperatur oberhalb der UF6-
der Größenordnung von einigen Gramm je Tonne 15 Kondensationstemperatur (56,4° C ist der Tripel-
UF6, enthält. Nach dem derzeitigen Stand der Auf- punkt) erforderlich. Vorzuziehen ist eine Temperatur
bereitungstechnik wird Neptunium aus dem Uran von etwa 93 bis 121° C, da der UF6-Strom aus den
häufig in der Weise abgetrennt, daß die Bedingungen Reaktionsgefäßen, in welchen UF4 mit Fluor zur
der Lösungsmittelextraktion so eingestellt und ge- Reaktion gebracht wird, normalerweise auf dieser
wählt werden, daß das erhaltene aufbereitete UF6 ao Temperatur liegt. Das unreine UF6 kann zweckmäßig
zwar Technetium enthalten kann, jedoch kein Nep- unmittelbar aus dem Fluorierungs-Reaktionsgefäß
tunium mehr erhält. Diese Isotope können nach dem durch ein MgF2-Pelletbett zur Reinigungsbehandlung
Verfahren gemäß der Erfindung unabhängig davon nach dem Verfahren gemäß der Erfindung geleitet
abgetrennt werden, ob sie in dem aufbereiteten UF6 werden, vor der Rückgewinnung in einer Kältefalle,
allein oder in Kombination enthalten sind. as Das MgF2-Pelletbett sorbiert die flüchtigen Fluorid-
Das verunreinigte UF6 wird vorzugsweise in der Verunreinigungen mit einem hohen Wirkungsgrad,
Weise mit dem MgF2 in Kontakt gebracht, daß das beispielsweise 95 bis 99·/ο für Technetium, so lange,
UF6 in Gasform durch ein Bett aus MgF2-Pellets ge- bis das Bett nahezu bis zur Grenze seiner Kapazität
leitet wird. Das UF6 kann auch in flüssigem Zustand beladen ist; in diesem Punkt fällt die Sorptionsvorliegen;
der Kontakt in flüssiger Phase bietet den 30 leistung scharf ab. Das Sorptionsvermögen typischer
Vorteil, daß das Sorptionsvermögen des MgF2 für MgF2-Pellets für Sorption in der Gasphase beträgt
Technetium sich erhöht. Jedoch ist der Kontakt in 0,004 bis 0,008 g Technetium je Gramm MgF2, und
der Gasphase vorzuziehen, da dieses Verfahren weit- etwa die gleichen Werte gelten für die anderen eraus
bequemer ist und das Sorptionsvermögen für wähnten Verunreinigungen. Das Pelletbett kann nach
einen wirksamen Betrieb in großem Maßstab aus- 35 der weiter unter beschriebenen Desorptions- und
reichend hoch ist. Die Verwendung eines PeHetbettes Regenerationsbehandlung nachfolgend wieder verist
nicht kritisch, und es können auch andere Formen wendet werden.
des MgF2, die einen innigen Kontakt gewährleisten, Technetium wird unschwer desorbiert, indem man
wie beispielsweise ein Fließbett aus pulverisiertem das MgF4 mit Wasser wäscht, wobei 98*/« des
Material, Anwendung finden. Ein Pelletbett ist jedoch 40 Technetiums auf diese Weise entfernt werden. Nepseiner
einfachen, störungsfreien Arbeitsweise wegen tunium wird, falls es zusammen mit Technetium vorvorzuziehen.
Die Größe der Pellets wird so gewählt, liegt, durch diesen Verfahrensschritt bis zu etwa 10
daß man eine maximale Sorption bei minimaler Be- bis 40*/© entfernt. Die so erhaltene Waschlösung
hinderung der Gasströmung erhält. Pelletgrößen im wird sodann zur getrennten Rückgewinnung des
Bereich von ungefähr 0,23 bis 0,63 cm Durchmesser 45 Technetiums- und Neptuniumgehalts weiter behansind
vorzuziehen. Feineres Material sorbiert die delt. Außer Technetium und Neptunium kann diese
Flüorid-Verunreinigungen wirksamer, jedoch ist der Lösung zusätzlich nennenswerte Mengen löslicher
einhergehende Druckabfall in dem Bett unerwünscht Uranverbindungen und anderer metallischer Fhioridhoch.
