DE1592537A1 - Verfahren zur Rueckgewinnung von Uran- und Plutonium aus waessrigen Ammoniumfluoridloesungen,insbesondere aus Zirflex-Abwasserloesungen - Google Patents
Verfahren zur Rueckgewinnung von Uran- und Plutonium aus waessrigen Ammoniumfluoridloesungen,insbesondere aus Zirflex-AbwasserloesungenInfo
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Description
PATENTANWALT dipl. ing. dr. iur. V. BUSSE Osnabrück, möserstr. 20-24
Osnabrück, den 2„ Juli I965
III/4
United States Atomic Energy Commission 1 c q 9 c q 7
Germantown, Maryland, USA
Verfahren zur Rückgewinnung von Uran- und Plutonium aus wässrigen Ammoniumfluoridlösungen,
insbesondere aus Zirflex-Abwasserlösungen.
Die Erfindung betrifft das selektive und quantitative Ausfällen von Uran aus wässrigen Ammoniumfluoridlösungen. Die
Erfindung bezieht sich insbesondere auf die Rückgewinnung von Uran- und/oder Plutonium, die in Zirflex-Abwasserlösungen
gelöst vorliegen. Eine Zirflex-Lösung ist nichts weiter als eine wässrige Lösung im allgemeinen k bis 6 molare
Ammoniumfluoridlösung, in der Ammoniumfluorid allein oder in Mischung mit Ammoniumnitrat vorliegt, wobei diese Lösung
dazu dient, ein selektives Auflösen des Zirkoniums aus Kernbrennstoffen zu erreichen, die Zirkonium und Uran enthalten.
Das Zirflex-Verfahren wird z.B. auf das selektive Auflösen von Zirkonium oder Zirkoniumlegierung (eine Legierung auf
009882/1708 ' bad
Zirkoniumbasis, die 1,5$ Zinn, 0,15$ Eisen, 0,1$ Chrom
und 0,05$ Nickel enthält) als Ummantelung von Reaktorbrennstoffen angewandt, bei denen der Brennstoff Uranoxyd
ist. In einem weiteren Fall wird das Zirkonium selektiv aus Zirkonium-Uran-Legierungen ausgelöst. Eine ins einzelne
gehende Diskussion des Zirflex-Verfahrens findet sich in der Veröffentlichung von J.L. Swanson mit der Bezeichnung
"The Zirflex-Process", die in "Proceedings of the International Conference on the Peaceful Use of Atomic
Energy", Genf 17, 155 (-1958) abgedruckt ist.
Das Abtrennen des Zirkoniums von dem Uran bei dem Zirflex-Verfahren
fcritt anscheinend durch Oxydation des Zirkoniums ein, das in einen löslichen oxydierten Zustand überführt
wird, während das Uran in den +4 wertigen Oxydationszustand unter Ausbilden eines wenig löslichen Ammoniumfluorids,
NHhUF5 oxydiert wird. Die Zirkonium enthaltende Lösung,
die durch das Auflösen der Zirkonium-Uran-Brennstoffelemente abhalten wird, wird als die "Zirflex-Abwasserlösung"
bezeichnet. Der Gegenstand der Erfindung wird nun bezüglich der Rückgewinnung von Uran aus einer derartigen Lösung
erläutert.
