RU2224309C2 - Способ экстракционного извлечения долгоживущих радионуклидов из жидких радиоактивных отходов - Google Patents
Способ экстракционного извлечения долгоживущих радионуклидов из жидких радиоактивных отходов Download PDFInfo
- Publication number
- RU2224309C2 RU2224309C2 RU2001133139/06A RU2001133139A RU2224309C2 RU 2224309 C2 RU2224309 C2 RU 2224309C2 RU 2001133139/06 A RU2001133139/06 A RU 2001133139/06A RU 2001133139 A RU2001133139 A RU 2001133139A RU 2224309 C2 RU2224309 C2 RU 2224309C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- mol
- extractant
- radionuclides
- extraction
- organic solvent
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
Abstract
Изобретение относится к области переработки жидких радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ экстракционного извлечения долгоживущих радионуклидов из жидких радиоактивных отходов с использованием многокомпонентного экстрагента, содержащего хлорированный дикарболлид кобальта (ХДК), полиэтиленгликоль (ПЭГ) и циркониевую соль дибутилфосфорной кислоты (Zr-ДБФ) в органическом растворителе при молярном соотношении компонентов в экстрагенте ХДК: Zr-ДБФ: ПЭГ, равном 1:(1-3,5):(0,1-0,5). Преимущество изобретения заключается в удешевлении процесса переработки жидких радиоактивных отходов. 2 з.п.ф-лы, 1 табл.
Description
Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в аналитической химии для выделения и концентрирования элементов. Известны способы переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) с целью выделения долгоживущих радионуклидов, включающие их обработку различными экстрагентами или сорбентами, в которые переходят отдельные долгоживущие радиоактивные элементы [1-4].
Так, например, экстрагент на основе хлорированного дикарболлида кобальта (ХДК) извлекает из радиоактивных отходов только долгоживущие радионуклиды цезия и стронция, экстрагенты на основе фосфорорганических соединений - фосфиноксидов, фосфорорганических кислот и их солей, бидентантных соединений и др. извлекают из ЖРО долгоживущие изотопы плутония, нептуния, америция и кюрия.
Недостатками этих способов является необходимость использования в одном процессе различных экстрагентов или сорбентов, что усложняет переработку ЖРО и требует обеспечения специальных мер по предотвращению взаимного смешения различных экстрагентов. Смешение экстрагентов обычно приводит к резкому снижению извлечения долгоживущих радионуклидов и выходу экстрагентов из строя. Только очень небольшое число экстрагентов позволяет извлекать из ЖРО одновременно изотопы всех указанных выше долгоживущих радионуклидов. Для этой цели, например, предложена смесь двух краун-эфиров и полиалкилфосфонитрильных кислот [4] , но она имеет недостаток в невысокой степени извлечения трансплутониевых элементов (ТПЭ).
Наиболее близким техническим решением к предполагаемому изобретению является способ переработки ЖРО по так называемому UNEX процессу [5]. Этот процесс основан на использовании многокомпонентного экстрагента, включающего в себя такие соединения как ХДК, полиэтиленгликоль (ПЭГ), и карбамоилметиленфосфиноксид (КМФО) в органическом растворителе.
Процесс позволяет извлекать из отходов такие долгоживущие радионуклиды как цезий-137, стронций-90, редкоземельные элементы (РЗЭ), актиноиды - уран, плутоний, нептуний и ТПЭ. При этом извлечение нуклидов производится непосредственно из кислых растворов без их предварительной сложной подготовки. Оптимальным в этом экстрагенте является соотношение компонентов - ХДК:ПЭГ: КМФО= 5: 1:1. Экстрагент состава: 0,08 моль/л ХДК, 0,5% ПЭГ-400, 0,02 моль/л КМФО в растворителе ФС-13 извлекает из кислого высокоактивного ЖРО изотопы цезия, стронция и ТПЭ со степенью извлечения более 99%.
Недостатком способа является необходимость использования в экстрагенте сложного по структуре и дорогостоящего компонента (КМФО), что делает процесс переработки ЖРО очень дорогостоящим.
Задачей настоящего изобретения является удешевление процесса переработки ЖРО без ухудшения показателей по извлечению радионуклидов. Поставленная задача достигается использованием для извлечения радионуклидов многокомпонентного экстрагента, представляющего собой раствор ХДК, ПЭГ и циркониевой соли дибутилфосфорной кислоты (Zr-ДБФ) в органическом растворителе при молярном соотношении компонентов ХДК:ПЭГ:Zr-ДБФ=1:(0,1-0,5):(1-3,5).