Geeignete Pellets lassen sich in einfacher Weise Verunreinigungen, wie beispielsweise Aluminium-,
mittels einer herkömmlichen Drehscheiben-Tablettier- 50 Chrom-, Eisen-, Kalium-, Mangan-, Molybdän- und
vorrichtung herstellen, in welcher MgF2-Pulver mit Nickelfluoriden, enthalten. Zunächst wird der Lösung
einer geringen Menge, beispielsweise 25 Gewichts- ein Alkalireagens, wie beispielsweise eine wäßrige
Prozent Wasser vermischt und die" so erhaltene Auf- Kalromhydroxydlösung, zugesetzt, wodurch Nepschlämmung
zu Pellets gepreßt wird. Die Pellets tunium und Uran sowie ein Teil der anderen metalliwerden
sodann mit Heißluft auf einen Feuchtigkeits- 55 sehen Verunreinigungen ausgefällt werden. Der
gehalt von etwa 10 bis 12 Gewichtsprozent getrock- Niederschlag wird in herkömmlicher Weise, beispielsnet.
Die teilweise getrockneten Pellets werden gesiebt, weise mittels Filterung, abgetrennt; Technetium bleibt
um die Fraktion mit der gewünschten Größe zu ge- zusammen mit Fhioridionen und den übrigen metalliwinnen,
und sodann mit Fluorgas in Berührung ge- sehen Verunreinigungen in wäßriger Lösung zurück,
bracht, um den restlichen Feuchtigkeitsgehalt zu ent- 60 Das Technetium kann sodann in hochreiner Form
fernen. gewonnen werden, indem man die Lösung bekannten
Die Tiefe des PeHetbettes und die Geschwindigkeit, Reinigungsverfahren unterwirft. Vorzugsweise erfolgt
mit welcher das UF6 durch das Bett hindurchgeleitet die Reinigung des Technetiums, indem man die
wird, werden so gewählt, daß eine optimale Trennung Lösung mit einem Ionenaustauscherharz in Berührung
erzielt wird. Beispielsweise wird bei einer zur An- «5 bringt, wodurch das Technetium bevorzugt sorbiert
Wendung im Großbetrieb geeigneten typischen Aus- wird. Für diesen Zweck ist ein stark basischer
führungsform der Erfindung ein Pelletbett von 41 cm Anionenaustauscher mit einer aktiven Trimethyl-
Durchmesser und 81 cm Tiefe verwendet; das UF6 benzylammoniumgruppe geeignet, der im Handel
7 8
unter der Bezeichnung »Dowex 21-K« erhältlich ist. Feuchtigkeitsgehalt in dem Bett auf etwa 710C an.
Das Technetium wird sodann mit einer Salpeter- Nach einer Fluoreinwirkungsdauer von etwa 8 Stun-
säurelösung, vorzugsweise mit einer Konzentration den ist die Trocknung im wesentlichen abgeschlossen,
von wenigstens etwa 8molar, ausgelaugt. Zur Ent- Das Pelletbett ist sodann zur weiteren Verwendung
fernung der in der Salpetersäurelösung verbleibenden 5 geeignet.
Fluoridionen wird die Lösung abermals neutralisiert In Fällen, wo Technetium in dem als Ausgangsund
die Ionenaustausch-Reinigungsbehandlung wie- stoff dienenden VF6 in größerer Menge als Neptunium
derholt. Das Technetium-Endprodukt wird sodann in vorhanden ist, ein typisches Verhältnis ist beispielshochreiner
Form in Nitratlösung erhalten. weise 8 g Technetium zu 0,15 g Neptunium, kann das
Der restliche Neptuniumgehalt (60 bis 90%) wird ίο MgF2 von Technetium desorbiert und für mehrere
aus dem ausgewaschenen MgF2-Bett dadurch ent- Zyklen, beispielsweise vier- bis fünfmal, wieder verfemt,
daß man das Bett in Berührung mit einer wendet werden, bevor das Neptunium im Wege der
heißen Salpetersäurelösung bringt, die vorzugsweise beschriebenen Auslaugung mit heißer Säure entfernt
eine Salpetersäurekonzentration von 0,1- bis l,0molar wird.
