DE1467313A1 - Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium - Google Patents
Verfahren zur Trennung von Uran und PlutoniumInfo
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Description
Commissariat a 1'Energie Atomique in Paris / Frankreich
Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium.
Es ist "bekannt, Plutonium von Uran und Spaltprodukten, die es in
in einem Kernreaktor bestrahlten Uranstäben begleiten, unter Aus nutzung
der Loalichkeitsunterschiede der bei der chemisotten Behandlung
dieser Stäbe gebildeten Nitrate in selektiven organischen Lösungsmitteln, beispielsweise in mit Dodekan verdünntem Tributvlphosphat,
zu trennen.
Da die Nitrate der Spaltprodukt^ in Tributylphosphat sehr wenig
löslich sind, erhält man an einem bestimmten· Punkt des Trennvea?
fahrens eine im wesentlichen Uranylnitrat und Nitrat des 4-wertigen Plutoniums enthaltende organische Phase; im weiteren Verlauf des
Verfahrens wird dann das Plutonium so quantitativ und Aektiv wie
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möglich gewonnen, da die Anwesenheit von Uran als "Verunreinigung wegen der beabsichtigten Verwendungen des Plutoniums ausgeschlossen
sein muß.
Die bisher bekannten Verfahren zur selektiven Extraktion von Plutonium
benutzen dessen Reduktion von der 4-wertigen zur 3-werti~ gen Stufe. Eine wässrige Lösung eines Reduktionsmittels, dessen
Oxydoreduktionspotential so liegt, daß es das 4-wertige in das 3-wertige Plutonium umwandeln kann, wird unter Durchinischung und
im Gegenstrom mit dem erwähnten organischen Lösungsmittel in Berührung
gebracht; da das 3-wertige Plutoniumnitrat im Tributylphosphat sehr wenig löslich ist, tritt es in die wässrige Phase
über, während der Hauptteil des Uranylnitrats in der organischen
Phase verbleibt. Eine geeignete Waschung der wässrigen Phase mittels frischen Lösungsmittels führt den geringen in die wässrige
Lösung gelangten Urananteil in die organische Phase zurück.
Die gewöhnlich für diese Trennung verwendeten Redktionsmittel sind anorganische Reduktionsmittel, wie 2-wertiges Eisen oder
2-wertiges Uran oder organische Reduktionsmittel, wie Hydrazin oder Hydroxylamin.
Die Verwendung anorganischer Reduktionsmittel hat jedoch den Naci.
teil, daß dem Plutonium im Verlauf der Reinigung unerwünschte und dieses verunreinigende Elemente zugesetzt werden, d.h. in den oben
erwähnten Beispielen Eisen oder Uran, insbesondere da das Rekutions· mittel stets im Überschuß verwendet werden muß.
BAD ORKäfNAL
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Bei der Verwendung von organischen Reduktionsmitteln zeigt sich der Nachteil, daß die Reduktionsgeschwindigkeit des Plutoniums
gering ist und zwar umso langsamer, je saurer das wässrige Milieu ist. Iia allgemeinen nutzt man die Überführung des Plutoniums in
die wässrige Phase zur Erzielung einer höheren Plutoniumkonzentration aus, indem man einen geringen Durchsatz wässriger Phase bei
einem höheren Durchsatz organischer Phase verwendet. Bei dieser Gelegenheit konzentriert sich jedoch auch die in der organischen
Phase enthaltene Säure in der wässrigen Phase und behindert dann die Reduktion. Wenn man andererseits zur Begünstigung der Reduktion
den Äciditätsgrad der wässrigen Phase niedrig halten will, mxiä man ihren relativen Durchsatz erhöhen, so daß man keine wesentliche
Konzentration des Plutoniums mehr erhalten kann.
Es ist "bekannt, das Plutonium aus einer aus Srilaurylamin bestehenden
organischen Phase rückzuextrahieren, indem man diese organische Phase mit einer wässrigen Phase in Berührung bringt,
die aus einer Mschung von Schwefelsäure und Salpetersäure mit einer Acidität über 0,1 N und einem das Plutonium während der
ganzen Rückextraktion auf der 4-wertigen Stufe haltenden Oxydoreduktionspotential
besteht, in Berührung bringt. Dieses Verfahren ist; in der französischen Patentschrift Nr. 1 272 566 der Anmelderin
beschrieben, jedoch nur anwendbar, wenn das Plutonium in der organischen Phase frei von Uran vorliegt.
Die Erfindung beseitigt die erwälPten Nachteile und ermöglicht insbesondere
die Gewinnung von reinem und konzentriertem Plutonium.
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-A-
. Das Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium gemäß der Er-
man
findung besteht darin, daß/eine organische Phase auf der Grundlage von Tributylphosphat, die UranyInitrat und Plutonium-IV-nitrat gelöst enthält, mit einer wässrigen salpeter-schwefelsauren Phase so in Berührung bringt, daß man einen für eine hinreichende Abtrennung des Plutoniums durch dessen selektive Überführung in die wässrige Phase ausreichenden Uran-Plutonium-Trennfaktor erhält, ohne daß das Plutonium zuvor zur Wertigkeit 3 reduziert werden muß.
findung besteht darin, daß/eine organische Phase auf der Grundlage von Tributylphosphat, die UranyInitrat und Plutonium-IV-nitrat gelöst enthält, mit einer wässrigen salpeter-schwefelsauren Phase so in Berührung bringt, daß man einen für eine hinreichende Abtrennung des Plutoniums durch dessen selektive Überführung in die wässrige Phase ausreichenden Uran-Plutonium-Trennfaktor erhält, ohne daß das Plutonium zuvor zur Wertigkeit 3 reduziert werden muß.
Nach dem erfindungsgemäßen Verfahren wird das Plutoniumnitrat in das im Tributylphosphat unlösliche Plutoniumsulfat umgewandelt.
Diese Umwandlung geschieht durch Zugabe von Sulfationen zu der mit der organischen Phase in Berührung gebrachten wässrigen Phase.
Die Sulfationen werden entweder in Form von löslichen Sulfaten oder in Form von freier Schwefelsäure zugegeben.
Der Verteilungskoeffizient Kd (Pu) des Plutioniums ist durch die
folgende Gleichung definiert:
Kd (Pu) = Plutoniumkonzentration in der organischen PhaBe
* ' Plutoniumkohbentration in der wässrigen Phase
Die Kurven der Verteilungskoeffizienten Kd (Pu) und Kd (U) des Plutoniums und Urans (der letztgenannte, Uran betreffende Verteilungskoeffizient
ist auf gleiche Weise definiert wie der erstgenannte, Plutonium betreffende Verteilungskoeffizient) in Schwefel-salpetersaurem
Milieu wurden bestimmt.
BAD ORIGINAL
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Diese Kurven sind in den Fig. 1 bzw. 2 wiedergegeben, wo die
Verteilungskoeffizienten als Ordinaten und die Sulfationenkonzentration
als Abszissen aufgetragen sind. Die Skala der Ordinatenachse ist logarithmisch. Die Kurven A und A1 entsprechen
einer 1 N Salpetersäurekonzentration, die Kurven B und B1 einer
2 N Salpetersäurekonzentration und die Kurven C und C1 Konzentrationen
von 3 N bzw. 4 N Salpetersäure.
Diese Kurven zeigen insbesondere, daß der Verteilungskoeffizient des Plutoniums in schwefel-salpetersaurem Milieu viel kleiner ist
als in nur salpetersaurem Milieu und zwar umso kleiner, je geringer die Salpetersäurekonzentration und je höher die Sulfationenkonzentration
ist; diese Eigenschaft hängt u.a. damit zusammen, daß der Verteilungskoeffizient des Plutoniums in Form des Nitrats
mit der Salpetersäurekonzentration ansteigt.
