RU2706212C1 - Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов - Google Patents

Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов Download PDF

Info

Publication number
RU2706212C1
RU2706212C1 RU2018139203A RU2018139203A RU2706212C1 RU 2706212 C1 RU2706212 C1 RU 2706212C1 RU 2018139203 A RU2018139203 A RU 2018139203A RU 2018139203 A RU2018139203 A RU 2018139203A RU 2706212 C1 RU2706212 C1 RU 2706212C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
extract
solution
zirconium
molybdenum
extraction
Prior art date
Application number
RU2018139203A
Other languages
English (en)
Inventor
Николай Дмитриевич Голецкий
Борис Яковлевич Зильберман
Андрей Александрович Наумов
Дмитрий Николаевич Шишкин
Original Assignee
Акционерное общество "Радиевый институт имени 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 Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" filed Critical Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина"
Priority to RU2018139203A priority Critical patent/RU2706212C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2706212C1 publication Critical patent/RU2706212C1/ru

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F9/00Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
    • G21F9/04Treating liquids

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)

Abstract

Изобретение относится к радиохимической технологии. Способ селективного извлечения радионуклидов из азотнокислых растворов включает восстановительную обработку исходного раствора, контактирование с экстрагентом, состоящим из раствора алифатических гидроксамовых кислот С810 в гидрофобных жидких спиртах, совместное выведение с экстрактом нуклидов молибдена и циркония с их очисткой от урана, промывку экстракта раствором азотной кислоты и выделение радионуклидов совместно или раздельно из экстракта при его термообработке или путем реэкстракции в щелочной раствор. Экстракцию в растворы алифатических спиртов С810 с предельными углеводородами и промывку экстракта проводят с добавлением сильного восстановителя. Реэкстракцию Мо совместно с Zr проводят в раствор азотной кислоты путем термохимического окисления гидроксамовой кислоты в экстракте. В реэкстракт вводят концентрат разрушаемого комплексообразующего агента с добавлением вымываемой щелочным раствором фосфорорганической кислоты в пропорциях, обеспечивающих отмывку алкилфосфатного комплекса циркония от водного раствора молибдена. Изобретение позволяет разработать универсальный способ селективного выведения циркония и молибдена на стадии реэкстракции с их глубокой очисткой от альфа- и гамма-излучающих нуклидов. 9 з.п. ф-лы, 1 пр.