aufweist. Die Salpetersäurelösung wird bei einer 15 Es sei erwähnt, daß kleine Mengen anderer flüchti-Lösungstemperatur
von wenigstens 710C und vor- ger Fluorid-Verunreinigungen, wie beispielsweise die
zugsweise etwa 93° C in Kontakt mit dem Bett ge- Fluoride von Titan, Niob, Tantal, Antimon und
bracht. Obzwar dies nicht kritisch ist, wird die Ent- Ruthenium, in dem als Ausgangsstoff für das vorfernung
des Neptuniums durch eine kleine Menge liegende Verfahren dienenden UF6 vorhanden sein
Aluminiumnitrat, beispielsweise 0,5molar, in der ao können. Wenngleich das Sorptionsverhalten dieser
Salpetersäurelösung noch unterstützt. Die so erhal- Verunreinigungen nicht bekannt ist, darf angenomtene
neptuniumhaltige Lösung, die auch metallische men werden, daß diese Verunreinigungen wenigstens
Verunreinigungen, wie beispielsweise Uran, Magne- teilweise zusammen mit den hauptsächlich interessiesium,
Aluminium, Kalzium, Chrom, Eisen, Vanadin renden Verunreinigungen, nämlich Technetium,
und Kalium, in Spuren enthalten kann, wird sodann 25 Neptunium, Vanadin und Molybdän, sorbiert werden,
nach bekannten Verfahren zur Rückgewinnung des Die Anwesenheit oder das Fehlen kleiner Verunreini-Neptuniums
in hochreiner Form weiter behandelt. gungsmengen der zuerst erwähnten Gruppe ist für
Nach einem bevorzugten Verfahren wird die Azidität das Verfahren gemäß der Erfindung nicht kritisch,
der neptuniumhaltigen Lösung auf etwa 8molare Das austretende gereinigte UF6-GaS ist zur VerSalpetersäure eingestellt und das Neptunium durch 30 Wendung als Ausgangsstoff zur Isotopentrennung Zugabe von Eisensulfamat in den vierwertigen Zu- mittels Gasdiffusion ohne weitere Behandlung gestand übergeführt. Die entstehende Lösung wird mit eignet.
der neptuniumhaltigen Lösung auf etwa 8molare Das austretende gereinigte UF6-GaS ist zur VerSalpetersäure eingestellt und das Neptunium durch 30 Wendung als Ausgangsstoff zur Isotopentrennung Zugabe von Eisensulfamat in den vierwertigen Zu- mittels Gasdiffusion ohne weitere Behandlung gestand übergeführt. Die entstehende Lösung wird mit eignet.
einer Anionenaustauscherharzsäule zur bevorzugten BeisDiel I
Sorption des Neptuniums in Kontakt gebracht. Die "
Säule wird sodann gewaschen und das Neptunium 35 Aus aufbereitetem UF6 wurde in einem Versuch
mit einer verdünnten, beispielsweise 0,3molaren im Laboratoriumsmaßstab der Technetiumgehalt
Salpetersäurelösung ausgelaugt. Neptunium kann nach dem folgenden Verfahren sorbiert: 363 g
auch aus dem neptuniumhaltigen Niederschlag zu- Magnesiumfluorid in Pelletform von 0,32 bis 0,63
rückgewonnen werden, der in der oben beschriebenen Durchmesser wurden in einem zylindrischen Reak-Weise
durch Neutralisierung der bei der anfänglichen 40 tionsgefäß mit einem Innendurchmesser von 2,79 cm
Waschung des MgF2-Bettes erhaltenen technetium- in einem Bett mit einer Höhe von 76,2 cm angeordhaltigen
Lösung entstand. Der Niederschlag wird in net. UF6, welches Technetium in flüchtiger Form als
Salpetersäure gelöst und Eisensulfamat wie bei der Fluorid in einer Menge von 9 g Technetium je
neptuniumhaltigen Salpetersäure-Mutterlauge züge- Million Gramm UF6 enthielt, wurde mit einer Obersetzt.
45 flächen-Gasgeschwindigkeit von 298,9 m/Std. und
Falls in dem Bett Molybdän- und Vanadinfluoride bei einer Temperatur von 93° C durch das Bett gevorliegen,
werden diese zusammen mit dem Tech- leitet. Der Technetiumgehalt des austretenden UF6-netium
und Neptunium entfernt. Die Hauptmenge Stroms wurde durch Probenentnahme und Analyse
des Molybdäns wird zusammen mit dem Technetium bestimmt. Annähernd 99 % des Technetiums wurden
in der Waschlösung entfernt, während Vanadin zu- 50 aus dem UF6 absorbiert, bis über 330 kg UF6 durch
sammen mit dem Neptunium in der Salpetersäure- das Bett hindurchgeleitet worden waren. In diesem
Mutterlösung entfernt wird. Diese Elemente werden Punkt sank die Menge von adsorbiertem Technetium
von Technetium und Neptunium in den vorstehend scharf ab, was eine Anzeige dafür ist, daß das Bett
beschriebenen Rückgewinnungsverfahren abgetrennt. bis zu seiner Kapazität beladen ist.
Die MgF2-Pellets können nach einer Regene- 55 B ' ' 1 II
rationsbehandlung wieder verwendet werden. Nach ßeisp
einem bevorzugten Verfahren wird das Pelletbett an Aus großen Mengen UF6 wurde Technetium nach
der Luft bei Zimmertemperatur getrocknet, bis etwa folgendem Verfahren abgetrennt: Wiederaufbereite-
noch 6°/» des Feuchtigkeitsgehalts verbleiben. Das tes UF6 aus dem Fluorierungs-Reaktionsgefäß einer
Pelletbett wird sodann auf eine Temperatur von etwa 6a Großanlage wurde durch ein Bett von Magnesium-
204° C an der Luft erhitzt, zur weiteren Entfernung fluoridpellets geleitet. Das Pelletbett enthielt etwa
der Feuchtigkeit. Die restliche Feuchtigkeit wird so- 74 kg MgF2, und hatte einen Durchmesser von 41 cm
dann entfernt, indem man das Bett mit Luft, die etwa und eine Höhe von 76,2 cm; die Pellets hatten Durch-
2O°/o Fluorgas enthält, in Berührung bringt. Bei messer von 0,24 bis 0,63 cm. Das zugeführte UF6
diesem Verfahrensschritt wird keine äußere Wärme 65 enthielt 12,1 g Technetium je Tonne UF6. Aus dem
zugeführt; unter typischen Bedingungen steigt jedoch austretenden UF6 wurden periodisch Proben ent-
die Temperatur des Pelletbettes durch die Reaktions- nommen und auf ihren Technetiumgehalt analysiert,
wärme der Reaktion des Fluors mit dem restlichen Die Absorptionstemperatur betrug 930C. 93 bis
95% des Technetiums wurden entfernt, bis 195,220 kg UF6 durch das Bett geleitet worden
waren. Sodann fiel der prozentuale Anteil von entferntem Technetium ab, was eine Belastung des Betts
bis zur Grenze seiner Kapazität anzeigt. S
Aus großen Mengen UF6 wurde Neptunium nach
folgendem Verfahren abgetrennt: Wiederaufbereitetes UF6 aus dem Fluorierungs-Reaktionsgefäß einer to
Großanlage wurde durch zwei parallelgeschaltete Betten von MgF2-Pellets geleitet. Jedes Pelletbett
enthielt 499,4 kg MgF2 bei einem Durchmesser von 99 cm und einer Höhe von 76,2 cm; die Pellets hatten
Durchmesser von — 0,32 bis + 0,63 cm. Das UO3,
aus welchem des UF6 hergestellt wurde, enthielt Spuren Neptunium mit einem Pegel von 0,16 Teilen
pro Million, bezogen auf Uran. Nach Hindurchleitung von 1,3 · 10e kg UF6 durch die beiden Fallen
ergab die Analyse des MgF2 eine Rückgewinnung ao des Spurenelements zu 91°/o. Die Sorptionstemperatur
betrug 93° C.