Ein Vergleich der Kursen der Fig. 1 und Fig. 2 zeigt, daß der
Verteilungekoeffizient des Urans für einen gleichen Zusatz von Sulfationen weniger abnimmt als der des Plutoniums. Die Möglichkeit
zur Trennung des Urans und Plutoniums wird daher vergrößert, wie die Kurven der Fig. 3 zeigen, wo als Ordinate der Trennfaktor
χ für die Trennung Uran-Plutonium angegeben ist, der durch die
folgende Gleichung definiert ist:
j _ ()
<v ~ Kd (Pu)
<v ~ Kd (Pu)
und als Abszisse die Konzentration an Sulfationen; in dieser Figur
entsprechen die Kurven A", B" und C" jeweils Salpetersäurekonzentrat ionen von 1 N, 2N und 3 N.
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— O —
Erfindungsgemäß ist man bestrebt, mit einer hohen Schwefelsäurekonzentration
und geringen Salpetersäurekonzentration zu arbeiten; unter Berücksichtigung einerseits der Tatsache, daß die Anwesenheit
von Salpetersäure mindestens in geringer Konzentration durch die Zusammensetzung der Phase, in der sich Plutonium und Uran-zu
Anfang befinden, vorgegeben ist und andererseits der Wirtschaftlichkeit der Reagenzien arbeitet man vorzugsweise bei dem erfindungsgemäßen
Verfahren mit einer Sulfationenkonzentration zwischen 0,1 N und 2,5 N und einer Salpetersäurekonzentration zwischen
0,5 N und 3,5 N.
Wenn man für einen einmaligen Kontakt zwischen organischer und wässriger Phase einen Wert des Trennfaktors ob vorgibt, hat man
mehrere Möglichkeiten der Wahl von Salpetersäure- und SulfatsäbtnsHiionenkonzentration.
Eine geringe Erhöhung der Salpetersäurekonzentration zwingt zu einer wesentlich größeren Erhöhung der Sulfationenkonzentration,
wenn der gleiche Wert von db erhalten bleiben
soll.
Bestimmte höhere Werte des Trennfaktors können jedoch nicht in einer einzigen Austauschstufe erhalten werden, wenn die Salpetersäurekonzentration
zu hoch ist; wenn der Trennfaktor mindestens gleich 30 sein soll, darf die Salpetersäurekonzentration keinesfalls
höher als 2 N sein.
Man kann zwar auch mit ziemlich kleinen Trennfaktoren, beispielaweise
unter 25, arbeiten, indem man den Anreicherungsschritt in
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einer Mehrstufenanlage, die eine Batterie von Mischern-Dekantierern
in föLhe angeordnet enthält, mehrmals wiederholt, jedoch wird
vorzugsweise mit einer Salpetersäurekonzentration unter 2 N und einer Sulfationenkonzentration über 0,4 N und höchstens gleich
2 N gearbeitet.
Eb ist ferner zu bemerken, daß selbst im Fall der Wahl eines
hohen Trennfaktors ^ zur Gewinnung von praktisch uranfreiem Plutonium unbedingt eine mindestens fünf Stufen umfassende Anlage
Pu vorgesehen werden muß, da das Ausgangsverhältnis τρ gering ist
und zwischen -jQ und liegen kann.
Die Konzentrationen in der organischen Ausgangsphase liegen vorzugsweise
zv/ischen 0,005 g/l und 5g/l Plutonium Plutonium und 10 g/l und 130 g/l Uran.
Die organische Phase besteht vorzugsweise aus Dodekan, das Tributy!phosphat
enthält.
Um aus der wässrigen Schwefelsalpetersäurephase den geringen Anteil
Uran abzuscheiden, der bei ihrer Berührung mit der beladenen organischen Phase rückextrahiert wurde, unterwirft man die wässrige
Phase einer Waschung mit einer genügenden Menge organischer Phase, die anschließend der eintretenden, beladenen organischen
Phase wieder zugeführt wird, um in Mischung mit dieser den eigentlichen Rückextraktionsabscknitt der Mischer-Dekantiererbatterie
zu durchlaufen.
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Das erfindungsgemäße Verfahren weist den Vorteil auf, daß man eine
hohe Plutoniumkonzentration gewinnt, ohne daß dieses mit einem anderen Metallion verunreinigt ist. Es ist leicht einzusehen, daß
ein solches Verfahren große Bedeutung hat, da man das in der wässrigen Phase vorhandene Plutonium mit Oxalsäure direkt fällen kann,
ohne daß man es einer vorherigen Reinigungsbehandlung unterwerfen muß.
Mit Bezug auf die schematische Fig. 4 wird hiernach als Beispiel eine Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens zur Trennung von
Uran und Plutonium beschrieben, ohne die Erfindung zu begrenzen.
Zur Bereitung der wässrigen Schwefelsalpetersäurephase werden die Sulfationen ausschließlich in Form von Schwefelsäure zugegeben.
Die verschiedenen Stufen der Mischer-Dekantiererbatterie sind in Pig. 4 mit den Zahlen 1 bis 14 bezeichnet; in Stufe 7 wird bei 15
die zu behandelnde beladene organische Phase eingeführt; diese Phase hat die folgende Zusammensetzung:
Dodekan mit 20# Gehalt an Tributylphosphat,
Uran 40 g/l,
Plutonium 2 g/l,
Plutonium 2 g/l,
Freie HNO3 0,2 N,
Durchsatz 100 cm3/Std.
Durchsatz 100 cm3/Std.
Die wässrige Extraktionsphase wird bei 16 in die Stufe 1 mit einem
Durchsatz von 15 cm5/Std. eingeführt; ihre Zusammensetzung ist
wie folgt:
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HHO 1 N
H2SO4 0,9 N.
H2SO4 0,9 N.
Das Lösungsmittel zum Waschen der beladenen wässrigen Phase wird bei 18 in die Stufe 14 eingeführt; dieses Lösungsmittel besteht
ebenfalls aus Dodekan mit 20$ Tributylphosphat; sein Durchsatz
ist 30 cn
Es sind daher sieben Extraktionsstufen und sieben Waschstufen vorhanden.
Die bei 19 die Stufe 1 verlassende organische Phase enthält Uran in einer Konzentration von 36 g/l und Plutonium in einer Menge
von 2,2 Teilen pro Million.
Die bei 20 die Stufe 14 verlassende wässrige Phase enthält Plu~ tonium in einer Konzentration von 14 g/l und Uran in einer Menge
von 47 Teilen pro Million.
Der Reinigungsfaktor des Plutoniums gegenüber dem Uran liegt
daher in der Größenordnung von 4 x 10 , während der Konzentrationefaktor
des gleichen Plutoniums bei 7 liegt.
R Π P Q A 9
Claims (7)
1.y Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium, dadurch gekennzeichnet,
daß man eine organische Phase, die aus in einem Lösungsmittel verdünntem Tributylphosphat besteht und Uranylnitrat
und Plutonium-IV-nitrat gelöst enthält, mit einer wässrigen schwefel-ealpetersauren Lösung in Berührung bringt, um so einen
Uran-Plutonium-Trennfaktor zu erhalten, der eine genügende Abtrennung
des Plutoniums durch dessen selektiven Übertritt in die wässrige Phase ve«- ermöglich^«.
2.) Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß die in der wässrigen Phase vorhandenen Sulfationen in Form von Schwefelsäure zugesetzt werden.
3.) Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß die in der wässrigen Phase vorhandenen Sulfationen in Form von Sulfaten zugesetzt werden.
4.) Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß die Ausgangskonzentration des Plutoniums in der organischen Phase zwischen 0,005 g/l und 5 g/l und die
des Urans zwischen 10 g/l und 130 g/l beträgt.