Description

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «делительного» 99Мо как генератора 99mTc медицинского назначения или одновременного производства 99Мо и 95Zr при экстракционной переработке растворов коротковыдержанных облученных урановых мишеней любого уровня обогащения.
Известен способ-аналог (Патент RU 2624920, Бюл. №20 от 11.07.2017), согласно которому экстракцию молибдена растворами гидроксамовых кислот с числом углеродных атомов 6-12, растворенных в смеси не более 30% спирта с парафиновыми углеводородами фракции С8-C16 при соотношении объемов органической и водной фаз менее 0,1. При этом в существенной мере экстрагируется иод. Для очистки от железа и трансурановых элементов в исходный в раствор вводили смесь аскорбиновой кислоты с гидразином. Промывку экстракта молибдена и иода осуществляли малым объемом раствора азотной кислоты с добавлением нитратов металлов из ряда: Hg(II), Cu(II), Ag(I), Pb(II), после чего экстракт промывали раствором азотной кислоты. Реэкстракцию молибдена проводили в раствор азотной кислоты с нагреванием до 95°С при добавлении разрушаемого водорастворимого комплексообразующего агента до или после такой обработки, в последнем случае с повторной реэкстракцией в тот же раствор. Конечный реэкстракт молибдена промывали экстрагентом. Молибден в реэкстракте концентрируется более чем в 100 раз с очисткой молибдена от примесей не менее 103 раз. Способ был опробован на модельном растворе композитной уран-алюминиевой мишени, для растворения которой в азотной кислоте использовали качестве активаторов небольшие количества ртути и фторид-иона (Голецкий Н.Д., Зильберман Б.Я., Кудинов А.С., Блажева И.В., Мурзин А.А., Наумов А.А., Агафонова-Мороз М.С., Федоров Ю.С., Ворошилов Ю.А., Ермолин B.C., Яковлев Н.Г., Бугров К.В., Логунов М.В., Баторшин Г.Ш., Баранов С.В. Разработка и испытания процесса экстракционного извлечения молибдена-99 медицинского назначения из растворенных облученных урановых мишеней. Радиохимия. 2015, т. 57, №3, с. 247-259). Присутствие фторид-иона исключало экстракцию циркония вследствие прочного комплексообразования. Наилучшие результаты были достигнуты при использовании раствора капрингидроксамовой кислоты в 20%-ной смеси деканола с Изопаром-М (фракция изо-парафинов С11-C15); при реэкстракции молибдена использовали перекись водорода, щавелевую или ацетогидроксамовую кислоты.
Главный недостаток способа состоит в том, что при его переносе на оксидные и другие мишени, растворяемые в азотной кислоте без фторид-иона как активатора, возникает проблема разделения молибдена и циркония, извлекаемых в таких условиях совместно.
Известен способ (Патент RU 2522544, Бюл. №20 от 20.07.2014), в котором перерабатываемый радиоактивный азотнокислый раствор мишени обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразующего агента, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Для разделения молибдена и циркония предлагается их совместный экстракт промывать слабокислым раствором ДТПА для селективного выведения циркония, после чего реэкстрагировать молибден в щелочной раствор, совместив это с регенерацией экстрагента. Способ был проверен на пробе раствора оксидного ОЯТ ВВЭР-1000 с выгоранием 70 ГВт*сут/т при использовании бензо- каприн- и лаурилгидроксамовой кислот, преимущественно бензогидроксамовой кислоты. Для очистки от железа и трансурановых элементов в исходный в раствор вводили гидразин или его смесь с аскорбиновой кислотой. Технический результат состоит в получении реэкстракта молибдена, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз. Этот способ принят за прототип.
В прототипе проблема, указанная в аналоге решается использованием в качестве экстрагента бензогидроксамовой кислоты, хорошо растворимой в обеих фазах, при указанной выше промывке экстракта раствором ДТПА. Как оказалось, при использовании алифатических гидроксамовых кислот: каприл- и лаурилгидроксамовой - промывка экстракта раствором ДТПА от циркония, включая радиоактивный 95Zr, оказывается малоэффективной, что является одним из главных недостатков данного способа. В то же время при производстве короткоживущего изотопа 99Мо из облученной мишени очистка 99mMo лимитируется преимущественно именно 95Zr. Кроме того, недостатками способа являются отсутствие достаточного концентрирования молибдена, что является необходимым условием для применения процесса в технологии, а также использование щелочных растворов на стадии реэкстракции, совмещенной с регенерацией экстрагента, вследствие чего продукты деструкции экстрагента попадают в целевой продукт - реэкстракт молибдена.
Задачей изобретения является разработка универсального способа селективного выведения циркония и молибдена на стадии реэкстракции с их глубокой очисткой от альфа- и гамма-излучающих нуклидов, в том числе друг от друга.