Aus großen Mengen UF6 wurden Molybdän und as
Vanadin nach folgendem Verfahren abgetrennt: Wiederaufbereitetes UF6 aus dem Fluorierungs-Reaktionsgefäß
einer Großanlage wurde bei einer Temperatur von 930C durch ein Bett aus MgF2-Pellets
geleitet. Das Pelletbett enthielt etwa 106 kg MgF2 bei einem Durchmesser von 41 cm und einer
Höhe von 109 cm; die Pellets hatten Durchmesser im Bereich von — 0,32 bis + 0,53 cm. Das UO8, aus
welchem das UF6 hergestellt wurde, enthielt weniger als
0,1 ppm Molybdän und weniger als 0,2 ppm Vanadin. Vor der Beschickung enthielt das MgF2 weniger als
0,1 ppm Molybdän und weniger als 0,2 ppm Vanadin. Angesichts der niedrigen Molybdän- und Vanadinkonzentrationen
war die Entnahme von Eintrittsund Austrittsproben aus dem UF6 unzweckmäßig.
Nach Hindurchleitung von 240,166 kg UF6 durch das
Bett wurde jedoch das Bett entfernt, und das MgF2 enthielt 500 ppm Molybdän und 88 ppm Vanadin.
Da die Konzentrationen von Molybdän und Vanadin im UO3 unter der analytischen Nachweisgrenze lagen,
war es nicht möglich, einen prozentualen Rückgewinnungsgrad zu berechnen. Ein Teil des Molybdängehalts
des zugeführten UF6 ging wahrscheinlich auf die Aufnahme durch Korrosion von molybdänhaltigen
Reaktionsgefäßen zurück, die bei der Umwandlung von UO3 zu UF6 verwendet wurden.
Claims (3)
1. Verfahren zur Abtrennung kleiner Mengen flüchtiger Fluoride wenigstens eines Metalls der
Gruppe Technetium, Neptunium, Molybdän und Vanadin aus diese Fluoride enthaltendem Uranhexafluorid
durch Behandlung des Uranhexafluorids mit einem Leichtmetallfluorid als Adsorptionsmittel,
dadurch gekennzeichnet, daß das verunreinigte Uranhexafluorid mit
Magnesiumfluorid als Adsorptionsmittel in innige Berührung gebracht wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das UF6 in Gasform durch ein
Bett aus MgF2 Pellets geleitet wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Adsorption bei einer
Temperatur zwischen etwa 93 und etwa 121° C vorgenommen wird.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Ind. Engng. Chem., int. Edit. 53 (1961),
S. 360/361.
Ind. Engng. Chem., int. Edit. 53 (1961),
S. 360/361.
709 649/294 9.67 Q Bundesdruckerei Berlin
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US18461162 US3165376A (en) | 1962-04-02 | 1962-04-02 | Process for separation and recovery of volatile fluoride impurities from uranium hexafluoride containing the same |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1250801B true DE1250801B (de) | 1967-09-28 |
Family
ID=22677623
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DENDAT1250801D Pending DE1250801B (de) | 1962-04-02 | Verfahren zur Abtrennung flüchtiger Fluorid-Verunreinigungen aus Uranhexafluorid |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3165376A (de) |
DE (1) | DE1250801B (de) |
GB (1) | GB979884A (de) |
Families Citing this family (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3372998A (en) * | 1965-03-18 | 1968-03-12 | Japan Atomic Energy Res Inst | Reprocessing of spent uranium fuel by means of chlorination and fractional absorption by barium chloride |
US3451790A (en) * | 1968-05-14 | 1969-06-24 | Atomic Energy Commission | Method of separating neptunium and uranium values |
US3491513A (en) * | 1968-10-22 | 1970-01-27 | Atomic Energy Commission | Tellurium hexafluoride removal method |
US3708568A (en) * | 1970-10-20 | 1973-01-02 | Atomic Energy Commission | Removal of plutonium from plutonium hexafluoride-uranium hexafluoride mixtures |
JPS5330998A (en) * | 1976-09-03 | 1978-03-23 | Japan Atom Energy Res Inst | Purifying method for plutonium hexafluoride |
FR2521973A1 (fr) * | 1982-02-24 | 1983-08-26 | Commissariat Energie Atomique | Procede de purification d'hexafluorure d'uranium contenant des traces de fluorure de plutonium et/ou de fluorure de neptunium |
