DE2856489A1 - Verfahren zur rueckgewinnung - Google Patents
Verfahren zur rueckgewinnungInfo
- Publication number
- DE2856489A1 DE2856489A1 DE19782856489 DE2856489A DE2856489A1 DE 2856489 A1 DE2856489 A1 DE 2856489A1 DE 19782856489 DE19782856489 DE 19782856489 DE 2856489 A DE2856489 A DE 2856489A DE 2856489 A1 DE2856489 A1 DE 2856489A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- values
- extractant
- solution
- extracted
- neptunium
- 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.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/007—Recovery of isotopes from radioactive waste, e.g. fission products
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G43/00—Compounds of uranium
- C01G43/003—Preparation involving a liquid-liquid extraction, an adsorption or an ion-exchange
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G56/00—Compounds of transuranic elements
- C01G56/001—Preparation involving a liquid-liquid extraction, an adsorption or an ion-exchange
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B3/00—Extraction of metal compounds from ores or concentrates by wet processes
- C22B3/20—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching
- C22B3/26—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching by liquid-liquid extraction using organic compounds
- C22B3/32—Carboxylic acids
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B3/00—Extraction of metal compounds from ores or concentrates by wet processes
- C22B3/20—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching
- C22B3/26—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching by liquid-liquid extraction using organic compounds
- C22B3/32—Carboxylic acids
- C22B3/322—Oxalic acids
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B3/00—Extraction of metal compounds from ores or concentrates by wet processes
- C22B3/20—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching
- C22B3/26—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching by liquid-liquid extraction using organic compounds
- C22B3/38—Treatment or purification of solutions, e.g. obtained by leaching by liquid-liquid extraction using organic compounds containing phosphorus
- C22B3/384—Pentavalent phosphorus oxyacids, esters thereof
- C22B3/3846—Phosphoric acid, e.g. (O)P(OH)3
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
- C22B60/00—Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
- C22B60/02—Obtaining thorium, uranium, or other actinides
- C22B60/0204—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium
- C22B60/0217—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
- C22B60/0252—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries
- C22B60/026—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes treatment or purification of solutions or of liquors or of slurries liquid-liquid extraction with or without dissolution in organic solvents
-
- 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
- Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
- Y02P10/00—Technologies related to metal processing
- Y02P10/20—Recycling
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Geology (AREA)
- Environmental & Geological Engineering (AREA)
- Manufacturing & Machinery (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Geochemistry & Mineralogy (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Chemistry (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
München, den 28. Dezember 1978 S-48,695
DEPARTMENT OF ENERGY,
Washington, D.C, U.S.A.
Washington, D.C, U.S.A.
Verfahren zur Rückgewinnung
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zur Rückgewinnung von Actinidenelementen aus Kernreaktorabfall-Lösungen, die
sich bei der Wiederaufbereitung von bestrahltem Kernreaktor-Brennstoff ergeben.
Eines der Hauptprobleme in der Kernenergie-Industrie ist das Management von stark radioaktiven flüssigen Abfällen, die
sich bei der Wiederaufbereitung bestrahlten Kernreaktorbrennstoffs ergeben. Eine Möglichkeit besteht darin, daß man die
flüssigen Abfälle bei ihrem Anfall aus der Wiederaufbereitungsanlage in ein stabiles festes Material verfestigt, welches in
der Erde für eine Zeitperiode aufbewahrt wird, die ausreicht,
damit die Strahlung auf sichere Niveaus abfallen kann. Die zur Erreichung sicherer Radioaktivitäts-Niveaus benötigten
Aufbewahrungszeiten liegen jedoch in der Größenordnung von
1 Million Jahren. Dies übersteigt die Erwartungen für eine Aufrechterhaltung der geologischen Stabilität der Erde bei
weitem. Eine Lösung besteht darin, daß man die extrem langlebigen radioaktiven Komponenten aus den Abfall-Lösungen,
nämlich die Actiniden, d. h. Uran, Americium, Curium, Plutonium und Neptunium, entfernt, so daß die die Masse des
819827/0992
radioaktiven Abfalls bildenden verbleibenden radioaktiven Elemente nur bis hinauf zu 1000 Jahren aufbewahrt werden
müssen, bevor die Radioaktivität normale Niveaus erreicht. Diese Zeitperiode liegt innerhalb des Bereiches der Bestimmung
geologischer Integrität. Die auf diese Weise wiedergewonnenen Actiniden aus dem Abfall können sodann wieder aufbereitet
werden und wieder in den Kreislauf zurückgeführt werden, um so zusätzlichen Brennstoff für Kernleistungsreaktoren und
für Isotopenleistungsquellen zu schaffen.
Ein Hauptproblem bei der Wiedergewinnung von Actiniden aus großen Volumina saurer ein hohes radioaktives Niveau aufweisender
Abfall-Lösungen besteht darin, ein Verfahren zu finden, welches dies in effektiver und wirtschaftlicher Weise tut,
da die Actiniden in mehreren Wertigkeitszuständen vorhanden
sind und schwer miteinander wiederzugewinnen sind. Das Extraktionsmittel Di-hexoxyäthy!phosphorsäure (im folgenden HDHoEP
genannt) ist dafür bekannt, daß es tetra- und hexavalente Actiniden aus einer sauren Lösung extrahiert, und zwar zusammen
mit einigen Spaltprodukten und seltenen Erden. Weil jedoch das Extraktionsmittel eine starke Affinität für die Actinidenelemente
besitzt, gab es bislang keine effektiven Mittel zur Wiedergewinnung oder Rückextraktion der Actiniden aus dem
HDHoEP-Extraktiousmittel und zur Trennung der Actiniden von
den koextrahierten Elementen.
Erfindungsgemäß wurde nunmehr ein Verfahren entwickelt zur Trennung oder Separierung von Actiniden-Werten aus einer
sauren radioaktiven Abfall-Lösung unter Verwendung von HDHoEP, wobei es möglich ist, die Actinidenwerte aus dem Extraktionsmittel wiederzugewinnen, so daß man in der Lage ist, die
Actiniden von den koextrahierten Spaltprodukten und seltenen Erden zu trennen, und wobei es schließlich möglich ist, einige
der Actiniden-Werte voneinander zu trennen.
