PL98920B1 - Sposob oczyszczania roztworu trojbutylofosforanu w n-dodekanie uzywanego w procesach przerobu wypalonego paliwa jadrowego - Google Patents

Sposob oczyszczania roztworu trojbutylofosforanu w n-dodekanie uzywanego w procesach przerobu wypalonego paliwa jadrowego Download PDF

Info

Publication number
PL98920B1
PL98920B1 PL19450676A PL19450676A PL98920B1 PL 98920 B1 PL98920 B1 PL 98920B1 PL 19450676 A PL19450676 A PL 19450676A PL 19450676 A PL19450676 A PL 19450676A PL 98920 B1 PL98920 B1 PL 98920B1
Authority
PL
Poland
Prior art keywords
solution
separated
solvent
tributylphosphate
amount
Prior art date
Application number
PL19450676A
Other languages
English (en)
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed filed Critical
Priority to PL19450676A priority Critical patent/PL98920B1/pl
Publication of PL98920B1 publication Critical patent/PL98920B1/pl

Links

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Description

Przedmiotem wynalazku jest sposób oczyszczania roztworu trójbutylofosforanu w n-dodekanie uzywanego w procesach przerobu wypalonego paliwa jadrowego. Stosowany jako rozpuszczalnik w procesie ekstrakcji uranu i plutonu roztwór trójbutylofosforanu w n-dodekanie ulega degradacji radiolitycznej a powstale produkty powoduja straty materialu rozszczepialnego oraz zaklócenie procesów ekstrakcyjnych. W zwiazku z powyzszym istnieje koniecznosc usuniecia z rozpuszczalnika zatrzymanych materialów rozszczepialnych takich jak uran i pluton, produktów rozszczepiania glównie Zr-95, Nb-95 i Ru-106 oraz organicznych produktów radiolizy rozpuszczalnika.Znany stan techniki. W opisanym przez D.A.Orth'a i T.W.Olcotfa (Nuci Sci. Eng, 17, 593 (1969) i przez C.A.Blak'a i innych (Nuci. Sci. Eng. 17, 626 (1963) sposobie oczyszczania roztworu trójbutylofosforanu, na zdegradowany rozpuszczalnik dziala sie wodnymi roztworami alkalicznymi wodorotlenków, weglanów lub ich mieszanina. Roztwory alkaliczne usuwaja z rozpuszczalnika materialy rozszczepialne, produkty rozszczepienia i czesciowo produkty radiolizy. Oczyszczony w ten sposób rozpuszczalnik kontaktuje sie z roztworem HNC3 i zawraca do procesu przerobu wypalonego paliwa.Opisany sposób moze byc stosowany przy niewielkim stopniu radiolizy rozpuszczalnika ze wzgledu na powstawanie trudnych do rozdzielenia emulsji.Istota wynalazku. Wedlug wynalazku do rozpuszczalnika dodaje sie dwutlenku selenu w ilosci od 2-6 g/l i ogrzewa sie w temperaturze okolo^ 100°C w ciagu 1-3 godzin. Oddziela sie osad selenu zatrzymujacy produkty rozszczepienia a rozpuszczalnik chlodzi sie i wprowadza sie do niego nadtlenowodorek mocznika w^ilosci —45 g/l i weglan sodu lub potasu w ilosci 10—100 g/l i oddziela sie wytracony osad zawierajacy material rozszczepialny i organiczne produkty radiolizy. Przesacz miesza sie z chromatograficznym tlenkiem glinu celem usuniecia pozostalych zanieczyszczen a nastepnie tlenek glinu oddziela sie. Do roztworu dodaje sie 0,3 N roztwór wodny nadmanganianu potasu w0,lN roztworze wodnym wodorotlenku sodu celem utlenienia pozostalych zanieczyszczen organicznych i wytracony osad oddziela sie od oczyszczonego rozpuszczalnika.2 98 920 Korzystne skutki techniczne wynalazku. Sposób wedlug wynalazku pozwala na oczyszczanie rozpuszczalników o wysokim stopniu degradacji. Nie daje radioaktywnych odpadów cieklych a wydzielony material rozszczepialny moze zostac zawrócony do przerobu.Przyklad wykonania wynalazku. Do oczyszczonego rozpuszczalnika dodaje sie 6 g/l dwutlenku selenu i ogrzewa sie w 100°C w ciagu 3 godzin. Odsacza sie powstaly osad pierwiastkowego selenu z osadzonymi na nim produktami rozszczepienia Zr-95 i Nb-95. Do przesaczu dodaje sie w postaci stalej i rozdrobnionej 45 g/l nadtlenowodorku mocznika i 100 g/l weglanu sodu. Osad zawierajacy uran oraz resztki cyrkonu i niobu w postaci kompleksów, nadtlenkowo-mocznikowych oraz glówna ilosc produktów radiolizy odsacza sie. Do przesaczu dodaje sie 45 g/l chromatograficznego trójtlenku glinu na którym zostaja usuniete resztki zanieczyszczen. Po odsaczeniu osadu do przesaczu dodaje sie 0,3 N roztwór KMn04. W 0,1 N NaOH celem utlenienia zanieczyszczen organicznych i po odsaczeniu osadu oczyszczony rozpuszczalnik zawraca sie do procesu ekstrakcji PL