Экстрагент такого состава извлекает из кислых ЖРО цезий, стронций, актиниды, РЗЭ, ТПЭ, со степенью извлечения большей 99%. Выход за пределы указанных соотношений концентраций компонентов экстрагента приводит к резкому уменьшению степени извлечения отдельных радионуклидов и невозможности одновременного выделения всех вышеуказанных элементов. Максимальная концентрация компонента экстрагента в органическом растворителе определяется величиной его растворимости и необходимостью соблюдения вышеуказанного соотношения и составляет для ХДК - 0,3 моль/л, ПЭГ - 0,15 моль/л, Zr-ДБФ - 1 моль/л. Минимальная концентрация компонентов экстрагента определяется эффективностью извлечения радионуклидов из водного раствора. Эффективное выделение вышеуказанных элементов из незаселенных водных растворов может быть достигнуто экстрагентом, содержащим 0,01 моль/л ХДК, 0,01 моль Zr-ДБФ, 0,001 моль/л ПЭГ. В качестве растворителей компонентов экстрагента могут быть использованы полярные органические растворители или смеси полярного и неполярного органического растворителя. В качестве ПЭГ можно использовать как индивидуальные полиэтиленгликоли, так и смеси замещенных эфиров полиэтиленгликолей, например ОП-10 или Словафол-909. Регенерацию экстрагента осуществляют известными методами, например растворами минеральных кислот с добавками или без добавок органических оснований или растворами солей или комплексонов.
Пример 1. 1 л азотнокислого раствора, содержащего 3 моль азотной кислоты и по 107 Бк цезия-137, стронция-90, европия-152, америция-241, по 10 мг урана, плутония и нептуния контактируют в противотоке на 8 ступенях с 1 л органического раствора состава: 0,1 моль/л ХДК, 0,15 моль/л Zr-ДБФ, 0,03 моль/л Словафола-909, в метанитробензотрифториде. В органический раствор переходит более 99,9% всех вышеуказанных радионуклидов.
Пример 2. 1 л азотнокислого раствора, содержащего 1 моль азотной кислоты и по 107 Бк цезия-134, стронция-90, церия-144, кюрия-244, по 5 мг урана, нептуния и плутония контактируют в противотоке на 24 ступенях с 1 л органического раствора состава: 0,01 моль/л ХДК, 0,01 моль/л Zr-ДБФ, 0,001 моль/л полиэтиленгликоля ПЭГ-300 в нитробензоле. В органический раствор переходит 99,9% долгоживущих радионуклидов.
Пример 3. 1 л азотнокислого раствора, имитирующего по составу высокоактивный рафинат Пурекс процесса, содержащий по 0,5 г железа, никеля, хрома, по 0,2 г цезия, стронция, урана, по 3 г циркония, молибдена, РЗЭ, по 10 м г плутония и нептуния, 106 Бк америция-241, 4 моль азотной кислоты контактируют в противотоке на 8 ступенях с 300 мл органического раствора состава: 0,3 моль/л ХДК, 0,5 моль/л Zr-ДБФ, 0,05 моль/л ОП-10 в смеси ортохлорнитробензол - 60%, тетрахлорэтан - 40%. В органический раствор переходит более 99,9% цезия, стронция, америция, урана, плутония и нептуния. По показателям извлечения долгоживущих радионуклидов предлагаемый способ не уступает прототипу, в то же время применяемый в нем экстрагент значительно дешевле экстрагента, используемого в прототипе.
Пример 4. 5 мл экстрагента, содержащего ХДК, Zr-ДБФ и Словафол-909 в метанитробензотрифториде, контактировали 10 мин. с 5 мл водного раствора, состав которого приведен в примере 3. Степени извлечения цезия, стронция и америция в экстрагент приведены в таблице.
Источники информации
1. В.Б.Шевченко Химическая технология облученного ядерного топлива. М., 1971.
1. В.Б.Шевченко Химическая технология облученного ядерного топлива. М., 1971.
2. А. С. Никифоров, В.В.Куличенко. Обезвреживание жидких радиоактивных отходов. М., 1985.
3. Радиохимия-2000: Тезисы докладов (28 ноября - 1 декабря 2000 г.), СПб.
4. Химия и технология экстракции, т.2: Сб. научных трудов / РХТУ им. Д. И.Менделеева, М., 2001, с.41-63.
