RU2031846C1 - Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах - Google Patents

Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах Download PDF

Info

Publication number
RU2031846C1
RU2031846C1 SU904866958A SU4866958A RU2031846C1 RU 2031846 C1 RU2031846 C1 RU 2031846C1 SU 904866958 A SU904866958 A SU 904866958A SU 4866958 A SU4866958 A SU 4866958A RU 2031846 C1 RU2031846 C1 RU 2031846C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
neptunium
plutonium
nitric acid
separation
solution
Prior art date
Application number
SU904866958A
Other languages
English (en)
Inventor
Б.Я. Зильберман
Е.Г. Дзекун
Ю.С. Федоров
А.С. Соловкин
В.М. Стариков
М.Л. Анисимов
Л.В. Карпов
Original Assignee
Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г.Хлопина"
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 by Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г.Хлопина" filed Critical Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г.Хлопина"
Priority to SU904866958A priority Critical patent/RU2031846C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2031846C1 publication Critical patent/RU2031846C1/ru

Links

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

Использование: в радиохимической технологии при переработке растворов, содержащих нептуний и плутоний. Сущность изобретения: в азотнокислый раствор, содержащий нептуний (IV) и плутоний (IV), вводят водный раствор нитрата нептуния (III) в смеси с гидразиннитратом, после чего проводят экстракцию нептуния (IV). Экстракт промывают с добавлением раствора нитрата нептуния (III) в смеси с гидразиннитратом. Возможна дополнительная подача восстановителя также в зону экстракции. Коэффициент разделения нептуния и плутония составил 1·106.

Description

Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к способам разделения нептуния и плутония экстракционными методами. Разделение этих элементов повсеместно осуществляется путем стабилизации их в разных валентных формах с последующей селективной экстракцией.
Известен способ разделения нептуния и плутония путем совместной экстракции плутония (IY) и нептуния (YI) в органическую фазу, последующего селективного восстановления нептуния (YI) в нептуний (Y) бутиральдегидом с сульфаминовой кислотой и селективной реэкстракции нептуния (Y) из органической фазы в водную [1].
Недостатками способа являются трудность получения нептуния (YI) в условиях аффинажного процесса и потери нептуния из-за сложности восстановления нептуния (YI) в нептуний (Y) без образования нептуния (IY).
В другом способе восстановление нептуния (YI) в нептуний (Y) для последующей селективной реэкстракции осуществляется водным раствором гидроксиламина или гидразина при 30-35оС [2]. К недостаткам этого способа, помимо приведенных для первого аналога, относятся сложность аппаратуры и технологические издержки, связанные с применением нагрева.
Наиболее близким технологическим решением является способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах, основанный на восстановлении плутония (IY) в плутоний (III), который практически не экстрагируется в органическую фазу. Способ заключается в том, что исходный раствор подвергают восстановительной обработке солью железа (II), после чего из него экстрагируют нептуний (IY) и промывают экстракт от следов плутония (IY) восстановительным раствором, содержащим соль железа (II).
Недостатком этого способа является применение соли железа (II) в качестве реагента-восстановителя, что приводит к засолению системы, а при переработке хвостовых растворов способом упаривания вызывает усиленную коррозию аппаратуры.
Целью изобретения является снижение засоления растворов.
Дополнительная цель - повышение ядерной безопасности процесса.
Цель достигается тем, что в способе, включающем обработку исходного раствора реагентом-восстановителем, экстракцию нептуния IY трибутилфосфатом (ТБФ), восстановительную промывку экстракта и реэкстракцию из него нептуния азотной кислотой, в качестве реагента-восстановителя используют раствор трехвалентного нептуния в присутствии стабилизатора - гидразиннитрата.
П р и м е р 1. В исходный раствор состава: нептуний (IY) 3 г/л, плутоний (IY) 3 г/л, азотная кислота 3,5 моль/л вводят раствор нептуния (III), содержащий 0,1 моль/л гидразиннитрата. После чего обрабатывают 30%-ным раствором ТБФ в додекане.
Полученный нептуний, содержащий экстракт, промывают последовательно раствором азотной кислоты концентрации 12 и 0,5 моль/л, содержащим раствор нептуния III и гидразиннитрат. После промывки осуществляют реэкстракцию нептуния 0,05 моль/л раствором азотной кислоты, содержащим 0,1 моль/л гидразиннитрата. В результате получены нептунийсодержащий реэкстракт состава: нептуний 20 г/л, плутоний 0,008 г/л, азотная кислота 0,2 моль/л, гидразиннитрат 0,1 моль/л и раствор плутония (рафинат) состава: плутоний 1,33 г/л, нептуний 0,005 г/л, азотная кислота 3,6 моль/л. Коэффициент разделения нептуния и плутония 620000, коэффициент очистки нептуния от плутония 2500, коэффициент очистки плутония от нептуния 250.
П р и м е р 2. Процесс осуществляется в соответствии с условиями примера 1, но восстановительный раствор нептуния (III) с добавкой гидразиннитрата подают также в зону экстракции. В результате получают нептунийсодержащий реэкстракт состава: нептуний 20 г/л, плутоний 0,002 г/л, азотная кислота 0,2 моль/л, гидразиннитрат 0,1 моль/л и плутонийсодержащий рафинат состава: плутоний 1,23 г/л, нептуний 0,007 г/л, азотная кислота 3,6 моль/л. Коэффициент разделения нептуния и плутония 1800000, коэффициент очистки нептуния от плутония 10000, коэффициент очистки плутония от нептуния 180.
Таким образом предлагаемое изобретение позволяет разделять нептуний и плутоний в азотнокислых растворах с получением очищенных друг от друга растворов в условиях, исключающих засоление растворов солеобразующими реагентами. За счет дополнительного введения восстановленного раствора в зону экстракции повышается ядерная безопасность процесса.