Claims (2)

  1. Zastrzezenie patentowe Sposób oczyszczania roztworu trójbutylofosforanu wn-dodekanie uzywanego w procesach przerobu wypalonego paliwa jadrowego, w którym usuwa sie material rozszczepialny, produkty rozszczepienia oraz organiczne produkty radiolizy, znamienny tym, ze do oczyszczanego rozpuszczalnika dodaje sie dwutlenku selenu w ilosci od
  2. 2-6 g/l i ogrzewa sie w temperaturze okolo 100°C w ciagu od 1. -3 godzin po czym oddziela sie osad selenu zatrzymujacy produkty rozszczepienia a rozpuszczalnik chlodzi sie i wprowadza sie do niego nadtlenowodorek mocznika w ilosci 5—45 g/l i weglan sodu lub potasu w ilosci 10—100 g/1 i oddziela sie wytracony osad zawierajacy material rozszczepialny i organiczne produkty radiolizy a przesacz miesza sie z chromatograficznymi tlenkiem glinu celem usuniecia pozostalych zanieczyszczen a nastepnie tlenek glinu oddziela sie a do roztworu dodaje sie 0,3 N roztwór nadmanganianu potasu w 0,1 N roztworze wodnym wodorotlenku sodu celem utlenienia pozostalych zanieczyszczen organicznych i wytracony osad oddziela sie. Prac. Poligraf. UP PRL naklad 120+18 Cena 45 zl PL
PL19450676A 1976-12-17 1976-12-17 Sposob oczyszczania roztworu trojbutylofosforanu w n-dodekanie uzywanego w procesach przerobu wypalonego paliwa jadrowego PL98920B1 (pl)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PL19450676A PL98920B1 (pl) 1976-12-17 1976-12-17 Sposob oczyszczania roztworu trojbutylofosforanu w n-dodekanie uzywanego w procesach przerobu wypalonego paliwa jadrowego

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
PL19450676A PL98920B1 (pl) 1976-12-17 1976-12-17 Sposob oczyszczania roztworu trojbutylofosforanu w n-dodekanie uzywanego w procesach przerobu wypalonego paliwa jadrowego

Publications (1)

Publication Number Publication Date
PL98920B1 true PL98920B1 (pl) 1978-05-31

Family

ID=19979907

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PL19450676A PL98920B1 (pl) 1976-12-17 1976-12-17 Sposob oczyszczania roztworu trojbutylofosforanu w n-dodekanie uzywanego w procesach przerobu wypalonego paliwa jadrowego

Country Status (1)

Country Link
PL (1) PL98920B1 (pl)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3900551A (en) Selective extraction of metals from acidic uranium (vi) solutions using neo-tridecano-hydroxamic acid
US3393981A (en) Method of decomposing a nuclear fuel in a fused salt system by using nitric oxide
KR980701128A (ko) 방사성 물질을 제거하는 방법(process for Decontaminating Radioactive Materials)
GB1533955A (en) Method of purifying ion exchanger resin used in nuclear reactors
RU93038611A (ru) Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс
US4981616A (en) Spent fuel treatment method
PL98920B1 (pl) Sposob oczyszczania roztworu trojbutylofosforanu w n-dodekanie uzywanego w procesach przerobu wypalonego paliwa jadrowego
RU2229178C2 (ru) Способ переработки отработанного ядерного топлива (варианты), восстановитель np(vi)
US4741857A (en) Method of purifying neutral organophosphorus extractants
JP2551683B2 (ja) ウラン・プルトニウム混合溶液からのウランおよびプルトニウムの分離方法
Navratil et al. Removal of actinides from selected nuclear fuel reprocessing wastes
GB1434501A (en) Removal of tritium from irradiated material
JPS5440213A (en) Separation method
JP3310765B2 (ja) 再処理施設の高レベル廃液処理方法
US4404130A (en) Process for the plutonium decontamination of an organic solvent
JPS56109825A (en) Removing and recovering method for uranium and/or thorium from liquor containing uranium and/or thorium
JPH01316695A (ja) 凍結真空乾燥法を用いた核燃料再処理方法
US5077020A (en) Metal recovery process using waterglass
JP2009133671A (ja) 使用済燃料の再処理方法
EP0619044B1 (en) The treatment of solid organic wastes
RU2623943C1 (ru) Экстракционная смесь для извлечения тпэ и рзэ из высокоактивного рафината переработки оят аэс и способ её применения (варианты)
Akai et al. Development of Transuranium Element Recovery from High-Level Rdaioactive Liquid Waste
US3410668A (en) Recovery of plutonium from refractory siliceous materials
RU2295167C1 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
RU2164715C2 (ru) Способ подготовки молибденсодержащих хвостовых растворов и концентратов долгоживущих радионуклидов от переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций