DE1929512C3 - Verfahren zur Aufbereitung von bestrahltem Kernbrennstoff - Google Patents

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Aufbereitung von bestrahltem Kernbrennstoff durch Auflösen des Uran, Plutonium, Neptunium sowie Spaltprodukte enthaltenden bestrahlten Brennstoffes in einer wäßrigen Salpetersäurelösung und anschließendes Extrahieren von Uran, Plutonium und Neptunium aus der wäßrigen Brennstofflösung mit einem organischen Lösungsmittel, das Tributylphosphat und ein mit Wasser nicht mischbares Kohlenwasserstoff-Verdünnungsmittel enthält.

Das Verfahren der vorgenannten Art ist z. B. in dem Buch »Extrahierte Aufbereitung bestrahlter Kernbrennstoffe« von N iese, Beer, Naumann und KopseI, Seite 190ff. (I960) beschrieben. Dieses bekannte Verfahren ist auch als Purex-Verl'ahren bekannt.

Das Purex-Verfahren hat verschiedene unvermeidbare Nachteile. Die Anlage zu einer Durchführung ist zum großen Teil doppelt vorhanden, nämlich wegen der zwei oder drei vollständigen Lösungsmittelextraktionszyklen, die erf'T'Jerlirh sind, um genügend dekontaminiertes Uran und Plutonium zu erzeugen. Ferner wird ein großes Volumen an radioaktivem Abfall erzeugt, weil es notwendig ist, das organische Lösungrnittel mit verschiedenen chemischen Reagenzien > zu behandeln, um die Abbauprodukte vor dem Rückpumpen des Lösungsmittels zu entfernen. Dieser Abbau des organischen Lösungsmittels findet im Strahlungsfeld, das durch die Spaltprodukte erzeugt wird, ziemlich schnell statt und beeinträchtigt die Aufbereitungskapazität. Außerdem werden große Wärmemengen zur Flüssigkeitsverdampfung benötigt, die zum Eindampfen der Ströme zwischen den verschiedenen Lösungsmittelextraktionszyklen erforderlich ist.

Die Abtrennung des Urans vom Plutonium im Purex-Verfahren ist von der Verringerung der Wertigkeit von Plutonium von 4 auf 3 begleitet, wobei chemische Reduktionsmittel, wie Eisen(II)-Ionen, mit einem Stabilisierungsmittel, wie Eisensulfamin, verwendet werden. Die Verwendung dieser Reduktionsund Stabilisierungsmittel ist wegen ihrer Kosten und auch deswegen nachteilig, weil sie das Abfallvolumen erhöhen. Die Kosten für Lagerung und Langzeitüberwachung des radioaktiven Abfalls sind sehr hoch.

Ein anderes bekanntes Lösungsmittel-Extraktionsverfahren für die Aufbereitung von bestrahltem Brennstoff ist das Redox-Verfahren. Das Redox-Verfahren benutzt im Gegensatz zu dem nichtflüchtigen Lösungsmittel und dem flüchtigen Salzbildungsmittel im Purex-Verfahren ein nichtflüchtiges Salzbildungsmittel und ein flüchtiges Lösungsmittel. Beim Redox-Verfahren wird eine Salpetersäurelösung von bestrahltem Brennstoff durch Methylisobutylketon als organischem Lösungsmittel extrahiert. Dieses Lösungsmittel extrahiert Plutonium und Uran, so daß eine wäßrige Lösung der Spaltprodukte übrigbleibt. Eine wäßrige Lösung von Aluminiumnitrat wird als Salzbildungsmittel verwendet. Plutonium wird von der organischen Phase in eine wäßrige Phase und Uran von der organischen Phase mit verdünnter Salpetersäure abgetrennt. Sowohl die Uran als auch die Plutonium enthaltenden Ströme werden zweiten Zyklen der Lösungsmittelextraktion ausgesetzt, um die Abtrennung und Dekontaminierung zu verbessern.

Obwohl die Lösungsmittelrückgewinnung beim Redox-Verfahren wegen seiner Flüchtigkeit, vereinfacht ist, wird ein beträchtliches Abfallvolumen in Form der Salzbildungsmittellösung erzeugt, die nicht für eine Wiederverwendung zurückgewonnen wird. Die Anlage ist teuer und kompliziert, da die gewünschten Plutonium- und Uranprodukt-Dekontaminierungsfaktoren nur über drei Lösungsmittelextraktions-Waschzyklen mit einer Endproduktreinigung durch einen Ionenaustauscher und durch Feststoffabsorption erreicht werden.