5. SOLVENT EXTRACTION AND ION EXCHANGE. 19(1), p.1-36 (2001).
Claims (3)
1. Способ экстракционного извлечения долгоживущих радионуклидов из жидких радиоактивных отходов с использованием многокомпонентного экстрагента, содержащего хлорированный дикарболлид кобальта (ХДК), полиэтиленгликоль (ПЭГ) и фосфорорганическое соединение в органическом растворителе, отличающийся тем, что в качестве фосфорорганического соединения используют циркониевую соль дибутилфосфорной кислоты (Zr-ДБФ), а молярное соотношение компонентов в экстрагенте ХДК:Zr-ДБФ:ПЭГ равно 1:(1-3,5):(0,1-0,5).
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве органического растворителя используют полярный органический растворитель или смесь полярного и неполярного растворителя.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что концентрации хлорированного дикарболлида кобальта, циркониевой соли дибутилфосфорной кислоты и полиэтиленгликоля в экстрагенте составляют 0,01-0,3 моль/л, 0,01-1 моль/л, 0,001-0,15 моль/л соответственно.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001133139/06A RU2224309C2 (ru) | 2001-12-06 | 2001-12-06 | Способ экстракционного извлечения долгоживущих радионуклидов из жидких радиоактивных отходов |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2001133139/06A RU2224309C2 (ru) | 2001-12-06 | 2001-12-06 | Способ экстракционного извлечения долгоживущих радионуклидов из жидких радиоактивных отходов |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2001133139A RU2001133139A (ru) | 2003-08-10 |
RU2224309C2 true RU2224309C2 (ru) | 2004-02-20 |
Family
ID=32172185
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2001133139/06A RU2224309C2 (ru) | 2001-12-06 | 2001-12-06 | Способ экстракционного извлечения долгоживущих радионуклидов из жидких радиоактивных отходов |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2224309C2 (ru) |
-
2001
- 2001-12-06 RU RU2001133139/06A patent/RU2224309C2/ru not_active IP Right Cessation
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Madic et al. | Separation of long-lived radionuclides from high active nuclear waste | |
Dozol et al. | A solution, for cesium removal from high-salinity acidic or alkaline liquid waste: the crown calix [4] arenes | |
RU2663882C1 (ru) | Способ переработки отработанного ядерного топлива, включающий стадию очистки урана (vi) от по меньшей мере одного актинида (iv) путем получения комплекса данного актинида (iv) | |
CN108026610B (zh) | 液态放射性物质中析出镅并将其与稀土元素分离的方法 | |
RU2180868C2 (ru) | Способ экстракционного выделения цезия, стронция, технеция, редкоземельных и актинидных элементов из жидких радиоактивных отходов | |
Vandegrift et al. | Lab-scale demonstration of the UREX+ process | |
US7157003B2 (en) | Cyclic method for separating chemical elements present in an aqueous solution | |
Todd et al. | Cesium and strontium separation technologies literature review | |
Borcherding et al. | An improved method fo the determination of 90 Sr in large samples of seawater | |
US8454913B2 (en) | Use of butyraldehyde oxime as an anti-nitrous agent in an operation for the reductive stripping of plutonium | |
Veselsky | Problems in the determination of plutonium in bioassay and environmental analysis | |
RU2224309C2 (ru) | Способ экстракционного извлечения долгоживущих радионуклидов из жидких радиоактивных отходов | |
US5510091A (en) | Method of separating transplutonium elements from lanthanides in acidic solutions by solvent extraction | |
Vidanov et al. | Separation of americium and curium for transmutation in the fast neutron reactor | |
RU2080666C1 (ru) | Способ обработки высокоактивных азотнокислых рафинатов от регенерации топлива аэс | |
Myasoedov | New methods of transplutonium element separation and determination | |
RU2706212C1 (ru) | Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов | |
RU2273507C1 (ru) | Экстракционная смесь для извлечения актинидных элементов из кислых растворов (варианты) | |
JP6784369B2 (ja) | 放射性廃液に含まれる長寿命核種の分離回収方法 | |
Tkachenko et al. | Dynamic test of extraction process for americium partitioning from the PUREX raffinate | |
Morita et al. | A demonstration test of 4-group partitioning process with real high-level liquid waste | |
Shishkin et al. | Study of the possibility of deep partitioning of the spent nuclear fuel reprocessing raffinate according to the scheme of a pilot demonstration center by extraction with a mixture of CCD, PEO, and HDEHP in a polar solvent | |
JP4036357B2 (ja) | 三座配位子を含むアクチノイド抽出溶媒の改質法 | |
RU2755814C1 (ru) | Композиция для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму | |
Romanovsky | Management of accumulated high level waste at the Mayak Production Association in the Russian Federation |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20051207 |
|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20131207 |