US4666684A (en) * | 1984-02-14 | 1987-05-19 | Westinghouse Electric Corp. | Process for producing uranium dioxide |
US5826163A (en) * | 1997-05-21 | 1998-10-20 | United States Enrichment Corporation | Removal of technetium impurities from uranium hexafluoride |
US9196389B2 (en) * | 2012-11-13 | 2015-11-24 | General Atomics | Systems and methods for efficiently preparing plutonium-238 with high isotopic purity |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2952511A (en) * | 1946-09-23 | 1960-09-13 | Maddock Alfred Gavin | Separation of plutonium values from uranium and fission product values |
US2907630A (en) * | 1958-02-06 | 1959-10-06 | Lawroski Stephen | Preparation of uranium hexafluoride |
-
0
- DE DENDAT1250801D patent/DE1250801B/de active Pending
-
1962
- 1962-04-02 US US18461162 patent/US3165376A/en not_active Expired - Lifetime
-
1963
- 1963-01-14 GB GB158063A patent/GB979884A/en not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB979884A (en) | 1965-01-06 |
US3165376A (en) | 1965-01-12 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE69306281T2 (de) | Verfahren zur Trennung von Elementen aus wässrigen Lösungen entstehend bei der Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen | |
DE2855821A1 (de) | Verfahren zur wiedergewinnung von palladium und technetium | |
DE2610948C3 (de) | Verfahren zur Gewinnung von Molybdän -99 aus mit Neutronen bestrahlter, spaltbare Stoffe und Spaltprodukte enthaltender Matrix | |
DE3936055C2 (de) | Gewinnung von Metallanteilen und Fluorwasserstoffsäure aus tantal-niobhaltigem Abfallschlamm | |
DE1250801B (de) | Verfahren zur Abtrennung flüchtiger Fluorid-Verunreinigungen aus Uranhexafluorid | |
DE3144974C2 (de) | Verfahren zur Abtrennung von Aktinoidenionen aus wäßrigen, basischen, carbonathaltigen Lösungen | |
DE2652164C2 (de) | Verfahren zur Minimierung organischer Abfallstoffe aus wäßrigen Produkt- und Raffinat-Strömen von Flüssig-flüssig-Extraktionsprozessen | |
US3294493A (en) | Method of separating uranium and plutonium | |
DE2140998C3 (de) | Verfahren zur Gewinnung von Molybdän | |
US3708568A (en) | Removal of plutonium from plutonium hexafluoride-uranium hexafluoride mixtures | |
DE1592418B2 (de) | Verfahren zur aufarbeitung waessriger loesungen bestrahlter reaktorbrennstoffe | |
DE1926827A1 (de) | Verfahren zum Aufarbeiten von Brenn- und/oder Brutelementen fuer Kernreaktoren | |
DE68916135T2 (de) | Verfahren zur Behandlung von verbrauchtem Brennstoff. | |
DE3428878C2 (de) | ||
DE2304276A1 (de) | Verfahren zur herstellung von uf tief 6 aus uf tief 4 | |
DE69311161T2 (de) | Verfahren zur Auflösung von Plutonium Dioxid mittels OH'Radikalen durch Wasserradiolyse erhalten, anwendbar für die Behandlung von Plutonium-enthaltenden Schlämmen und Abfällen | |
DE1159920B (de) | Verfahren zur Trennung von Uranoxyden von den Oxyden des Thoriums und bzw. oder des Plutoniums | |
US3615267A (en) | Separation of neptunium from uranium hexafluoride containing the same | |
DE2610947A1 (de) | Verfahren zur gewinnung von molybdaen-99 aus mit neutronen bestrahlter, spaltbare stoffe und spaltprodukte enthaltender matrix | |
US2785047A (en) | Method of separating plutonium from contaminants | |
US3423190A (en) | Plutonium tetrafluoride preparation and separation by sorption on sodium fluoride | |
DE2751235A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur erzeugung stickoxidfreier abgase bei der aufloesung bestrahlter brennelemente | |
US2901313A (en) | Separation of plutonium from water insoluble fluorides derived from nitrate solutions of plutonium, uranium and fission products | |
EP3750172B1 (de) | Verfahren zur trennung von cäsium und technetium | |
DE1253256B (de) | Pyrohydrolyse von Karbid-Kernbrennstoffen |