Und schließlich ist aus den »Proceedings of the United Nations International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Vol. 17, 1958, Seiten 574 bis 578, ein Verfahren zum Abtrennen von Uran aus einem Gemisch von Uran, Plutonium und Neptunium mittels Ionenaustauschern bekannt. Die Verwendung von Ionenaustauschern macht dieses Verfahren unwirtschaftlich, da die eingesetzten Ionenaustauscher teuer sind. Da die intensive Strahlui t; der abzutrennenden Spaltmaterialien darüber hinaus das Trennmedium beschädigt, macht sich die schwierige Entfernbarkeit des beschädigten Materials nachteilig bemerkbar. Außerdem sind die Verfahren unter

Verwendung von ionenaustauschern im allgemeinen diskontinuierliche Verfahren. Schließlich bedeutet die erforderliche Lagerung der durch die Strahlung beschädigten Ionenaustauscher ein zusätzliches Problem für das mittels Ionenaustauscher ausgeführte Trennverfahren.

Der Erfindung lag nun die Aufgabe zugrunde, das Verfahren der eingangs genannten Art dahingehend zu verbessern, daß es wirksamer ist, zu weniger radioaktivem Abfall führt als das bekannte Purex-Verfahren und keine chemischen Reduktionsmittel benötigt. Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß man

a) die organische Lösung zwischen einem oberen Waschabschnitt und einem unteren Extraktionsabschnitt in eine mehrstufige Rückflußkolonne einführt und sie dort im Gegenstrom an einem wäßrigen uranhaltigen Rückflußstrom vorbeileitet, der oben an der Kolonne eingeführt wird und genügend Uran enthält, um im Waschabschnitt die Urankonzentration auf über etwa 90% der Sättigung zu halten,

b) in den wäßrigen Rückflußstrom über dem Extraktionsbereich einen Salpetersäurestrom zur Aufrechterhaltung eines Säuregrades von etwa 1 Mol einführt und am unteren Ende der Kolonne im Gegenstrom zum Rückflußstrom Tributylphosphat, enthalten in einem mit Wasser nicht mischbaren Kohlenwasserstoff-Verdünnungsmittel, einleitet,

c) die am oberen Ende erhaltene konzentrierte uranhaltige organische Lösung zur Überführung des Urans in eine wäßrige Lösung im Gegenstrom zu einer etwa 0,01 molaren Salpetersäurelösung führt und

d) einen Teil der in Stufe c) erhaltenen uranhaltigen wäßrigen Lösung zum Einsatz als Rückflußstrom in Stufe a) abzweigt.

Das erfindungsgemäße Verfahren macht die Verwendung von Reduktionsmitteln, wie Eisen(II)-Sulfamat, zur Abtrennung von Plutonium und Uran überflüssig, so daß das Abfallvolumen und die Kosten für die chemischen Reagenzien verringert werden.

Das Verfahren gemäß der Erfindung macht sich die Tatsache zunutze, daß der Wirkungsgrad der Dekontaminierung sehr hoch ist, wenn die Sättigung des Lösungsmittels an Uran sehr hoch ist. Bei 100%iger Sättigung enthält das Lösungsmittel etwa 120 g Uran/1. Wenn die Sättigung des Lösungsmittels zunimmt, nimmt das Verteilungsverhältnis von Plutonium und Spaltprodukten ab. Unter den Spaltprodukten sind Zirkonium, Niob und Ruthenium am meisten von Interesse, da diese Spaltprodukte die höchsten Verteilungsverhältnisse haben. Die Spaltprodukte Zr-95, Nb-95 und Ru-103 sowie -106 sind wegen ihres emphoteren Charakters und, im Fall des Rutheniums, wegen ihrer vielen Wertigkeitsstufen etwas schwierig zu behandeln. Das erschwert, ihr chemisches Verhalten während des chemischen Aufbereitungsverfahrens vorherzubestimmen. Das Verteilungsverhältnis dieser Spaltprodukte wird jedoch beträchtlich durch die hohe Uransättigung des Lösungsmittels in der Rückflußkolonne verringert. Das Verteilungsverhältnis von Uran liegt etwas unter dem von Plutonium und wird auch beträchtlich durch Erhöhung der Urankonzentration der wäßrigen Lösung verringert.