Gemäß dem erfindungsgemäßen Verfahren zur Trennung von Actiniden-Werten
aus sauren radioaktiven Abfall-Lösungen, die Actiniden-Werte, Seltenerd-Werte, Spaltprodukt-Werte und andere Metall-
019827/09 92
Werte enthalten, wird hinreichend Hydrazin und Hydroxylamin
iumni tr at zur Abfall-Lösung hinzugefügt, um den Oxydationszustand
des in der Abfall-Lösung vorhandenen Neptuniums und Plutoniums auf eine Wertigkeit von +4 einzustellen, um
eine Speiselösung zu bilden, die mit eiaem organischen Extraktionsmittel
aus 0,1 bis 1,5 M HDHoEP in einem.mit Wasser nicht mischbaren inerten aromatischen oder aliphatischen
Kohlenwasserstoffverdünnungsmittel kontaktiert wird, wodurch
die Actiniden, seltenen Erden, Spaltprodukt-, Zirkon-, Niob- und Molybdän- sowie Yttrium- und Eisen-Werte extrahiert werden,
während die anderen Werte in der Einspeisung verbleiben, worauf dann das beladene Extraktionsmittel mit zwei wässrigen
Herauszieh- oder Rückextraktions-Lösungen kontaktiert wird, und zwar einer Salpetersäurelösung, welche selektiv das
Curium, Americium und die Seltenerd-Werte aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert, und einer Oxalat-Lösung aus Oxalsäure
und Tetramethylammoniumhydrogenoxalat (im folgenden TMA-HOx
genannt) oder Trimethylammoniumhydrogenoxalat, welches selektiv die Plutonium- und Neptunium-Werte aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert, und zwar zusammen mit den Spaltprodukt-,
Zirkon-, Niob- und Molybdän- und Eisen-Werten. Die Uran- und Yttrium-Werte verbleiben im Extraktionsmittel und können durch
eine Phosphorsäure-Rückextraktion wiedergewonnen werden. Die Neptunium- und Plutonium-Werte werden aus dem Oxalat-Rückextraktionsmittel
wiedergewonnen und von Spaltprodukten gereinigt durch Hinzufügung von Salpetersäure zum Oxalat-Rückextraktionsmittel,
welches die Werte in einer Menge enthält, die ausreicht, um die Komplexbildungsfähigkeit des Oxalats
zu zerstören, wodurch eine zweite Einspeisung gebildet wird; die zweite Einspeisung, welche die Werte enthält, wird mit
einem Extraktionsmittel kontaktiert, welches aus Tricaprylmethy!ammoniumnitrat
(im folgenden TCMA-NO3 genannt) in einem mit Wasser nicht mischbaren inerten aliphatischen oder
aromatischen Kohlenwasserstoff-Verdünnungsmittel besteht, wodurch die Neptunium- und Plutonium-Werte selektiv extrahiert
werden, während die anderen Werte in der Einspeisung verbleiben,
9*8827/0992
und wobei das Extraktionsmittel mit einer Ameisensäurelösung
kontaktiert wird, wodurch die Neptunium- und Plutonium-Werte aus dem Extraktionsmittel herausgezogen oder rückextrahiert
werden, wodurch die Neptunium- und Plutonium-Werte wiedergewonnen und gereinigt werden. Die Säure kann aus dem Raffinat
der verschiedenen Herauszieh- oder Rückextraktionsschritte wiedergewonnen werden, um wieder in den Kreislauf zurückgeführt
zu werdt-n (Recycling) , während der Abfall mit den verbleibenden
ersten und zweiten Einspeiselösungen vereinigt werden kann und für Langzeitaufbewahrung verfestigt werden
kann.
Die Verwendung von HDHoEP als ein Extraktionsmittel hat mehrere Vorteile gegenÜDer anderen ähnlichen Extraktionsmitteln und
insbesondere gegenüber vielen der Dialkylphosphorsäuren. Beispielsweise gelieren Phosphorsäureextraktionsmittel durch
Bildung nicht-löslicher Polymerer wenn gesättigt odt r nur teilweise gesättigt mit extrahierbaren Elementen. Dies verhindert
die Trennung der wässrigen und organischen Phasen, macht das Verfahren unmöglich, oder bestenfalls schwer zu
betreiben. Es ist jedoch möglich, HDHoEP ohne jede Gelbildung zu sättigen, waa die Verwendung von Speiselösungen mit höheren
Konzentrationen an extrahierbaren Werten gestattet.
Zahlreiche organische Extraktionsmittel zersetzen sich dann, wenn sie hohen Bestrahlungspegeln ausgesetzt sind zu Verbindungen,
die nicht mehr als Extraktionsmittel arbeiten, oder zu Verbindungen, die nachteiliy die Extraktionsfähigkeit
des ExtraktionsmiLtels beeinflussen. Obwohl HDHoEP durch
Strahlung beeinflusse wird, zerlegt es sich im allgemeinen
in Verbindungen, die nicht in nachteiliger Weise seine Funktion als ein Extraktionsmittel beeinflussen. Dies gestattet
die Verwendung des ^xtraktionsmittels über eine längere
Zeitperiode hinweg, bevor dieses kostspieligen Reinigungsverfahren ausgesetzt werden muß, und vermindert die Menge
zusätzlichen Extraktionsmittels, welches zur Aufrechterhaltung der Prozeßvolumina hinzugefügt werden muß.
Bt9827/0992
Ein weiterer Vorteil der Verwendung von HDHoEP als Extraktionsmittel
besteht darin, daß es mir irgendeiner Mineralsäurespeiselösung verwendet werden kann, die sich von einem
leicht sauren zu einem stark sauren Bereich verändern kann. Dies ermöglicht die Verwendung des gleichen Verfahrens
über einen weiten Bereich von Speiselösungsbedingungen hinweg.
Ein Ziel der Erfindung besteht darin, ein Verfahren zur
Trennung von Actiniden-Werten aus sauren radioaktiven Abfall-Lösungen vorzusehen, welch letztere sich bei der Wiederaufbereitung
von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff ergeben. Ferner bezweckt die Erfindung ein Verfahren zur Trennung
von Actiniden-Werten aus sauren radioaktiven Abfall-Losungen vorzusehen, und zur Reinigung dieser Werte von seltenen Erd-
und und Spaltprodukt-Werten, die ebenfalls in den Abfall-Lösungen vorhanden sind. Ferner bezweckt die Erfindung ein
Verfahren zur Wiedergewinnung von Actiniden-Werten vorzusehen, und zwar aus den unterschiedlichsten diese und andere
Werte enthaltenden Speiselösungen. Schließlich bezweckt die Erfindung, ein Verfahren zur Wiedergewinnung und Trennung
von Actiniden-Werten aus sauren radioaktiven Abfall-Lösungen
vorzusehen, welch letztere diese und andere Werte enthalten, und wobei ferner einige der Actiniden-Werte voneinander
getrennt werden.
^/eitere Vorteile, Ziele und Einzelheiten der Erfindung ergeben
sich insbesondere aus den Ansprüchen sowie aus der folgenden Beschreibung von Ausführungsbeispielen anhand de-·. Zeichnung;
in der Zeichnung zeigt:
Fig. 1 ein Strömungsdiagramm eines Ausführungsbeispiels des erfindungsgemäßen Verfahrens zur Wiedergewinnung
von Actiniden-Werten aus einer sauren radioaktiven Abfall-Lösung;
Fig. 2 ein Flußdiagramm des Verfahrens zur Wiedergewinnung und Reinigung von Neptunium-und Plutonium-Werten aus
der Oxalat-Rückextraktionslösung gemäß Fig. 1.
9IH827/0992
Diese und weitere Ziele der Erfindung zur Trennung von
Actiniden-Werten aus einer sauren Kernbrennstoff-Wiederaufbereitungsabfall-Lösung,
welche Actiniden, seltene Erden, Spaltprodukte und andere Metall-Werte enthält, werden erreicht
durch Hinzufügung äquimolarer Mengen an Hydrazin und Hydroxylaramoniumnitrat
zur Abfall-Lösung in dner Menge, die ausreicht, um die vorhandenen Neptunium- und Plutonium-Werte auf eine
Wertigkeit von +4 einzustellen und dort zu halten, um eine Speiselösung zu bilden; Kontaktieren der Speiselösung-'mit
ur gefahr einem gleichen Volumen eines organischen Extraktionsmittels aus 0,5 M HDHoEP in einem mit Wasser nicht mischbaren
ii erten aliphatischen oder aromatischen Kohlenwasserstoffverdünnungsmittel,
wobei die Actiniden, seltenen Erden, Spaltprodukt-, Zirkon-, Niob- und Molybdän- sowie Yttrium-
und Eisen-Werte durch das Extraktionsmittel aufgenommen werden, während die anderen Werte in der Speiselösung verbleiben;Kontaktieren
des Extraktionsmittels mit einem Salpetersäure-Strip bzw. Rückextraktionsmittel von ungefähr 6 M Salpetersäure, wobei
die Americium-, Curium- und Seltenerd-Werte selektiv aus dem
Extraktionsmittel rückextrahiert und wiedergewonnen werden; Kontaktierung des Extraktionsmittels mit einer wässrigen
Oxalat-Rückextraktionslösung von ungefähr 0,35 M Oxalsäure
und ungefähr 0,35 M TMA HOx, wodurch Neptunium-, Plutonium- und Spaltprodukt-, Zirkon-, Niob- und Molybdän- und Eisen-Werte
selektiv aus dem Extraktionsmittel in das Oxalat-Rückextraktionsmittel
rückextrahiert werden, wöbet die Uran- und Yttrium-Werte
im Extraktionsinittel verbleiben; Hinzufügung von 15 M Salpetersäure zur Oxalat-Rückextraktionslösung in einer Menge
ausreichend, um die Lösung mit ungefähr 5 M Salpetersäure zn versehen, wodurch die Komplexbildungsfähigkeit des Oxalats
zerstört wird und eine zweite Speise.ösung gebildet wird; Kontaktierung der zweiten Speiselösung mit einem zweiten
oryanischen Extraktionsmittel aus ungefähr 0,25 M Tricaprylmethy!ammoniumnitrat
in einem mit Wasser nicht mischbaren inerten aliphatischen oder aromatischen Kohlenwasserstoff-Verdünnungsmittel,
wodurch die Neptunium- und Plutonium-Werte selektiv aus der Speiselösung extrahiert werden; und schließlich
Kontaktierung des Extraktionsmittels mit einer Säure-Rückextraktionslösung von ungefähr 1,OM Ameisensäure, wodurch
9*9827/0992
V-
die Neptunium- und Plutonium- Werte aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert und wiedergewonnen werden, wodurch
man die Neptunium- und Plutonium-Werte wiedergewinnt.