Wenn auch der Hauptteil des Urans in Berührung mit einer
Ammoniumfluorid-Zirflex-Auflöselöaung in Form eines wenig löslichen Fluoridsalzes ausgefällt wird, erreicht dooh der
Uranverlust an die Zirfltx-Abwaeaerlöaung immer nioh eine,
009882/1708 bad orig.nal
erhebliche Menge an Uran, und zwar insbesondere in den Fällen, in denen das Uran bezüglich seines U-2J55 Gehaltes
angereichert ist. Der Uranverlust durch die Zirflex-Abwasserlösung
entsteht anscheinend auf verschiedene Weisen. Nach Auffassung einiger Bearbeiter wird ein Teil des Urans
in den +6 Oxydationszustand oxydiert, der in einer sehr löslichen Uranylfluoridform vorliegt. Somit müßten die
Bedingungen der Zirkoniumauflösung dergestalt gesteuert werden, daß die Oxydation des Zirkoniums auf keinen höheren
als den +4wertigen Oxydationszustand erfolgt.Die Auflösebedingungen
können jedoch in den meisten Fällen nicht so streng eingehalten werden, daß das Vorliegen von Luft
oder Metallkatalysatoren oder die Wirkungen von Strahlung ausgeschaltet werden, die jeweils einzeln oder in Kombination
als ein Oxydationsmedium für ein Umwandeln wenigstens
eines Teils des Urans in den löslichen +6 wertigen Oxydationszustand dienen können. Eine weitere anscheinende
Quelle für Uranverluste liegt in der begrenzten, trotzdem jedoch ausgeprägten Löslichkeit des +4 wertigen Uranfluorides,
K - ' . Eine besondere Verlustquelle liegt in
der erhöhten Löslichkeit des +4 wertigen Uränfluorides in Ammoniumfluoridlösungen, die einen hohen freien Fluoridgehalt
aufweisen, wo die freie Fluoridkonzentration als
gleich der gesamten Fluoridkonzentration abzüglich des 6-fachen der Zirkoniumkonzentration definiert ist. Wenn
auch .ein Überschuß an freier Fluoridkonzentration in der Lösung zwecks Erzielen eines schnellen Auflösens des Zirkonlums
zweckmäßig ist, wird hierdurch jedoch umgekehrt
009802/1708 BAD ORIGINAL
die Uranlöslichkeit erhöht. Infolgedessen wurde daher bisher eine Auswahl der Lösungsbedingungen durch die
recht erhebliche Uranlöslichkeit bei der hohen Konzentration von freiem Fluorid begrenzt.
Der Verlust an Plutonium an die Zirflex-Lösung ist
etwas geringer als der Uranverlust. Der durchschnittliche Uran- und Plutoniumverlust beläuft sich jedoch auf eine
derartige Größe, daß die Rückgewinnung aus derartigen Lösungen gerechtfertigt ist, wenn dies durch die Wirtschaftlichkeit
des Rüekgewinnungsverfahrens gerechtfertigt wird.
Die der Erfindung zugrundeliegende Hauptaufgabe besteht
somit darin, ein einfaches und wirtschaftliches Verfahren für die Rückgewinnung von Uran- und Plutonium aus derartigen
Lösungen zu schaffen, die eine wässrige Ammoniumfluoridlösung aufweisen, die diese Metalle einschließlich Zirkonium
enthält. Eine spezielle der Erfindung zugrundeljagende Aufgabe
besteht darin, Uran und Plutonium aus Zirflex-Abwasserlösungen zu gewinnen. Eine weitere erfindungsgemäße Aufgabe besteht
darin, ein Verfahren für die Rückgewinnung von Uranverbindungen
geringen Fluoridgehaltes aus Uranzusammensetzungen zu schaffen, die Verbindungen von Fluorid, Zirkonium und Uran enthalten.
ο Eine weitere der Erfindung zugrundeliegende Aufgabe besteht
<o darin, ein Verfahren für das Ausfällen eines Uran- und PIuoo»
£J toniumgperoxydes aus einer Fluoridlösung zu schaffen, die
-* diese Metalle und Zirkonium enthält, und zwar unter derarti-ο
gen Bedingungen, daß ein gemeinsames Ausfällen der Zirkoniumverbindungen mit dem Peroxydniederschlag vermieden wird.
Erfindungsgemäß wird ausgehend von einer wässrigen Ammoniumfluoridlösung, die Zirkonium sowie Uran oder
Plutonium enthält, der Lösung ein Peroxyd zugesetzt, wobei die Lösung das betreffende Metall in einer derartigen
Konzentration enthält, daß ein selektives Ausfällen des Metalls in Form unlöslichen Peroxydes stattfindet.
Vorzugsweise weist die Lösung eine derartige Konzentration des Metalls auf, daß dieses als Peroxyd
im wesentlichen vollständig ausfällt, bevor irgendein Ausfällen des Zirkoniums erfolgt.Wo daher Uran und Zirkonium
in Lösung vorliegen, wird das Uran selektiv und quantitativ dupch das Peroxyd-Ausfällungsmittel in einer Lösung
mit einer Uraiikonzentration von nicht größer als etwa .
0,001 M ausgefällt. Der erhaltene Peroxydniederschlag, der aus einer hydratisierten Form von Uranperoxyd, UO^.