Eine sehr gute Dekontarninierung durch das Purex-Verfahren wäre möglich, wenn die Urankonzentration der Lösung auf einem sehr hohen Wert gehalten werden könnte. Die Sättigung muß jedoch unterhalb gewisser Grenzwerte gehalten werden, um das ganze Plutonium und Neptunium zu extrahieren. Wenn die Sättigung über dieses Maximum erhöht wird, treten hohe Verluste dieser beiden Komponenten aus dem Abfallstrom der ersten Säule auf.

Das Tributylphosphat im Lösungsmittel wird etwas durch chemische und radiolytische Wirkung in Dibutylphosphat und Monobutylphosphat zersetzt. Diese Zersetzungsprodukte bilden sehr stabile Verbindungen mit Uran, Plutonium, Zirkonium und Niob, die zum großen Teil in die organische Phase extrahiert werden. Die Verbindungen von Zirkonium und Niob verringern daher die Dekontaminierung, die in der Säule erreicht werden kann, so daß die Trennung von Plutonium und Uran erschwert wird.

Zur Überwindung dieser Schwierigkeit wird die Lösungsmittelsättigung im kommerziellen Purex-Verfahren in der ersten Waschstufe unter 80% der Sättigung und in den übrigen Stufen bei etwa 65% der Sättigung gehalten. Daher ist etwas nicht kombiniertes Tributylphosphat verfügbar, um die Verbindungen aus Tributylphosphat-Zersetzungsprodukten und Metallionen zu extrahieren, die die Dekontaminierung begrenzen, die in einem einzigen Extraktionswaschzyklus erreicht werden kann.

Bei dem Verfahren gemäß der Erfindung wird dagegen die Sättigung des Lösungsmittels an Uran auf über etwa 90% im ganzen Waschbereich der Rückflußsäule gehalten. Gleichzeitig wird die Salpetersäure gut in den ersten Stufen des Waschbereichs der Rückflußkolonne entfernt, so daß sich nun das Uran an die Tributylphosphat-Zersetzungsprodukte anlagen. Infolgedessen verdrängt das Uran durch Massenwirkung andere Metallionen, die sonst an die Tributylphosphat-Zersetzungsprodukte angelagert wurden, so daß diese Metallionen durch Gegenstromwaschen entfernt werden können. Daher nähert sich der Dekontaminierur.gsfaktor stärker dem durch die Verteilungsverhältnisse vorbestimmten Wert. Ähnlich werden die Verluste an Plutonium und Neptunium als Verbindungen der Tributylphosphat-Zersetzungsprodukte im wesentlichen durch den gleichen Massenwirkungsmechanismus beträchtlich verringert.

Daher werden mit dem erfindungsgemäßen Verfahren höhere Dekontaminierungsfaktoren und eine bessere Uran-, Plutonium- und Neptunium-Rückgewinnung als bei dem Purex-Verfahren erreicht.

Die Erfindung wird im folgenden unter Bezugnahme auf die Zeichnung näher erläutert, in der das Flußdiagramm für ein Ausführungsbeispiel des Verfahrens gemäß der Erfindung gezeigt ist.

Ein Speisestrom mit bestrahltem Kernbrennstoff, der in einer Salpetersäurelösung aufgelöst ist, wird durch eine Leitung 11 in eine erste mehrstufige Lösungsmittel-Extraktionskolonne 10 gepumpt.

Ein Extraktionsstrom mit Tributylphosphat in einem Kohlenwasserstofflösungsmittel tritt durch eine Leitung 12 in den unteren Teil der Kolonne 10 ein. Es kann jede geeignete Konzentration von Tributylphosphat in jedem geeigneten Lösungsmittel verwendet werden. Vorzugsweise werden etwa 25 bis 40 Vol.% Tributylphosphat in einem Lösungsmittel, wie desodorisiertem Kerosin oder n Dodekan verwendet. Die besten Ergebnisse weiden mit etwa 30 Vol.'r Tributylphosphat in n-Dodekan erreicht, da der nicht verzweigte Kohlenwasserstoff gegenüber ei-

ner radiolytischen Zersetzung besonders widerstandstiihig ist.

Ein Waschstrom, der eine etwa 1,0- bis 4,0-molare wäßrige Salpetersäure enthält, tritt durch eine Leitung 13 von oben in die Kolonne 10 ein. Die besten Ergebnisse wt.ikn mit etwa ~ molarer Salpetersäure erhal 'jn.