Указанный в задаче технический результат достигается способом селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов, который включает восстановительную обработку исходного раствора, контактирование с экстрагентом, состоящим из раствора алифатических гидроксамовых кислот C810 в гидрофобных жидких спиртах, совместное выведением с экстрактом нуклидов молибдена и циркония с их очисткой от урана, плутония и ряда других элементов, промывки экстракта раствором азотной кислоты и выделением радионуклидов совместно или раздельно из экстракта при его термообработке или путем реэкстракции в щелочной раствор. При этом экстракцию и промывку экстракта проводят с добавлением сильного восстановителя, реэкстракцию Мо совместно с Zr проводят в раствор азотной кислоты путем термохимического окисления гидроксамовой кислоты в экстракте, после чего в реэкстракт вводят концентрат разрушаемого комплексобразующего агента с добавлением вымываемой щелочным раствором фосфорорганической кислоты в пропорциях, обеспечивающих отмывку алкилфосфатного комплекса циркония от водного раствора молибдена, затем цирконий-содержащий экстракт промывают растворами разрушаемого сильного комплексующего агента и/или щелочным раствором, причем раствор со спиртом может быть возвращен на экстракцию.
В заявляемом способе исходное обогащение урана в мишени находится в интервале 2,5-20% 235U., мишень растворяют в азотной кислоте без добавления фторид-иона как активатора с последующей отдувкой йода, восстановительная обработка проводится путем введения в исходный и промывные растворы аскорбиновой кислоты в смеси с гидразином, экстрагентом является капрингидроксамовая кислота, а разбавителем являются алифатические спирты С810; в результате концентрирование на экстракции достигает 5-30.
В заявляемом способе выделение молибдена из экстракта проводят путем реэкстракции в раствор 3-8 моль/л азотной кислоты при температуре 70-95°С с окислительным разрушением гидроксамовых кислот при концентрировании в 5-20 раз, разделение молибдена и циркония проводят путем введения в реэкстракт перекиси водорода и дибутилфосфорной кислоты (ДБФК) или дибутилфосфата аммония с повторным контактированием полученного реэкстракта с той же органической фазой для перевода циркония в экстракт, причем соотношение перекиси водорода и ДБФК обеспечивает достаточную полноту удержания молибдена в водной фазе с высокой очисткой от циркония, обработанный таким образом реэкстракт молибдена промывают разбавителем.
В заявляемом способе полученную органическую фазу промывают щелочным раствором, в частности раствором гидроксида или карбоната натрия, или же раствором карбоната аммония, однако при необходимости экстракт циркония до щелочной обработки промывают раствором щавелевой кислоты, в том числе с добавлением азотной кислоты до или после реэкстракции; полученный реэкстракт циркония может быть использован для получения препарата 95Zr известным способом, например, сорбционным.
Работоспособность предлагаемого способа иллюстрируется примером.
Пример 1.
Модельный азотнокислый раствор облученной мишени из таблеток UO2 с обогащением 3% 235U в металлической оболочке, был получен растворением в азотной кислоте с расчетными концентрациями продуктов деления и трансурановых элементов и содержал 126 г/л HNO3, 250 г/л U, 100 мг/л Zr, 35 мг/л 239Pu, 31 мг/л Мо, а также метки радиоэлементов с активностью 106 Бк/л 239Np, 106 Бк/л 99Мо и 106 Бк/л 125I. Раствор продули воздухом, после чего в него добавили 5 г/л АК и 8 г/л гидразин нитрата, обработали при соотношении объемов фаз O:В=0,05 экстрагентом, содержавшим 5 г/л капрингидроксамовой кислоты, растворенной в смеси 20% н-деканола с 80% Изопара М, представляющего собой смесь изопарафинов С1115. В экстракт перешло 98,5% Мо и Zr, 11% I, <0,1% U, 239Pu, <0,01% 239Np.
Полученный экстракт молибдена, циркония и иода промыли 2 раза 0,5 моль/л HNO3, причем первый раз при содержании 200 мг/л Hg в виде нитрата, а второй раз - с добавлением вышеуказанных восстановителей, получив суммарный коэффициент очистки Мо от примесей металлов U, Np и Pu ~106, от Hg и Fe >2⋅104 и ~1000 от иода. Потери молибдена и циркония с промывными растворами не превысили 1% по балансу.
Полученный экстракт нагрели до 90°С в смеси с раствором 5 моль/л HNO3 при соотношении объемов фаз O:В=12,5 и выдержали в течение 50 мин. Систему охладили и добавили водный раствор 1 моль/л перекиси водорода и 21 г/л дибутилфосфата аммония с небольшим избытком NH4OH и снова проконтактировали в течение 10 мин. Реэкстракт Мо промыли 20% н-деканолом в изопаре М при O:В=1 при температуре 40°С. В результате в реэкстракт было выведено 96% молибдена, тогда как более 95% Zr осталось в экстракте; при этом молибден сконцентрировали суммарно в 200 раз. Реэкстракт Мо промыли 20% н-деканолом в изопаре М при O:В=1 при температуре 40°С, что позволяет повысить очистку по отношению к исходному раствору более чем в 2500 раз от иода и от циркония. Коэффициент очистки от других примесей был приведен выше. Далее реэкстракт молибдена передают на высокотемпературную сублимацию (Патент RU 2560966, Бюл. №23 от 20.08.2015), а выделенную в результате трехокись молибдена - на растворение и зарядку генераторов 99mTc.
Экстракт циркония промывали раствором 0,5 моль/л Н2С2О4 в 1,5 моль/л HNO3, причем полученный реэкстракт направили на концентрирование, например, путем сорбции и дополнительную выдержку до 7 суток, и полученный концентрат передают на производство препаратов радиоциркония. Органическую фазу подвергли щелочной регенерации для повторного использования. При отсутствии потребности в производстве препарата циркония его экстракт сразу передают на щелочную промывку без оксалатной реэкстракции.

Claims (10)

1. Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов, включающий восстановительную обработку исходного раствора, контактирование с экстрагентом, состоящим из раствора алифатических гидроксамовых кислот С810 в гидрофобных жидких спиртах, совместное выведением с экстрактом нуклидов молибдена и циркония с их очисткой от урана, плутония и ряда других элементов, промыву экстракта раствором азотной кислоты и выделение радионуклидов совместно или раздельно из экстракта при его термообработке или путем реэкстракции в щелочной раствор, отличающийся тем, что экстракцию в растворы алифатических спиртов С810 или их смеси с предельными углеводородами и промывку экстракта проводят с добавлением сильного восстановителя, реэкстракцию Мо совместно с Zr проводят в раствор азотной кислоты путем термохимического окисления гидроксамовой кислоты в экстракте, после чего в реэкстракт вводят концентрат разрушаемого комплексообразующего агента с добавлением вымываемой щелочным раствором фосфорорганической кислоты в пропорциях, обеспечивающих отмывку алкилфосфатного комплекса циркония от водного раствора молибдена, затем цирконийсодержащий экстракт промывают растворами разрушаемого сильного комплексующего агента и/или щелочным раствором, причем раствор со спиртом может быть возвращен на экстракцию.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что исходное обогащение урана в мишени находится в интервале 2,5-20%235U, а мишень растворяют в азотной кислоте без добавления фторид-иона как катализатора с последующей отдувкой иода.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что восстановительная обработка проводится путем введения в растворы аскорбиновой кислоты в смеси с гидразином.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что экстрагентом является капрингидроксамовая кислота, а разбавителем являются алифатические спирты С810 или их смеси с предельными углеводородами, а коэффициент концентрирования на экстракции составляет 5-30.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что выделение молибдена из экстракта проводят путем реэкстракции в раствор 3-8 моль/л азотной кислоты при температуре 70-95°С с окислительным разрушением гидроксамовых кислот при концентрировании в 5-20 раз, а разделение молибдена и циркония проводят путем введения в реэкстракт перекиси водорода и дибутилфосфорной кислоты или дибутилфосфата аммония с повторным контактированием полученного реэкстракта с той же органической фазой для перевода циркония в экстракт.
6. Способ по пп. 1 и 5, отличающийся тем, что соотношение перекиси водорода и ДБФК обеспечивает достаточную полноту удержания молибдена в водной фазе с высокой очисткой от циркония.
7. Способ по пп. 1 и 5, отличающийся тем, что обработанный реэкстракт молибдена промывают разбавителем.
8. Способ по пп. 1 и 5, отличающийся тем, что полученную органическую фазу промывают щелочным раствором, в частности раствором гидроксида или карбоната натрия, или же раствором карбоната аммония
9. Способ по пп. 1 и 5, отличающийся тем, что при необходимости экстракт циркония до щелочной обработки промывают раствором щавелевой кислоты, в том числе с добавлением азотной кислоты до или после реэкстракции.
10. Способ по п. 1 и 9, отличающийся тем, что реэкстракт циркония обрабатывают и концентрируют любым известным способом, например сорбционным.
RU2018139203A 2018-11-06 2018-11-06 Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов RU2706212C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018139203A RU2706212C1 (ru) 2018-11-06 2018-11-06 Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2018139203A RU2706212C1 (ru) 2018-11-06 2018-11-06 Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2706212C1 true RU2706212C1 (ru) 2019-11-15

Family

ID=68579524

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2018139203A RU2706212C1 (ru) 2018-11-06 2018-11-06 Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2706212C1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115094251A (zh) * 2022-07-06 2022-09-23 中国原子能科学研究院 放射性裂变产物钼-99的分离方法

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1240766A (en) * 1968-06-18 1971-07-28 Gen Electric Irradiated nuclear fuel recovery process
GB1392822A (en) * 1971-03-02 1975-04-30 Comitato Nazionale Per Lenergi Extraction of metals from solutions
RU2521561C2 (ru) * 2012-06-14 2014-06-27 Открытое акционерное общество "Чепецкий механический завод" Способ экстракционного разделения циркония и гафния
RU2522544C2 (ru) * 2012-06-15 2014-07-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов (варианты)
RU2624920C1 (ru) * 2016-06-15 2017-07-11 Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1240766A (en) * 1968-06-18 1971-07-28 Gen Electric Irradiated nuclear fuel recovery process
GB1392822A (en) * 1971-03-02 1975-04-30 Comitato Nazionale Per Lenergi Extraction of metals from solutions
RU2521561C2 (ru) * 2012-06-14 2014-06-27 Открытое акционерное общество "Чепецкий механический завод" Способ экстракционного разделения циркония и гафния
RU2522544C2 (ru) * 2012-06-15 2014-07-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов (варианты)
RU2624920C1 (ru) * 2016-06-15 2017-07-11 Акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115094251A (zh) * 2022-07-06 2022-09-23 中国原子能科学研究院 放射性裂变产物钼-99的分离方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2706954C2 (ru) Способ обработки водного азотнокислого раствора, полученного при растворении отработавшего ядерного топлива, выполняемый в одном цикле и не требующий какой-либо операции, включающей восстановительную реэкстракцию плутония
KR20090010217A (ko) 사용후 핵연료 재처리 및 우라늄-플루토늄 혼합 산화물 제조 방법
JP6671286B2 (ja) 少なくとも1種のアクチニド(iv)からこのアクチニド(iv)を錯化することによりウラン(vi)を除染するための工程を含む、使用済み核燃料を処理する方法
Vandegrift et al. Lab-scale demonstration of the UREX+ process
RU2706212C1 (ru) Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов
Nayak et al. Studies on the feasibility of using completely incinerable reagents for the single-cycle separation of americium (III) from simulated high-level liquid waste
RU2454742C1 (ru) Способ переработки оят аэс
Baron et al. Separation of the long lived radionuclides: Current status and future R&D program in France
US5510091A (en) Method of separating transplutonium elements from lanthanides in acidic solutions by solvent extraction
RU2574036C1 (ru) Способ экстракционной переработки отработанного ядерного топлива аэс
RU2366012C2 (ru) Способ переработки облученного ядерного топлива
JPS63198897A (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
JP3310765B2 (ja) 再処理施設の高レベル廃液処理方法
JP3159887B2 (ja) 使用済み原子燃料の再処理方法
Tkachenko et al. Dynamic test of extraction process for americium partitioning from the PUREX raffinate
RU2624920C1 (ru) Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов
JP6835525B2 (ja) マイナーアクチノイドの分離方法及び分離装置
RU2755814C1 (ru) Композиция для перевода твердых форм актиноидов и редкоземельных элементов в растворимую форму
US2868619A (en) Process for the recovery of plutonium
RU2575028C1 (ru) Способ экстракционного выделения молибдена из радиоактивных растворов
US3560169A (en) Manner of processing plutonium-containing uranium fuel from nuclear reactors
US2912303A (en) Dissolution of lanthanum fluoride precipitates
Kudinov et al. Batching of spent AMB nuclear fuel for reprocessing at the industrial association mayak
Venkatesan et al. Advanced flow-sheet for partitioning of trivalent actinides from fast reactor high active waste
US2990241A (en) Improvement in decontamination of aqueous acidic solutions containing plutonium and fission product values by providing cerous and/or mercuric ions therein prior to a bismuth phosphate carrier precipitation