Die in dem HDHoEP-Extraktionsmittel verbleibenden Uran-Werte können dadurch wiedergewonnen werden, daß man das Extraktionsmittel
mit einer ungefähr 8 M Phosphorsäure enthaltenden Rückextraktionslösung kontaktiert, welche die uran- und
Yttrium-Werte herauszieht oder rückextrahiert, die dann zur Wiederaufbereitung wiedergewonnen oder dem Abfall zur Verfestigung
hinzugefügt werden können. Das HDHoEP-Extraktionsmittel kann dann einer Scrubber-Behandlung mit ungefähr
2 M HiMO., unterworfen und wieder in den Kreislauf zurückgeführt
werden.
Die Reihenfolge der Kontaktierung zwischen dem beladenen HDHoEP-Extraktionsmittel, dem Salpetersäure-Rückextraktionsmittel
und dem Oxalat-RückextraktionsmiLtel kann umgekehrt werden, ohne daß irgendwelche nachteiligen Einflüsse auf die
Wiedergewinnung der verschiedenen Actiniden eintreten.
Das erfindungsgemäße Verfahren ist zweckmäßig zur Wiedergewinnung
von Actiniden-Werten aus jeder wässrigen Mineralsäureabfall-Lösung,
welche diese und andere Werte enthält, und eine Säurekonzentration im Bereich von ungefähr 0,5 bis
ungefähr 3,0 M besitzt. Das Verfahren ist besonders geeignet zur Wiedergewinnung von Actiniden in Abfall-Lösungen, die
sich bei der Brennstoff-Aufbereitung durch das Purex-Verfahren
ergeben, die im allgemeinen von ungefähr 2,4 bis ungefähr 3,0 M Salpetersäure enthalten.
Es ist notwendig, daß Hydroxylammoniumnitrat (HAN) und Hydrazin (N2H.) der Abfall-Lösung in einer Menge hinzugefügt wird, die
ausreicht, um das in der Lösung vorhandene Neptunium und Plutonium zu den extrahierbaren Np(IV) und Pu(IV) zu reduzieren,
was die Speiselösung bildet. Somit hängt die hinzuzufügende Menge davon ab, welche Mengen von diesen Actiniden In der
Lösung vorhanden sind. Das HAN reduziert Np(VI) zu Np(V) und,
909827/0 992
bei Vorhandensein Fe(II) reduziert Np(V) zu Np(IV). Da Eisen stets in der Abfall-Lösung aus der Korrosion rostfreien Stahls
vorhanden ist, wird Fe(II) aus Fe(III) durch Reduktion mit . HAN gebildet. Hydrazin wird zusammen mit HAN eingeführt, um
überschüssige HNO „ zu entfernen, die in der Lösung vorhanden
sein kann und das HAN zerstören würde. Es wurde festgestellt, daß bei der Wiedergewinnung der Actiniden-Werte aus der sich
im Purex-Verfahren ergebenden Salpetersäure-Abfall-Lösung es ausreicht, die Lösung auf ungefähr 0,03 M sowohl hinsichtlich
HAN als auch Hydrazin zu bringen, um die vorhandenen Plutonium- und Neptunium-Werte in den +4-Wertigkeitszustand
zu bringen. Es sei bemerkt, daß die Reduktionsagenzien auch das in der Abfall-Lösung vorhandene ΙΟ- auf I reduziert,
welches darauffolgend durch einen Überschuß vorhandenen Pd(II) als Pdl„ ausgefällt wird. Obwohl es nicht notwendig
ist, wird vorgezogen, daß dieses PdI2 durch Filtrierung oder
Zentrifugierung entfernt wird, bevor die darauffolgenden
Schritte ausgeführt werden, da der Feststoff die Tendenz hat, sich an der organisch/wässrigen Grenzfläche zu konzentrieren,
was das Trennen der zwei Phasen stört.
Das Extraktionsmittel kann im Bereich von 0,1 bis 1,5 M in HDHoEP liegen, wobei 0,25 bis 1,OM bevorzugt und 0,5 M
am meisten bevorzugt ist. Das Verdünnungsmittel kann irgendein inerter mit Wasser nicht mischbarer aromatischer oder aliphatischer
Kohlenwasserstoff sein, wie beispielsweise Diäthylbenzol, Diisopropylbenzol, Xylol, Dodecan oder Kerosin oder ein
chlorierter Kohlenstoff, wie beispielsweise Tetrachlorkohlenstoff oder ein wasserstoff-bindendes Verdünnungsmittel,
wie beispielsweise eine mit Wasser nicht mischbare Carbonsäure.
Das beladene Extraktionsmittel kann nach der Kontaktierung mit der Speiselösung mit fc.-j.ner 0,5 bis 1,5 M, vorzugsweise
1 M, Salpetersäure-Scrubber-Lösung kontaktiert werden, um jedwede Ru, Pd, Tc, Sr und Cs Werte zu entfernen, die mit den
Actiniden und anderen Werten koextrahiert wurden.
80-9827/0992
Die saure Rückextraktionslösung kann von 5 bis 8 M, vorzugsweise 6 M, Salpetersäure enthalten, um die Am-,Cm-und Seltenerd-Werte
aus dem beladenen Extraktionsmittel wiederzugewinnen. Die Am- und Cm-Werte werden sodann von den Seltenerd-Werten
getrennt, und zwar durch dem Fachmann bekannte Verfahren, wie beispielsweise durch Kationenaustauschchromatographie unter
Verwendung von Diäthylentriaminpentaessigsäure.