Uran, Plutonium und Neptunium werden zusammen aus dem wäßrigen Speisestrom extrahiert unu durch den wäßrigen Salpctersäurewaschstrom gewaschen, der eine Teildekontaminierung vornimmt. Ein Abfallstrom, bestehend aus wäßriger Salpetersäure und verschiedenen Spaltprodukten, verläßt die Säule 10 durch eine Leitung 14. Der Abfallstrom kann weiter behandelt, konzentriert und schließlich an einem Abfallagerplatz gelagert werden.

Der erste Produktstrom der Säule 10 verläßt diese durch eine Leitung 15 und tritt in eine Rückflußkolonne 20 ein. Der erste Produktstrom strömt entgegen dem Rückflußstrom, der durch die Leitung 21 eintritt. Der Rückflußstrom enthält genügend Uran, um seinen Urangehalt auf mehr als etwa 90% der Sättigung zu halten. Bei dieser Sättigung sind die Verteilungsverhaltnisse von Plutonium, Neptunium, Salpetersäure und der Spaltprodukte Zirkonium, Niob und Ruthenium sehr klein, so daß diese Komponenten aus dem ersten Produktstrom gewaschen werden, wenn er durch den Waschbereich der Rückflußzone 20 strömt.

Ein Abtrennstrom, dessen Zusammensetzung der des oben beschriebenen Extraktionsstroms ähnlich ist, tritt durch eine Leitung 22 in die Rückflußkolonne 20 ein. Ein kleiner, etwa 7- bis 12-molarer Salpetersäurestrom tritt durch eine Leitung 24 in die Rückflußsäule 20 ein, um den Säuregrad der wäßrigen Phase auf etwa 1 Mol zu halten. Bei diesem Säuregrad wird das Uran durch den organischen Abtrennstrom extrahiert, während Plutonium, Neptunium, die Salpetersäure und die Spaltprodukte, die extrahiert werden, von dem Waschabschnitt nach unten zugeführt werden und die Rückflußkolonne 20 als Plutonium-Neptunium-Produktstrom durch eine Leitung 23 verlassen. Dadurch wird ein Verlust an Uran in dem PIutonium-Neptunium-Produktstrom verhindert.

Der Plutonium-Neptunium-Produktstrom kann zu einem Anionenaustauscher geleitet oder einer weiteren Lösungsmittelextraktion zur weiteren Trennung von Plutonium und Neptunium von den Spaltprodukten unterzogen werden.

Der Rückflußproduktstrom, der im wesentlichen nur Uran und Tributylphosphat im organischen Lösungsmittel enthält, verläßt die Rückflußkolonne 20 durch die Leitung 25 und tritt in eine dritte mehrstufige Lösungsmittelextraktionskolonne 30 ein. Hier wird das Uran von der organischen Phase durch einen wäßrigen Strom getrennt, der durch die Leitung 31 eintritt. Vorzugsweise wird die Trennung bei einer Temperatur von etwa 50 bis 60 ° C vorgenommen, um eine hohe Urankonzentration zu ermöglichen. Das organische Lösungsmittel, das vom Uran getrennt ist, verläßt die Säule 30 durch eine Leitung 32. Der wäßrige Strom, der Uran enthält, verläßt die Säule 30 durch eine Leitung 33 und wird aufgeteilt, wobei ein Teil durch eine Rückflußleitung 34 zur Bildung des Rückflußstroms und ein anderer Teil durch eine Leitung 35 zu einem Uranproduktverdampfer 40 strömt, der ein üblicher Syphon-Aufkocher sein kann.

Der konzentrierte wäßrige Uranstrom verläßt den Verdampfer 40 durch eine Leitung 41 und wird aufgeteilt, \vi.bei ein Teil durch eine Leitung 42 in einen Uranproduktspeichcrgeleitet Aird, während der Rest durch eine Leitung 43 strömt und mit dem Rückflußstrom der Leitung 34 gemischt wird, um den RücküüPstrom zu bilden, der durch die Leitung 21 in die Rücktlußkolonne 20 eingeleitei wird.

Im Verdampfer 40 verdampftes Wasser wird über eine Leitung44 abgegeben und kann gewünschtenfalls abgelassen oder wiederverwendet werden.