4 HpO, besteht, wie es durch Röntgegenstrahl-Ba^echnungsanalyse
identifiziert wird, kann sauber durch Abfiltrieren, Abgießen, Zentrifugieren und ähnliche Verfahren zum Trennen
von Feststoffen und B'lüssigkeiten abgetrennt werden. Das
Ausfällen des Urans tritt innerhalb einer Zeitspanne ein, die von der Konzentration des Urans, Zirkoniums und freien
Fluorides in <ier Lösung abhängt. So wurde z.B. gefunden, daß eine an Fluorid 6 molare, an Zirkonium 0,8 molare und
an Uran 0,0001 molare Lösung etwa 4b1 Stunden für das praktisch
vollständige Ausfällen des Urans erfordert, während eine an Fluorid 3,3 molare, an Zirkonium 0,4 molare und an
Uran 0,001 molare Lösung etwa 14O Stunden für das vollständige
Ausfällen des Urans erfordert. Das erfindungsgemäße Verfahren führt zu einem praktisch vollständigen selektiven
Ausfällen von Uranbestandteilen aus jeder Zirflex-Lösung, solange eine 0,00 1 molare Urankonzentration nicht überschritten
wird. Wenn mehr Uran vorliegt, wird das Zirkonium beginnen, zusammen hiermit auszufallen, bevor das gesamte
Uranperoxyd ausgefällt ist.
Die AusfäSlungstemperatur ist nicht kritisch, solange die
Zersetangstemperatur des ausgefällten Peroxydes nicht überschritten
wird. Normalerweise tritt das Ausfällen bei Raumtemperatur, d.h. 25° C und nicht höher als etwa 60° C ein.
Die Konzentration an Peroxyd-Ausfällungsmittel, die in der Lösung aufrechterhalten wird, kann sich auf nur 0,1 molar
bis mehr als 1 molar dort belaufen,^ wo das Peroxyd vorzugsweise Wasserstoffperoxyd istο Die optimale Peroxydkonzentration,
die für die meisten Zwecke zwecks Ausführen eines selek«
tiven und »quantitativen Ausfällens des Urans aufrechterhalten werden sollte, liegt bei einer 1 molaren Wasserstoffperoxydlösung,
Eine derartige Lösung wird allgemein durch Zusatz einer konzentrierten Wasserstoffperoxydlösung, etwa
30#iges Wasserstoffperoxyd, erhalten, die der Zirflex-Lösung
zugesetzt wird, bis eine 1 molare Peroxydkonzentration in
dieser Zirflex-Lösung erreicht ist.
Die Erfindung wird im folgenden beispielsweise weiter erläutert:
Es wurden verschiedene Untersuchungen durchgeführt, bei denen Zirkonium-Uran-Legierungen mit 1 bis 3# Uran vollständig
009882/1708
in einem angenähert 6 M NHhF-L-sungsmittel gelöst wurden.
Dann wurden die erhaltenen Zirkonium- und Uranlösungen auf 1 bis 3 molar Wasserstoffperoxyd eingestellt und bei 00C
und 25°C etwa 1 Woche lang sich selbst überlassen. Die Untersuchungen wurden nach einer Woche unterbrochen, um
ein gemeinsames Ausfällen der Zirkoniumverbindungen zu vermeiden*dasnach etwa 1 Woche einzutreten beginnt. In allen
Fällen wurde gefunden, daß die Me/ge des ausgefällten Uranperoxydes
kleiner als oder äquivalent zu 0,001 M U in dem Lösungsmittel war.
Es wurden zwei gesinterte UOp-Kügelchen identischer Größe,
Form und Dichte in der folgenden Weise behandelt.
Das erste Kügelchen wurde eine Stunde in 100 ml rückfließenden
6 molaren Ammoniumfluorid-Lösung (wässrig) eingetaucht. Die erhaltene Lösung wurde auf Raumtemperatur abgekühlt, analysiert
und hierbei festgestellt, daß dieselbe 1,4# des ursprüngliche
in den Kügelchen enthaltenen Uran aufweist. Es wurde eine ausreichende Menge an 30#igem HpO2 zwecks Ausbilden einer
an HgOp 1 molaren Lösung zugesetzt. Nach 72 stündigem Stehen
war praktisch die Gesamtmenge des Urans ausgefällt und wurde in Form von Uranperoxyd abgetrennt. Das Filtrat enthielt nur
5 χ 1O~ % des ursprünglichen in den Kügelchen vorhandenen Urans.
BAD ORIGJNAL
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Das%weite gesinderte Kügelchen wurde 1 Stunde lang in
ein weiteres Volumen von 100 ml einer rückfließenden Ammoniumfluoridlösung eingetaucht und sodann auf Raumtemperatur abgekühlto
In diesem Fall wurde ebenfalls gefunden, daß 1,4$ des
ursprünglichen Urans des Kügelchensin der Lösung verloren ist. Diese letztere Lösung ließ man 72 Stunden lang stehen und es
wurde gefunden, daß die Lösung immer noch 0,9# des ursprünglich
in dem Kügelchen vorhandenen Urans enthält, was etwa 0,0001 M Uran entspricht. Die remtlichen 0^5# ewaren in Form
von NH^UF5 ausgefällt.