5.) Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß die Sulfationenkonzentratinn zwischen
0,1 N und 2,5 N und die Salpetersäurekonzentration zwischen 0,5 N und 3,5 N liegt.
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6.) Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium nach Anspruch. 1,
dadurch gekennzeichnet, daß man zur Erzielung eines Uran-Plutonium-Trennfaktors
über 10 eine Salpetersäurekonzentration unter 2 N und eine Sulfationenkonzentration über 0,4 N und höchstens gleich
2 N verwendet.
7.) Verfahren zur Trennung von Uran und Plutonium nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet, daß die wässrige schwefel-salpetersaure Phase nach der Berührung mit der organischen Phase mit einer
weiteren Menge nicht beladener organischer Phase gewaschen wird, um aus der wässrigen Phase den geringen Teil des von ihr bei der
erstgenannten Berührung aufgenommenen Urans zu entfernen, wobei die organische Waschphase anschließend der beladenen organischen
Phase zugeführt wird.
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---|---|---|---|
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Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2048527A1 (de) * | 1969-10-03 | 1971-04-15 | Commissariat Energie Atomique | Verfahren zur Trennung von Neptunium und Plutonium |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1247248A (en) * | 1968-03-13 | 1971-09-22 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | A method of recovering plutonium and uranium from fission products by liquid-liquid extraction |
FR2212610B1 (de) * | 1972-12-28 | 1977-08-05 | Commissariat Energie Atomique | |
FR2212611B1 (de) * | 1972-12-28 | 1975-11-07 | Commissariat Energie Atomique | |
DE3028024C2 (de) * | 1980-07-24 | 1985-07-04 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zum Abtrennen von Plutoniumionen aus wäßrigen, schwefelsauren Lösungen |
FR2621578B1 (fr) * | 1987-10-13 | 1990-01-05 | Commissariat Energie Atomique | Procede de dissolution reductrice du puo2, utilisable notamment pour le traitement de dechets organiques contamines par puo2 |
FR2624755B1 (fr) * | 1987-12-18 | 1991-10-11 | Commissariat Energie Atomique | Procede de reextraction en solution aqueuse du plutonium present dans un solvant organique, utilisable notamment pour la partition uranium plutonium |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2990242A (en) * | 1945-05-01 | 1961-06-27 | Glenn T Seaborg | Extraction of hexavalent plutonium from aqueous acidic solutions with ethyl sulfide |
US2924506A (en) * | 1947-05-08 | 1960-02-09 | Herbert H Anderson | Solvent extraction process for plutonium |
-
1963
- 1963-11-26 FR FR954945A patent/FR1387127A/fr not_active Expired
-
1964
- 1964-11-16 GB GB4656564A patent/GB1068969A/en not_active Expired
- 1964-11-17 US US41191264 patent/US3343925A/en not_active Expired - Lifetime
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- 1964-11-24 BE BE656168A patent/BE656168A/xx unknown
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- 1964-11-25 NL NL6413704A patent/NL6413704A/xx unknown
- 1964-11-25 SE SE1421264A patent/SE302604B/xx unknown
- 1964-11-26 IL IL2251864A patent/IL22518A/xx unknown
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2048527A1 (de) * | 1969-10-03 | 1971-04-15 | Commissariat Energie Atomique | Verfahren zur Trennung von Neptunium und Plutonium |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES306340A1 (es) | 1966-03-16 |
BE656168A (de) | 1965-03-16 |
IL22518A (en) | 1968-07-25 |
US3343925A (en) | 1967-09-26 |
LU47397A1 (de) | 1965-01-20 |
GB1068969A (en) | 1967-05-17 |
CH438246A (fr) | 1967-06-30 |
NL6413704A (de) | 1965-05-27 |
DE1467313B2 (de) | 1970-02-05 |
SE302604B (de) | 1968-07-29 |
FR1387127A (fr) | 1965-01-29 |
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