Der Verdampfer 40 wird in üblicher Weise durch Dampf erhitzt, der durch eine Leitung 47 in einen Wärmetauscher-Abschnitt 46 eingeleitet und als Kondensat durch eine Leitung 48 zurückgeführt wird.

Das konzentrierte wäßrige Uranprodukt enthält eine sehr geringe Menge der Spaltp^odukte und sehr wenig Salpetersäure, so daß Gefrierprobleme, die sonst vorhanden sind, wenn ein Uranprodukt Salpetersäure enthält, und durch die Salpetersäure hervorgerufene Schwierigkeiten bei der Umwandlung von Uranylnitrat in Urantrioxyd, vermieden werden.

Im folgenden wird ein bevorzugtes Ausführungsbeispiel des Verfahrens gemäß der Erfindung beschrieben. Die Anteile und Prozentsätze sind auf das Gewicht bezogen, wenn nicht anders vermerkt.

Die Anlage zur Durchführung des Verfahrens hat den in der Figur der Zeichnung beschriebenen Aufbau. Jede Kolonne besteht at;s einem Stahlmantel aus rostfreiem Stahl mit einem Innendurchmesser von 20 cm und mit mehreren getrennten Siebboden, die zu 23% durchlöchert und über die Kolonnenlänge verteilt sind. Eine Luftkolonne ist an jede der mehrstufigen Lösungsmittel-Extraktionskolonnen angeschlossen, und die Einspeisung in jede erfolgt pulsartig, so daß ein Hin- und Herpulsieren in jeder Kolonne aufrechterhalten wird, was den Extraktionswirkungsgrad verbessert. Die Rückflußkolonne hat 9 Plutoniumstufen im Waschbereich und fünf Uranstufen im Extraktionsbereich.

Kernbrennstoff, der angereichertes UO₂ enthält, das bis zu einem Niveau von etwa 20000 Megawatt-Tagen Uran bestrahlt worden ist, wird zuerst für etwa 150 Tage nach dem Herausnehmen aus dem Reaktor gelagert, um einen Zerfall der kurzlebigen Radioisotope zu ermöglichen.

Die Brennstoffbündel werden dann zerlegt und die Brennstoffelemente zerschnitten, um den Brennstoff freizulegen. Der bestrahlte Brennstoff wird dann in einem Auflösebehälter in etwa 5,0-molarer Salpetersäurelösung aufgelöst. Die Lösung enthält etwa 250 g Uran/1, etwa 1,5 g Plutonium/1, etwa 0,25 g Neptunium/1 und geringe Mengen anderer Spaltprodukte. Von den Spaltprodukten beträgt die Aktivität von Zr-95,Nb-95 bzw. Ru-103 und -106 etwa 0,28, 0,53 bzw. 0,32 Curie/g Uran.

Diese Speiselösung wird in die erste mehrstufige Lösungsmittel-Extraktionskolonne mit einem Durchsatz von etwa 200 l/h gepumpt. In der Zwischenzeit wird eine Lösung von n-Dodekan mit etwa 30 Volumprozent Tributylphosphat mit einem Durchsatz von etwa 640 l/h gepumpt, ungefähr in das untere Ende der ersten Kolonne.

Das organische Lösungsmittel extrahiert Uran, Plutonium und Neptunium und wird durch einen 3-molaren Salpetersäurestrom gewaschen, der von oben in die Kolonne mit einem Durchsatz von etwa 200 l/h eintritt. Ein erster Produktstrom wird von der ersten Kolonne in der Nähe der Decke mit einem Durchsatz

von etwa 640 i/h abgenommen. Dieser Strom ist teilweise dekontarniniert und emhüi; dwa 78 g Uran/1, etwa 0, Ό g Plutonium/ΐ und etwa 0.08 gNeptunium/l in n-Dodekan. Die Aktivität von Zr-95, Nb-95 bzw. Ru-103 und -106 ist auf etwa 5,6 · K; \ 1,06 · 10 ^J bzw. 9." H)~⁴ Curie 'g Uran gesunken. Dieser Strom enthält etwa 30 Volumprozent Tributylphosphat un;' eine geringe Menge Salpetersäure.

Ein Abfallsirom verläßt den Boden der ersten Kolonne mit einem Durchsatz von etwa 400 l/h. Dieser Strom ist im wesentlichen eine wäßrige 2,8-molare Salpetersäurelösung, die Spallprodukte und weniger als 0,01 g Uran/1, weniger als etwa 0,01 g Plutonium/1 und weniger als etwa 0,01 g Neptunium/1 enthält. Dieser Strom wird behandelt, um die Salpetersäure für eine Rückführung zu entfernen und den Abfall zu konzentrieren, und schließlich in eine Abfallageeinrichtung geleitet.

Der erste Produktstrom von der ersten Kolonne tritt in die Rückflußkolonne ein und verläuft im Gegenstrom zum Rückflußstrom. Der Rückflußstrom enthält genügend Uran, um im Wasserbereich den Urangehalt des Lösungsmittels auf mehr als 90% der Sättigung zu halten. Bei dieser Sättigung ist das Verteilungsverhältnis von Plutonium, Neptunium, Salpetersäure und Spaltprodukten wie Zirkonium, Niobium und Ruthenium sehr gering, so daß diese Komponenten aus dem uranhaltigen Strom gewaschen werden können, wenn er durch den Waschbereich strömt. Der Durchfluß des Rückflußstromes wird gemessen und so eingestellt, daß diese Sättigung beibehalten wird. Der Rückfiußstrom umfaßt etwa 220 I wäßrige Lösung/h mit etwa 172 g Uran/1, weniger als 10~⁵ g Plutonium/1, weniger als 10~⁶ g Neptunium/1 und weniger als 0,01 Mol Salpetersäure. Die Aktivität von Zr-95, Nb-95 bzw. Ru-103 und -106 beträgt nur etwa 1,2 · 10-'", 8,0 ■ 10"" bzw. 8,1 · 10"¹¹ Curie/g Uran im Rückflußstrom.

Ein Trennstrom mit etwa 30 Vol.% Tributylphosphat in n-Dodekan wird in der Nähe des Bodens der Rückflußkolonne mit einem Durchsatz von 156 l/h eingeleitet.

Ein schwacher Salpetersäurestrom wird in die Rückflußkolonne eingeleitet, um den Säuregrad der wäßrigen Phase auf etwa 1 Mol zu halten. Der Säuregrad in der Säule wird gemessen, und der Durchsatz dieses Stroms wird entsprechend geregelt. Der Säurestrom umfaßt etwa 11,6 1 10-molare Salpetersäure/h. Bei einem Säuregrad von etwa 1 Mol wird das Uran in den organischen Trennstrom extrahiert, während das Plutonium und Neptunium, die Salpetersäure und die Spaltprodukte nicht extrahiert werden.

Ein wäßriger Plutonium-Neptunium-Produktstrom verläßt den Boden der Rückflußkolonne mit einem Durchsatz von etwa 232 l/h. Dieser Strom enthält weniger als etwa 0,01 g Uran/1, etwa 1,3 g Plutonium/1 und etwa 0,22 g Neptunium/1. Der Strom hat ferner eine Molkonzentration von-etwa 1,0 für Salpetersäure. Die Aktivität dieses Stroms bezüglich Zr-95, Nb-95 bzw. Ru-103 und -106 beträgt etwa 3,4 · 10 \ 6,4 ■ 10""■' bzw. 5,8 ■ "^: Curie/g Plutonium. Dieser Strom kann zu einem Ionenaustauscher gleitet oder > einer zusätzlichen Lösungsmittelextraktion zur weiteren Dekontaminierung und Plutonium-Neptunium-Trennung unterzogen werden.

Der Rückflußproduktstrom verläßt die Rückflußkolonne mit einem Durchsatz von etwa 796 l/h. Die-

i" ser Strom enthält etwa 110 g Uran/l, weniger als etwa 10^⁶ g Plutonium/i und weniger als etwa 10~⁷ g Neptunium/1. Die Aktivität von Zr-95, Nb-95 bzw. Ru-103 und -106 in diesem Strom ist auf etwa 9,0 · 10"⁷, 5,U 10"⁷ bzw. 4,0- 10"' Curie/g Uran verringert.

i) Der Strom enthält etwa 30 Vol.% Tributylphosphat im n-Dodekan.

Der Rückflußproduktstrom tritt in eine dritte mehrstufige Lösungsmittel-Extraktionskolonne ein, wo er im Gegenstrom zu einem wäßrigen Trennstrom

2(i verläuft. Der Trennstrom tritt mit einem Durchsatz von etwa 27 l/h ein. Dieser Strom wird auf einer SaI-petersäuremolarität von etwa 0,01 gehalten. Die dritte Säule wird auf einer Temperatur von etwa 50 bis 60° C gehalten, um eine hohe Urankonzentration in

.'■> dem wäßrigen Strom zu ermöglichen, der die Säule verläßt.