Claims (2)

1. СПОСОБ РАЗДЕЛЕНИЯ НЕПТУНИЯ И ПЛУТОНИЯ В АЗОТНОКИСЛЫХ РАСТВОРАХ, включающий восстановление плутония (IV) до плутония (III) реагентом-восстановителем, экстракцию из раствора нептуния (IV), промывку экстракта в присутствии реагента-восстановителя от следов плутония (IV), отличающийся тем, что, с целью снижения засоления системы, в качестве реагента-восстановителя используют водный раствор нитрата нептуния (III) в присутствии гидразиннитрата.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что, с целью повышения ядерной безопасности, реагент-восстановитель дополнительно вводят в зону экстракции.
SU904866958A 1990-06-12 1990-06-12 Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах RU2031846C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU904866958A RU2031846C1 (ru) 1990-06-12 1990-06-12 Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU904866958A RU2031846C1 (ru) 1990-06-12 1990-06-12 Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2031846C1 true RU2031846C1 (ru) 1995-03-27

Family

ID=21536448

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU904866958A RU2031846C1 (ru) 1990-06-12 1990-06-12 Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2031846C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2756277C1 (ru) * 2021-03-04 2021-09-30 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" Способ химического обогащения урана легкими изотопами
RU2765790C1 (ru) * 2021-04-15 2022-02-03 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах (варианты)

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1. Патент ФРГ N 3332954, кл. C 01G 56/00, 1985. *
2. Патент Великобритании N 2004407, кл. C 1A, 1979. *
3. Патент ФРГ N 2126208, C 01G 56/00, 1980. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2756277C1 (ru) * 2021-03-04 2021-09-30 Федеральное государственное бюджетное учреждение "Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра "Курчатовский институт" Способ химического обогащения урана легкими изотопами
RU2765790C1 (ru) * 2021-04-15 2022-02-03 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах (варианты)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3900551A (en) Selective extraction of metals from acidic uranium (vi) solutions using neo-tridecano-hydroxamic acid
RU2400841C2 (ru) Усовершенствование способа purex и его применение
CA1064707A (en) Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process
DE2638802A1 (de) Extraktionsverfahren zur aktinidengewinnung und -trennung
US4519996A (en) Method for enriching and separating heavy hydrogen isotopes from substance streams containing such isotopes by means of isotope exchange
US4442071A (en) Extraction of plutonium ions from aqueous sulfuric acid solutions with D2 EHPA or D2 EHPA/TOPO
CN85105352B (zh) 从放射性废液中分离锕系元素的方法
KR20090029819A (ko) 우라늄 추출 사이클에서 질소를 포함하는 수성상을 이용하여 우라늄(ⅵ)으로부터 화학 원소를 분리하는 방법
US4169880A (en) Method of treating nitric effluents
US4229421A (en) Purification of plutonium
US4282112A (en) Ruthenium recovery process by solvent extraction
RU2031846C1 (ru) Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах
US5085834A (en) Method for separating by using crown compounds plutonium from uranium and from fission products in the initial stages for the reprocessing of irradiated nuclear fuels
DE3504743A1 (de) Verbessertes verfahren zur behandlung von kernbrennstoff
US3835213A (en) Co-extraction and separate recovery of uranium and thorium from acid solutions
US3122414A (en) Process for recovery of strontium values from fission product waste solutions
US4943318A (en) Removal of thorium from raffinate
US3962401A (en) Method of recovering neptunium from spent nuclear fuel
RU2080666C1 (ru) Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс
JPH0672946B2 (ja) ジルコニウムとウラン又はプルトニウムのごとき1種類以上の別の金属と共に有機溶媒中に存在するテクネチウムを分離すべく、特に照射済核燃料の再処理に使用し得る方法
JP3159887B2 (ja) 使用済み原子燃料の再処理方法
RU2012075C1 (ru) Способ переработки облученного топлива аэс
US3836625A (en) Reprocessing of spent nuclear fuel
US4404130A (en) Process for the plutonium decontamination of an organic solvent
RU2454740C1 (ru) Способ выведения нептуния при фракционировании долгоживущих радионуклидов

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20040613