Das Np und Pu zusammen mit dem Spaltprodukt Zr, Nb und Mo und dem Fe werden ohne weiteres aus dem beladenen Extraktionsmittel
rückextrahiert mit der Oxalat-Rückextraktionslösung, die aus
1,0 bis 0,1 M, vorzugsweise O,35 M, Oxalsäure (H„0x) und
von 1,0 bis O,1 M, vorzugsweise 0,35 M, Tetramethylammoniumhydrogenoxalat
(TMA HOx) besteht. Das gesamte H3Ox und TMA HOx
vorhanden in der Losung, sollte insgesamt nicht mehr als ungefähr 1,0 M sein, während das Verhältnis aus TMA HOx zu H„0x
sich von 100 zu 0,5 verändern kann und vorzugsweise bei 1 liegt.' Alternativ kann eine Rückextraktionslösung aus 0,2 bis 1,OM,
vorzugsweise 0,5 M, Trimethylammoniumhydrogenoxalat ohne Oxalsäure verwendet werden. Diese Lösungen bilden Oxalat-Komplexe
mit dem Np, Pu und bestimmter; F.p.-Werten, die um Größenordnungen größer sind als die Bildungskonstanten der
Oxalat-Komplexe mit den anderen Actiniden. Somit sollte zur Bildung des Oxalat-Rückextraktionsmittels nur eine Menge an
Trimethylammoniumhydrogenoxalat oder H?0x und TMA HOx verwendet
werden, die ausreicht, um Oxalat-Komplexe mit diesen Werten zu bilden.
Das rückextrahierte Extraktionsmittel enthält nunmehr nur eine kleine Menge an Uran zusätzlich zu einigem Yttrium und
anderem Abfall und Zerlegungsprodukten. Die Uran- und Yttrium-Werte werden wiedergewonnen durch Kontaktierung mit
einer ungefähr 8,0 M Phosphorsäure-Rückextraktionsiösung,
aus welcher das Uran und Yttrium ohne weiteres getrennt werden kann für die Wiederaufbereitung, oder aber vereinigt werden
kann mit dem übrigen Abfall für die Verfestigung und Aufbewahrung. Das H-. PO4 kann sodann wiedergewonnen und wieder
in den Kreislauf zurückgeführt werden. Da nur kleine Mengen an
-ψ.
U-Werten in dem Extraktionsmittel vorhanden sind, braucht dieser Schritt nur nach jeweils mehreren Zyklen des Extraktionsmittels durch den Vertailungsprozeß ausgeführt werden. Das Extraktionsmittel
kann für die Rückführung gereinigt werden, und zwar durch Kontaktierung mit einer ungefähr 2,0 M Salpetersäure-Scrubber-Lösung.
Die Neptunium- und Plutonium-Werte werden aus der Oxalat-Rückextraktionslösung
wiedergewonnen und von koextrahierten Spaltprodukten und Eisenwerten gereinigt durch Hinzufügung einer
Menge einer starken Salpetersäure-Lösung, die bis zu 15 M Salpetersäure enthalten kann, ausreichend, um die Komplexbildungsfähigkeit
des Oxalate zu zerstören, und zwar unter Bildung einer zweiten Speiselösung. Die auf diese Weise gebildete
zweite Speiselösung wird sodann mit einem zweiten Extraktionsmittel kontaktiert, welches aus 0,1 bis 0,5 M
Tricaprylmethylammoniumnitrat (TCMANO-) in einem inerten
mit Wasser nicht mischbaren Kohlenwasserstoffverdünnungsmittel besteht und selektiv die Neptunium- und Plutonium-Werte aus
der Speiselösung extrahiert. Die Speist:lösung kann sodann vereinigt werden mit der ersten Speiselösung und anderem
Raffinat zur Verarbeitung für die Aufbewahrung.
Das beladene zweite Extraktionsmittel wxrd sodann mit einer Ameisensäure-Rückextraktionslösung kontaktiert, die 0,5 bis
1,5, vorzugsweise 1,O M, Ameisensäure enthält, um so die
Neptunium- und Plutonium-Werte aus dem Extraktionsmittel wiederzugewinnen. Das Extraktionsmittel kann sodann einer
Scrubber-Behandlung unterworfen werden, und zwar mit einer ungefähr 4 M Salpetersäure-Lösung, und zwar vor der Rückführung
in den Kreislauf.
Die Extraktionstemperatur ist nicht kritisch und kann über einen Bereich von ungefähr 25 bis 75 0C ausgeführt werden,
wobei im allgemeinen 50 0C für die Rückextraktionsschritte
bevorzugt wird, und zwar wegen der Selbsterhitzungswirkung der vorhandenen radioaktiven Werte. Eine erste Extraktionsmittel/erste
Einspeisung-Kontakttemperatur von 25 C wird
909827/0 992
1 ν _
etwas gegenüber höheren Temperaturen bevorzugt, um die Americium-und Curium-Verteilungsverhältnisse zu verbessern.
Im allgemeinen sind die Kontaktzeiten nicht kritisch, obwohl sich 3 min als zufriedenstellend für eine Phasenmischung
herausgestellt haben. Der tatsächliche Extraktionsvorgang kann im Chargen- oder im kontinuierlichen Betrieb ausgeführt
werden, und zwar unter Verwendung von beispielsweise der folgenden Mittel: einfache Mischung, Misch-Absetz-Vorrichtungen,
Strömungssäulen mit direktem Strom oder Gegenstrom, Zentrifugalkontaktvorrichtungen, wie Flüssig/Flüssig-Extraktion
in einer chromatographischen Säule oder aber die Verwendung ähnlicher dem Fachmann bekannten Ausrüstungen.
Die Phasenverhältnisse können abhängig von Ingenieur-Betrachtungen und Wirtschaftlichkeitsfaktoren verändert
werden.
Bei einem alternativen Ausführungsbeispiel des Verfahrens wird die Extraktion der Actiniden aus der ersten Speiselösung
in zwei Phasen und nicht in einer einzigen Phase ausgeführt. Dies kann geschehen, um das zu beseitigende Abfallvolumen
zu reduzieren, da dies weniger Volumen als die Oxalat-Rückextraktions-Lösung erforderlich macht. Es erhöht jedoch
die Kompliziertheit des Verfahrens dadurch, daß zwei Extraktions-Prozeß-Ströme erforderlich sind.
In dem alternativen Verfahren wird die Speiselösung, die im allgemeinen etwa 2,2 bis 2,6 M Säure nach Wertigkeitseinstellung besitzt, mit einem ersten Extraktionsmittel von
ungefähr 0,5 M HDHoEP in einem organischen Verdünnungsmittel in einem Volumenverhältnis von 0,25 zu 0,50 Volumina Extraktionsmittel
zu Speiselösung kontaktiert. Dies extrahiert vorzugsweise die Neptunium- und Plutonium-Werte, die Spaltprodukt-,
Zirkonium-, Niob- und Molybdän-Werte, die Eisen-Werte und einige der Americium-, Curium- und Seltenerd-Werte,
was das erste beladene Extraktionsmittel bildet. Dies liegt an den niedrigeren organischen zu wässrigen Volumenverhältnissen
und der Säurekonzentration. Die bevorzugt extrahierten Werte, wie beispielsweise Neptunium, Plutonium und die Spaltprodukte,
werden vom ersten Extraktionsmittel aufgenommen, wohingegen
9*0827/0992
dies nur für einen kleinen Teil der Americium-und Curium-Werte
gilt, wodurch die Beladung des Extraktionsmittels erfolgt.
Die die verbleibenden Werte enthaltende Speiselösung wird verdünnt, um die HNO^-Konzentration auf 0,5 bis 1,5 M einzustellen,
und die eingestellte Speiselösung wird mit einem zweiten Extraktionsmittel der gleichen Zusammensetzung in
einem Volumenverhältnis von ungefähr 1 : 1 kontaktierty wodurch die verbleibenden Americium- und Curium-Werte und
die verbleibenden seltenen Erden extrahiert werden. Die Speiselösung kann dann zusätzlichen Extraktionen ausgesetzt
werden, um andere vorhandene Werte zu entfernen, oder um zur Vorbereitung zur Aufbereitung weiterverarbeitet zu
werden.