Das organische Lösungsmittel, von dem das Uran

abgetrennt ist, verläßt die Säule und wird rückgeführt.

Das wäßrige Uranprodukt, das die Säule mit einem

jo Durchsatz von 27 l/h verläßt, enthält etwa 21,5 g Uran/1, weniger als etwa 10~⁶ Plutonium g/l und weniger als etwa 10~⁷ g Neptunium/1.

Etwa 180 1 Uranproduktstrom/h werden als Teil des Rückflußstroms zurückgepumpt. Der Rest (etwa

r> 540 l/h) dieses Stroms verläuft durch einen Syphonaufkocher, wo Wasser verdampft, so daß der Strom auf etwa 400 g Uran/1 Wasser eingedampft wird.

Der eingedampfte Uranproduktstrom wird aufgeteilt, wobei etwa 40 l/h einen Teil des Rückflußstromes bilden, während der Rest von etwa 125 l/h zu einem Produktspeicher gelangt. Das Produkt, das in Form einer konzentrierten wäßrigen Lösung von Uranylnitrat vorliegt, kann auf Wunsch in Uranoxyd-Brennstoff umgewandelt werden.

Das Produkt enthält wesentlich weniger Schaltprodukte, als wenn es durch einen einzigen Extraktions-Trennzyklus erzeugt worden wäre. Die Aktivität von Zr-95, Nb-95 bzw. Ru-103 und -106 im Produkt beträgt etwa 9,0 · 10"⁷, 5,0 - 10~⁷ bzw. 4,0 · 10"⁵ Curie/g Uran, was bedeutend geringer als die Aktivität 4,0 · ΙΟ"⁴, 4,0 · 10"⁴ bzw. 4,0 ■ ΙΟ"³ Curie/Uran ist, die von einem einzigen Extraktions-Trennzyklus, wie dem Purex-Verfahren, erwartet wird.

Außerdem ist die Uran-Konzentration geringer als

0,01 g/l im Plutonium-Neptunium-Produktstrom, und das Plutonium bzw. Neptunium im konzentrierten Uranprodukt ist in einer Menge von weniger als etwa 10~⁶ bzw. 1O~⁷ g/l vorhanden.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

Claims (1)

1. Patentanspruch:

   Verfahren zur Aufbereitung von bestrahltem Kernbrennstoff durch Auflösen des Uran, Plutonium, Neptunium sowie Spaltprodukte enthaltenden bestrahlten Brennstoffes in einer wäßrigen Salpetersäurelösung und anschließendes Extrahieren von Uran, Plutonium und Neptunium aus der wäßrigen Brennstofflösung mit einem organischen Lösungsmittel, das Tributylphosphat und ein mit Wasser nicht mischbares Kohlenwasserstoff-Verdünnungsmittel enthält, dadurch gekennzeichnet, daß

   a) man die organische Lösung zwischen einem oberen Waschabschnitt und einem unteren Extraktioiisabschnitt in eine mehrstufige Rückflußkolonne einführt und sie dort im Gegenstrom an einem wäßrigen uranhaltigen Rückflußstrom vorbeileitet, der oben an der Kolonne eingeführt wird und genügend Uran enthält, um im Wasserabschnitt die Urankonzentration auf über etwa 90% der Sättigung zu halten,

   b) man in den wäßrigen Rückflußstrom über dem Extraktionsbereich einen Salpetersäurestrom zur Aufrechterhaltung eines Säuregrades von etwa 1 Mol eingeführt und am unteren Ende der Kolonne im Gegenstrom zum Rückflußstrom Tributylphosphat, enthalten in einem mit Wasser nicht mischbaren Kohlenwasserstoff-Verdünnungsmittel, einleitet,

   c) man die am oberen Ende erhaltene konzentrierte uranhaltige organische Lösung zur Überführung des Urans in eine wäßrige Lösung im Gegenstrom zu einer etwa 0,01 molaren Salpetersäurelösung führt und

   d) man einen Teil der in Stufe c) erhaltenen uranhaltigen, wäßrigen Lösung zum Einsatz als Rückflußstrom in Stufe a) abzweigt.