Es wurde ein ähnlicher Versuch wie bei dem Beispiel 2 unter Anwenden von Wasserstoffperoxyd durchgeführt, wobei die 6 molare
NHhF-Lösung von 0,8 M Zirkonium aufgrund des Auflösens der
Zirkoniumlegierung enthält. In diesem Fall verlor das Kügelchen lediglich 0,01 % seines Urangehaltes an die Lösung,
da ein großer Teil des Fluorides in der 6 molaren NHj,F Lösung
nunmehr durch das Zirkonium komplex gebunden wird. Nachdem die Lösung 2 Tage bei 25°C sich selbst überlassen wurde, wurde
eine Uranmenge gleich dem Gewichtsverlust des Kügelohens in Form von unlöslichem Uranperoxyd zurückgewonnen. Die Röntgenstrahlanalyse
zeigte, daß der Niederschlag aus UO2^. 4 HgO
bestand.
PAD
009882/1708
Es ergibt sich somit, daß erfindungsgemäß ein Verfahren für die Rückgewinnung von Uran in Form von Uranperoxyd oder
-tetraoxyd aus Ammoniumfluoridlösungen geschaffen wird, das dazu dient, selektiv Zirkonium aufzulösen. Die sich erflüungsgemäß
ergebenden Vorteile sind im Zusammenhang mit der Rückgewinnung von Uran aus Zirflex-Abwasserlösungen erläutert,
die durch Auflösen von mit Zirkonium umkleideten Kernbrennstoffen aäer Zirkonium-Uran-Btfennstoffelementen erhalten werden.
Das gleiche Verfahren kann für die Rückgewinnung von jeglichen Plutoniumverbindungen aus derartigen Lösungen angewandt
werden. Es versteht sich weiterhin, daß das Verfahren ebenfalls unter Erzielen der gleichen günstigen Ergebnisse immer dann
herangezogen werden kann, wenn die Erfindung auf andere Zirkonium- und Uranquellen Anwendung findet, wo die abschließande Zielsetznng
darauf gerichtet ist, die Zirkonium-Uranquelle dergestalt aufzuarbeiten, daß das Uran- und/oder Plutonium in einfacher
Weise gewonnen wird, das hier vorließ. Die erfindungsgemäßen
Vorteile werden auch erzielt, wenn das erfindungsgemäße Verfahren auf eine beliebige Zirkon-Uranquelle Anwendung findet,
die in Form einer Lösung in Ammoniumfluoridlösung vorliegt, und war solange, wie der Urangehalt nicht über der Uranmenge
liegt, die praktisch vollständig ausgefällt wird, bee-wrr ein
Ausfällen de» Zirkoniums eintritt.
V-'- ? 1B £ 7 i 17 0 8
Claims (6)
1. Verfahren zur Rückgewinnung von Uran oder Plutonium
aus einer wässrigen Fluoridlösung, die das betreffende Metall und Zirkon enthält und einen PH-Wert von mindestens 6 hat,
dadurch gekennzeichnet, daß ein lösliches Peroxyd der Lösung mit derartiger Konzentration des Metalles zugesetzt wird, daß
ein selektives Ausfällen des betreffenden Metalls in Form eines unlöslichen Peroxydes stattfindet.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Ausfällen des Peroxydes bei einem pH-Wert von 6 bis
•8 durchgeführt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß eine freie Pluoridionen enthaltende Lösung verwendet wird.
4. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis J5* dadurch
gekennzeichnet, daß das lösliche Peroxyd einer Lösung zugesetzt wird, die nur einen derartigen Urangehalt aufweist,
daß das Ausfällen des Urans praktisch vollständig abgeschlossen ist, ehe irgendein Ausfällen des Zirkons erfolgt.
5. Verfahren nach einem der vorangehenden Ansprüohe, dadurch gekennzeichnet, daß eine derartige Menge an Peroxyd zugesetzt
wird, daß die behandelte Lösung wenigstens 1 molar an Peroxyd wird.
009882/1708
6. Verfahren nach einem oder mehreren der vorangehen-· den Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß als Peroxyd
Wasserstoffperoxyd verwendet wird.
009882/1708
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US2780515A (en) * | 1950-09-01 | 1957-02-05 | Arthur J Miller | Method for improved precipitation of uranium peroxide |
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