Das erste Extraktionsmittel wird sodann mit dem Oxalat-Rückextraktionsmittel
kontaktiert, um selektiv die Neptunium-, Plutonium-, Zirkon-, Niob-, Molybdän- und Eisen-Werte aus
dem Extraktionsmittel rückzuextrahieren, und zwar unter Bildung eines ersten rückextrahierten Extraktionsmittels.
Das beladene S<.. rubber-Mittel wird sodann, wie beschrieben,
verarbeitet, um die Neptunium- und Plutonium-Werte wiederzugewinnen
und zu reinigen.
Das erste rückextrahierte Extraktionsmittel wird sodann mit dem zweiten Extraktionsmittel gemischt, um ein vereinigtes
Extraktionsmittel zu bilden, welches mit ungefähr 8 M ΗΝΟ-,-Scrubber-Lösung kontaktiert wird, um die Americium-,
Curium- und Seltenerd-Werte, die im Extraktionsmittel verbleiben, rückzuextrahieren. Das Extraktionsmittel kann sodann
einer Scrubberbehandlung unterzogen werden und wieder in den Kreislauf zurückgeführt werden, oder aber es kann mit
der Phosphorsäurelösung koni aktiert werden, um jedwede üran- und Yttrium-Werte rückzuextrahieren, bevor die Rückführung
in den Kreislauf erfolgt.
009827/0992
Eine synthetische Abfall-Lösung wurde hergestellt durch Mischung von Salpetersäurelösungen von Salzen nicht-radioaktiver
Isotope von Spaltprodukten und seltenen Erden. Die verwendeten Mengen an Spaltproduktelementen galten für
einen Leichtwasserreaktor-Brennstoff bestrahlt auf 33 000 MWd/metrische Tonne von Schwermetall. Es wurde angenommen,
daß die Produkte oder Erzeugnisse von einer n.etrischen
Tonne Brennstoffs in 5600 1 von 2,9 M HNO3 (HAW-Abfallstrom)
oder 5900 1 von 2,4 M HNO3 (EEW-Abfallstrom,
gebildet durch eine vollständige Tributylphosphatextraktion des HAW-Abfallstroms) enthalten sind. Zusätzlich zu den
Spaltprodukten wurden in den synthetischen Abfall noch 0,19 g/l Eisen als Eisen-III-nitrat eingeführt, um Korrosionsprodukte
zu simulieren. Gesonderte Anteile des synthetischen Abfalls
wurden für Testzwecke mit ungefähr 10 d/m von entweder
239 239 241
Np, Pu oder Am markiert.
Ein Gegenstrom-Extraktionsprozeß wurde vorgesehen,und zwar
unter Verwendung von 0,5 M HDHoEP m DEB, synthetischer EEW-Abfall-Lösung
mit 2,4 M an Salpetersäure und eingestellt auf 0,03 M in HAN und N„H. und mit einer Scrubberlösung von
1,0 M HNO3. Das Phasenverhältnis von Speiselösung: ,organische
Lösung:Scrubberlösung betrug 1,0:1,33:0,33. Nach vier Extraktionsstufen
und zwei Scrubberstufen bei 25 C enthielt das Extraktionsmittel 99,9 % des Neptuniums, 99,9 % des
Plutoniums und 96,3 % des Americxums. Berechnungen zeigten, daß nach zehn Extraktionen und vier Scrubber-Stufen 99,8 %
des Americiums und Curiums zusätzlich zu den 9\>,9 % des in
der Speiselösung vorhandenen Urans extrahiert wurden.
Ein Teil des Extraktionsiuittels des Beispiels I, welches
Spaltprodukte, seltene Erden und Actinide enthielt, wurde mit einer 6 M HNO^Rückextraktionslösung bei 50 0C mit einem
Verhältnis der organischen zu wässrigen Anteile von 2:1
909827/0 992
kontaktiert. Nach drei Stufen war weniger als 0,1 % des Neptuniums und Plutoniums und 93 % des Americiums und Curiums
aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert. Es wurde berechnet, daß nach acht Stufen weniger als 0,1 % des Neptuniums und
Plutoniums und 99,8 % des Americiums und Curiums rückextrahiert wären.
Ein Teil des rückextrahierten Extraktionsmittels des Beispiels I wurde mit einer Oxalsäure-Rückextraktionslösung
kontaktiert, die 0,35 M H3Ox und 0,35 M TMA-HOx mit einem
organischem zu Rückextraktions-Mittel-Verhältnis von 2:1
enthielt. Nach vier Stufen waren 97 % des Neptuniums, 99,7 % des Plutoniums und 5 % der seltenen Erden aus dem
organischen Extraktionsmittel rückextrahiert. Es wurde berechnet, daß nach acht Stufen 99,3 % des Neptuniums und
99,99 % des Plutoniums aus dem Extraktionsmittel in die Oxalat-Lösung rückextrahiert würden.
Der Oxalat-Rückextraktionslösung des Beispiels III wurde
hinreichend viel 15 M HNO., hinzugefügt, um die Lösung auf
5 M in HNO3 zu bringen, wodurch die Oxalat-Konzentration
auf ungefähr 0,47 M zur Bildung einer zweiten Speiselösung reduziert wurde. Das zweite organische Extraktionsmittel
war 0,25 M TCMA NO., in DEB und die Scrubberlösung war 5 M HNO3.
Das Verhältnis von Speiselösung zu organischer Lösung zu Scrubberlösung betrug 0,6:0,4:0,2. Nach vier Extraktionsunc.
vier Scrubber-Stufen waren 99,9 % des Neptuniums und Plutoniums aus der zweiten Speiselösung extrahiert.
Dat. organische Extraktionsmittel des vorherigen Beispiels wird mit einer 1 M Ameisensäure-Rückextraktionslösung
kontaktiert, die 0,1 M Salpetersäure enthielt, und zwar
9&9827/0992
in einem organische Phase- zu Rückextraktionsphase-Verhältnis voiT 2:1. Nach fünf Stufen waren 99 + % des Neptuniums und
Plutoniums aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert.
5900 1 einer EEW-Abfall-Lösung gemäß Beispiel I werden 180 Mol
HAN und 180 Mol N3H4 in 100 1 von 0,1 M HNO3 hinzugegeben,
um eine Speiselösung von 6000 1 herzustellen, die 190 g Uran, 5 g Neptunium, 4,5 g Plutonium, 141 Americium, 37 g Curium,
10,23 kg seltene Erden und 18,6 kg Spaltprodukte enthält.
Diese Speiselösung wird sodann in ungefähr 10 Stufen mit einem Extraktionsmittel kontaktiert, welches insgesamt 8000 1 von
0,j M HDHoEP in DEB enthält, welches wiederum mit mehreren
Anteilen einer Scrubberbeiiandlung unterworfen wird, und zwar mit insgesamt 2000 1 1,0 M HNO.,, um so jedwede Ruthenium-,
Palladium-, Technetium-, Strontium- und Cäsium-Werte zu entfernen, die koextrahiert sein können. Das Extraktionsmittel
enthält nunmehr ungefähr 5 g Neptunium, 4,5 g Plutonium, 190 g Uran, 141 g Americium und 37 g Curium, zusätzlich zu
ungefähr 7,0 kg Spaltprodukten, wie beispielsweise Zirkon,
Niob und Molybdän, einigem Eisen und ungefähr 10 kg seltenen Erden. Das Raffinat wird dann abgegeben zur Verdampfung und
Atfallverfestigung zum Zwecke der Aufbewahrung.
Das beladene Extraktionsmittel wird sodann in acht Stufen mit ingesamt ungefähr 4000 1 einer 8,0 M HNO^Rückextraktionslösung
kontaktiert, wodurch die Americium-,Curium- und
Seltenerd-Werte aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert werden, um eine Säureproduktlösung zu bilden, die 141 g
Americium, 37 g Curium und 10 k<·, seltene Erden nthält.
Das Extraktionsmittel wird als nächstes in acht Stufen mit insgesamt 4000 1 einer Oxalat-Rückextraktions-Lösung von
0,35 M in H Ox und 0,35 M in TMA-HOx kontaktiert, wodurch die Oxalatlösung nunmehr 5 g Neptunium, 1,5 g Plutonium und
ungefähr 7,5 kg Spaltprodukte Zirkon, Niob und Molybdän
9&9827/0992
enthält. Den 4000 1 der Oxalat-Rückextraktionslösung,
die Plutonium und andere Werte enthält, werden ungefähr 2000 1 15 M HNO- hinzugegeben, um das Oxalat zu zerstören
und eine Speiselösung von ungefähr 5 M in HNO., zu bilden.
Diese Speiselösung wird sodann in vier Stufen mit 4000 1 eines Extraktionsmittels aus 0,25 M TCMA NO _ in DEB kontaktiert.
Das Extraktionsmittel seinerseits wird in vier Stufen einer Scrubberbehandlung mit 2000 1 5 M HNO., unterworfen,
was bei der Hinzugebung zu dem Oxalat-Raffinat 8000 ί Abfall-Lösung
ergibt, die ungefähr 0,005 g Neptunium, 0,005 g Plutonium und ungefähr 7,0 g Spaltprodukte enthalten, die
zur Aufbewahrung weiterbearbeitet werden müssen.
Ungefähr 2000 1 einer 1 M Ameisensäure-Rückextraktionslösung werden als nächstes in fünf Stufen mit dem beladenen Extraktionsmittel
kontaktiert, um die Neptunium- und Plutonium-Werte aus dem Extraktionsmittel zurückzuextrahieren, während
das Extraktionsmittel wiederum mit 2000 1 5 M HNO3 einer
Scrubber-Behandlung unterworfen wird, um es für die Rückführung für den Kreislauf vorzubereiten.
Man erkennt, daß das erfindungsgemäße Verfahren in effektiver Weise die Wiedergewinnung von Actiniden-Werten aus einer
Brennstoff-Aufbereitungs-Abfall-Lösung ermöglicht._
Abwandlungen können hinsichtlich des Gehalts der wässrigen und organischen Lösungen vorgenommen werden, und auch hinsichtlich
zusätzlicher Schritte, wie beispielsweise weiterer Extraktions- oder Rückextraktionsschritte.
Zusammenfassend sieht die Erfindung somit ein Verfahren zur Wiedergewinnung von Actiniden-Werten aus sauren Abfall-Losungen
vor, die sich bei der Wiederaufbereitung von bestrahlten Kernreaktor-Brennstoffen ergeben, und zwar geschieht dies
durch Hinzufügung von Hydroxylammoniumnitrat und Hydrazin zu der Abfall-Lösung, um so die Wertigkeit der Neptunium- und
Plutonium-Werte in der Lösung auf den +4-Oxydationszustand
einzustellen, wodurch eine Speiselö::ung gebildet wird, welche
9^9827/0992
Claims (7)
1. Verfahren zur Trennung und Wiedergewinnung
von Actiniden-Werten aus sauren Kernbrennstoffaufbereitungsabfall-Lösungen,
die Actiniden-Werte, Lanthaniden-Werte, Spaltprodukt-Werte und andere Metall-Werte enthalten,
wobei äquimolare Mengen an Hydrazin und Hydroxylammoniumnitrat der Abfall-Lösung hinzugefügt werden, um den Oxydationszustand
des Neptuniums und Plutoniums in der Abfall-Lösung auf +4 einzustellen, wobei eine Speiselösung gebildet
wird, die mit einem organischen Extraktionsmittel von 0,1 bis 1,5 M Di-hexoxyäthy!phosphorsäure in einem mit
Wasser nicht mischbaren aromatischen oder aliphatischen KohlenwasserstoffVerdünnungsmittel kontaktiert werden, um
die Actiniden-Werte, die seltenen Erden und einige Spaltprodukt-Werte
aus der Speiselösung zu extrahieren, wodurch das Extraktionsmittel beladen wird, gekennzeichnet
durch Kontaktierung des beladenen Extraktionsmittels mit einem ersten wässrigen Rückextraktionsmittel aus einer
Salpetersäure-Lösung oder einer Oxalat-Lösung, wobei die Oxalat-Lösung entweder Oxalsäure und Tetramethylammoniumhydrogenoxalat
oder Trimethylammoniumhydrogenoxalat ist, und wobei die Salpetersäure-Lösung selektiv Americium,
Cu turn und seltene Erd- und Spaltprodukt-Werte rückextrahiert,
während die Oxalat-Lösung selektiv Neptunium, Plutonium, Spaltprodukt Zirkonium, Niob und Molybdän und Eisen-Werte
rückextrahiert und die Uran-Werte im Extraktionemittel verbleiben, wodurch einige der Actiniden-Werte and einige
der anderen Werte aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert werden, und zwar unter Bildung eines teilweise beladenen
Extraktionsmittels, welches mit der anderen der wässrigen Rückextraktionslösungen in Kontakt gebracht wird, wodurch
die verbleibenden Actiniden-Werte und einige anderen Werte aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert werden, auf welche
Wej se die Actiniden-Werte aus der Abfall-Lösung wiedergewonnen
wer dt-υ.
9Ö9827/0992
BAD
ORiGiNAt INSPECTED
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das starke Salpetersäure-Rückextraktionsmittel von
5 bis 7 M Salpetersäure enthält.
3. Verfahren nav:h Anspruch 1 und/oder 2, dadurch
gekennzeichnet, daß die Oxalat-Rückextraktionslösung von 1,0 bis 0,1 M Oxalsäure enthält und von 1,0 bis 0,1 M
Tetramethylammoniumhydrogenoxalat oder von 0,2 bis 1,OM
Trimethylammoniumhydrogenoxalat.
4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Volumenverhältnis aus Speiselösung zu Extraktionsmittel
ungefähr 1:1 beträgt.
b. Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch
die folgenden Schritte:
Hinzufügung von Salpetersäure zur Oxalat-Rückextraktionslösung, die Neptunium, Plutonium und Spaltprodukt
Zirkon, Niob und Molybdän-Werte enthält, und zwar in einer Menge, die dazu ausreicht, um die Komplexbildungsfähigkeit
des Oxalats zu zerstören, wodurch eine zweite Speiselösung gebildet wird,
Lnkontaktbringen dieser zweiten Speiselösung mit einem
zweiten organischen Extraktionsmittel von ungefähr 0,1 bis 0,5 M Tricaprylmethylammoniumnitrat in einem inerten mit
Wasser nicht mischbaren aromatischen oder aliphatischen Kohlenwasserstoffverdünnungsmittel, wodurch die Neptunium-
und Plutonium-Werte selektiv aus der Speiselösung rückextrahiert
werden und
Kontaktierung des Extraktionsmittels mit einer Ameisensäure-Rückextraktionslösung
von ungefähr 0,5 bis 1,
5 M Ameisensäure, wodurch die Neptunium- und Plutonium-Werte aus dem Extraktionsmittel·
rückextrahiert werden, wodurch die Neptunium- und Plutonium-Werte wiedergewonnen werden.
6. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß die Speiselösung auf ungefähr 2,2 bis 2,4 M in Säure
eingestellt ist, daß die Speiselösung mit einem ersten
999827/0992
organischen Extraktionsmittel /on 0,1 -bis 1,5 M Di-hexoxyäthy!phosphorsäure
kontaktiert wird, und zwar in einem mit Wasser nicht mischbaren aromatischen oder aliphatischen
Kohlenwasserstoff in einem Volumenverhältnis von 0,25 zu
0,50 Volumen Extraktionsmittel zu Speiselösung, wodurch die Neptunium- und Plutonium-Werte bevorzugt zusammen mit
dem Spaltprodukt Zirkon, Niob und Molybdän und Eisen-Werten extrahiert werden, wodurch ein erstes beladenes Extiaktionsmittel
gebildet wird,
Einstellung der Säurekonzentration der Speiselösung auf ungefähr O75 bis 1,5 M,
Kontaktierung der eingestellten Speiselösung mit einem zweiten Extraktionsmittel von 0,1 bis 1,5 M Di-hexoxyätiiy!phosphorsäure
in einem nicht mit Wasser mischbaren aromatischen oder aliphatischen Kohlenwasserstoff in einem
Vclumenverhältnis aus Speiselösung zu Extraktionsmittel von
ui gefahr 1:1, wodurch die verbleibenden Actiniden-Werte
urd seltenen Erd-Werte extrahiert werden unter Bildung eines zweiten beladenen Extraktionsmittels,
Kc πtaktierung des ersten beladenen Extraktionsmittels mit
der Oxalat-Rückextraktionslösung,·wodurch die Plutonium-, Neptunium-, Spaltprodukt- Zirkon-, Niob- und Molybdän-
und Eisen-Werte aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert werden, wodurch ein erstes rückextrahiertes Extraktionsmittel
gebildet wird, Vereinigung des ersten rückextrahierten Exfcraktionsmittels mit dem zweiten beladenen Εχ-craktionsmittel
zur Bildung eines gemeinsamen Extraktionsmittels, und Kontaktierung des gemeinsamen Extraktionsmittels mit
einer starken Salpetersäure-Rückextraktionslösung, wodurch dio Curium-, Americium- und Seltenerd-Werte aus dem Komplex-Extraktionsmittel
rückextrahiert werden, wodurch die Americium- und Curium-Werte wiedergewonnen werden.
7. Verfahren nach Anspruch 6, gekennzeichnet durch
folgende zusätzlichen Scl.i itte:
Hinzufügung von Salpetersäure zur Oxalat-Rückextraktionslösung, die Neptunium-, Plutonium- und Spaltprodukt-Zirkon-,
Niob- und Molybdän-Werte enthält, und zwar in einer
909β?7/0ββί badoriginal
Menge ausreichend, um die Komplexbildungsfähigkeit des
Oxalats zu zerstören, wodurch eine zweite Speiselösung gebildet wird,
Kontaktierung der zweiten Speiselösung mit einem zweiten organischen Extraktionsmittel von ungefähr 0,1 bis 0,5 M
Tricaprylmethy!ammoniumnitrat in einem inerten mit Wasser
nicht mischbaren- aromatischen oder aliphatischen Kohlen-
wasserstoffverdünnungsmittel, wodurch die Neptunium- und
Plutonium-Werte selektiv aus der Speiselösung extrahiert werden und
Kontaktierung des Extraktionsmittels mit einer Ameisensäure-Rückextraktionslösung
von ungefähr 0,5 bis 1,5 M Ameisensäure, wodurch die Neptunium- und Plutonium-Werte
aus dem Extraktionsmittel rückextrahiert werden und so das Neptunium und Plutonium wiedergewonnen wird.
009827/0992
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/865,346 US4162230A (en) | 1977-12-28 | 1977-12-28 | Method for the recovery of actinide elements from nuclear reactor waste |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2856489A1 true DE2856489A1 (de) | 1979-07-05 |
Family
ID=25345302
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19782856489 Withdrawn DE2856489A1 (de) | 1977-12-28 | 1978-12-28 | Verfahren zur rueckgewinnung |
Country Status (8)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4162230A (de) |
JP (1) | JPS5496411A (de) |
BE (1) | BE872881A (de) |
CA (1) | CA1097925A (de) |
DE (1) | DE2856489A1 (de) |
FR (1) | FR2413762A1 (de) |
GB (1) | GB2011697B (de) |
IT (1) | IT1101597B (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2551745A1 (fr) * | 1983-09-13 | 1985-03-15 | Kernforschungsz Karlsruhe | Procede pour la separation de neptunium se formant a partir d'une phase organique au cours du retraitement de matieres combustibles et/ou fertiles irradiees |
Families Citing this family (33)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4208377A (en) * | 1978-07-25 | 1980-06-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Process for recovering actinide values |
US4332776A (en) * | 1979-11-08 | 1982-06-01 | Wyoming Mineral Corporation | Extractant solvent restoration in the process for recovery of uranium from phosphoric acid |
US4358426A (en) * | 1980-12-17 | 1982-11-09 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for cleaning solution used in nuclear fuel reprocessing |
US4490336A (en) * | 1981-05-27 | 1984-12-25 | Prodeco, Inc. | Process for stripping uranium from an alkyl pyrophosphoric acid |
FR2509282A1 (fr) * | 1981-07-09 | 1983-01-14 | Commissariat Energie Atomique | Procede de separation des actinides et des lanthanides presents a l'etat trivalent, dans une solution aqueuse acide |
LU84016A1 (de) * | 1982-03-15 | 1982-07-08 | Euratom | Verfahren zur rueckgewinnung von plutonium aus salpetersauren waessrigen loesungen |
DE3243841C2 (de) * | 1982-11-26 | 1986-02-06 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Denitrierung von salpetersauren, Aktiniden enthaltenden Abfall-Lösungen unter gleichzeitiger Abtrennung der Aktiniden |
GB8403724D0 (en) * | 1984-02-13 | 1984-03-14 | British Nuclear Fuels Plc | Treating nuclear fuel |
US4528165A (en) * | 1984-06-13 | 1985-07-09 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Separation of uranium from technetium in recovery of spent nuclear fuel |
JPS6130799A (ja) * | 1984-07-24 | 1986-02-13 | 日本原子力研究所 | ネプツニウムの分離方法 |
FR2583989B1 (fr) * | 1985-06-26 | 1987-07-31 | Commissariat Energie Atomique | Procede pour eviter l'extraction du technetium et/ou du rhenium notamment lors de l'extraction de l'uranium et/ou du plutonium, par un solvant organique |
FR2596383B1 (fr) * | 1986-03-28 | 1990-10-26 | Cogema | Procede de separation du fer a partir d'une solution organique contenant de l'uranium |
EP0251399A1 (de) * | 1986-06-23 | 1988-01-07 | "Centre d'Etude de l'Energie Nucléaire", "C.E.N." | Verfahren zum Trennen oder zum Rückgewinnen von Plutonium und nach diesem Verfahren erzeugtes Plutonium |
JPS6360108A (ja) * | 1986-08-29 | 1988-03-16 | Sumitomo Metal Mining Co Ltd | ガドリニウムの分離回収方法 |
US4835107A (en) * | 1986-10-21 | 1989-05-30 | Arch Development Corp. | Method for the concentration and separation of actinides from biological and environmental samples |
DE3809042A1 (de) * | 1988-03-18 | 1989-09-28 | Wiederaufarbeitung Von Kernbre | Verfahren und vorrichtung zum abtrennen von uran, plutonium sowie spaltprodukten |
US5135728A (en) * | 1992-01-03 | 1992-08-04 | Karraker David G | Method for dissolving delta-phase plutonium |
US5435942A (en) * | 1994-02-28 | 1995-07-25 | United States Department Of Energy | Process for treating alkaline wastes for vitrification |
FR2720853B1 (fr) * | 1994-06-03 | 1996-07-05 | Commissariat Energie Atomique | Procédé de régénération d'un solvant organique dégradé, utilisé pour le retraitement de combustibles nucléaires usés. |
FR2739216B1 (fr) * | 1995-09-22 | 1997-10-24 | Commissariat Energie Atomique | Procede de traitement de combustibles et/ou de cibles nucleaires a base d'aluminium metallique par des solutions d'hydroxyde de tetramethylammonium |
US6312654B1 (en) * | 1997-07-29 | 2001-11-06 | Forschungszentrum Julich Gmbh | Method of separating a trivalent actinide from a trivalent lanthanide and/or yttrium in aqueous solution |
FR2779974B1 (fr) | 1998-06-19 | 2000-07-13 | Commissariat Energie Atomique | Procede de dissolution du plutonium ou d'un alliage de plutonium |
US6973154B2 (en) * | 1998-09-29 | 2005-12-06 | Hitachi, Ltd. | Method of chemical decontamination and system therefor |
FR2822287B1 (fr) * | 2001-03-13 | 2003-12-12 | Commissariat Energie Atomique | Procede de decontamination de filtres solides a iode |
JP5193687B2 (ja) * | 2008-05-30 | 2013-05-08 | 株式会社東芝 | 使用済み燃料再処理方法 |
US7854907B2 (en) * | 2008-11-19 | 2010-12-21 | The Board of Regents of the Nevada System of Higher Education of the University of Nevada, Las Vegas | Process for the extraction of technetium from uranium |
US9283418B2 (en) | 2010-10-15 | 2016-03-15 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
US8753518B2 (en) * | 2010-10-15 | 2014-06-17 | Diversified Technologies Services, Inc. | Concentrate treatment system |
US10580542B2 (en) | 2010-10-15 | 2020-03-03 | Avantech, Inc. | Concentrate treatment system |
KR101386704B1 (ko) | 2013-02-04 | 2014-04-18 | 한국과학기술연구원 | 용매추출공정을 이용한 지르코늄과 하프늄의 분리방법 |
US10297355B1 (en) * | 2016-12-14 | 2019-05-21 | U.S. Department Of Energy | Reduction-oxidation of actinides extraction process (ROANEX) for used nuclear fuel recycling |
CN111876598B (zh) * | 2019-12-10 | 2022-03-22 | 核工业北京化工冶金研究院 | 一种共萃取分离铀铌的方法 |
CN112853128B (zh) * | 2020-12-30 | 2022-07-01 | 中国原子能科学研究院 | 连续调节Purex流程1CU料液中镎价态和酸度的方法和装置 |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CA576900A (en) * | 1959-06-02 | M. Aikin Archibald | Solvent extraction of nitrate solutions of neutron irradiated uranium | |
GB1047232A (de) * | 1963-07-12 | |||
BE650266A (de) * | 1964-07-08 | 1900-01-01 | ||
FR1568325A (de) * | 1968-03-29 | 1969-05-23 | ||
US3463619A (en) * | 1968-07-12 | 1969-08-26 | Atomic Energy Commission | Solvent extraction process for purifying americium and curium |
US3595629A (en) * | 1969-08-14 | 1971-07-27 | Atomic Energy Commission | Plutonium and neptunium extraction process |
US3745205A (en) * | 1972-02-17 | 1973-07-10 | Atomic Energy Commission | Extraction of uranium from an aqueous solution |
FR2212610B1 (de) * | 1972-12-28 | 1977-08-05 | Commissariat Energie Atomique | |
US4011296A (en) * | 1975-05-27 | 1977-03-08 | General Electric Company | Irradiated fuel reprocessing |
-
1977
- 1977-12-28 US US05/865,346 patent/US4162230A/en not_active Expired - Lifetime
-
1978
- 1978-11-17 GB GB7845139A patent/GB2011697B/en not_active Expired
- 1978-12-19 BE BE192411A patent/BE872881A/xx unknown
- 1978-12-21 CA CA318,798A patent/CA1097925A/en not_active Expired
- 1978-12-26 JP JP16451778A patent/JPS5496411A/ja active Pending
- 1978-12-27 FR FR7836534A patent/FR2413762A1/fr not_active Withdrawn
- 1978-12-27 IT IT3134078A patent/IT1101597B/it active
- 1978-12-28 DE DE19782856489 patent/DE2856489A1/de not_active Withdrawn
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2551745A1 (fr) * | 1983-09-13 | 1985-03-15 | Kernforschungsz Karlsruhe | Procede pour la separation de neptunium se formant a partir d'une phase organique au cours du retraitement de matieres combustibles et/ou fertiles irradiees |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB2011697A (en) | 1979-07-11 |
IT7831340A0 (it) | 1978-12-27 |
FR2413762A1 (fr) | 1979-07-27 |
US4162230A (en) | 1979-07-24 |
CA1097925A (en) | 1981-03-24 |
GB2011697B (en) | 1982-05-06 |
IT1101597B (it) | 1985-10-07 |
JPS5496411A (en) | 1979-07-30 |
BE872881A (fr) | 1979-04-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2856489A1 (de) | Verfahren zur rueckgewinnung | |
DE1215669B (de) | Verfahren zum Aufbereiten von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff | |
DE2210106A1 (de) | Verfahren zur selektiven Extraktion von Metalhonen aus wässrigen Losungen | |
DE2855821A1 (de) | Verfahren zur wiedergewinnung von palladium und technetium | |
DE4220207A1 (de) | Kombiniertes transuran-strontium-auszugsverfahren | |
DE2638802A1 (de) | Extraktionsverfahren zur aktinidengewinnung und -trennung | |
DE2449589C2 (de) | Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden | |
DE69402633T2 (de) | Verfahren zur Trennung und Rückgewinnung von Plutonium und Neptunium aus einer Salpetersäurelösung | |
DE1929512C3 (de) | Verfahren zur Aufbereitung von bestrahltem Kernbrennstoff | |
DE2621795A1 (de) | Extraktionsverfahren | |
DE3332954C2 (de) | ||
US3949049A (en) | Method of stripping plutonium from tributyl phosphate solution which contains dibutyl phosphate-plutonium stable complexes | |
DE1592418B2 (de) | Verfahren zur aufarbeitung waessriger loesungen bestrahlter reaktorbrennstoffe | |
EP0170795B1 (de) | Verfahren zur Rückgewinnung von Uran-Werten in einem extraktiven Wiederaufarbeitungsprozess für bestrahlte Kernbrennstoffe | |
DE3346405C2 (de) | ||
DE3784647T2 (de) | Verfahren zum trennen von technetium, das sich in einer organischen loesung mit zirkon und mindestens einem anderen metall, wie zum beispiel uran oder plutonium, befindet, verwendbar insbesondere fuer die wiederaufarbeitung von bestrahlten kernbrennstoffen. | |
DE2610947C3 (de) | Verfahren zur Gewinnung von Molybdän-99 aus mit Neutronen bestrahlter, spaltbare Stoffe und Spaltprodukte enthaltender Matrix | |
DE2929298A1 (de) | Verfahren zur wiedergewinnung von aktiniden-werten | |
DE3546128A1 (de) | Verfahren zur verbesserung eines fluessig-fluessig-extraktionsprozesses | |
DE3809042A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum abtrennen von uran, plutonium sowie spaltprodukten | |
DE2126208C3 (de) | Verfahren zum Trennen von Neptunium und Plutonium | |
DE1244139B (de) | Verfahren zur Trennung von Elementen der Actiniden- und Lanthaniden-Gruppen | |
DE2504786A1 (de) | Verfahren zur verbesserung der extraktionseigenschaften einer tributylphosphatloesung, insbesondere beim verfahren zur trennung von plutoniumund uranwerten | |
DE2219366A1 (de) | Verfahren zur Abtrennung von Uran von Plutonium | |
AT273885B (de) | Verfahren zur Rückgewinnung von Neptunium aus einer wässerigen, Neptunium und Plutonium enthaltenden Lösung |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8139 | Disposal/non-payment of the annual fee |