RU2713010C1 - Method of purifying nitrate solutions from americium - Google Patents

Method of purifying nitrate solutions from americium Download PDF

Info

Publication number
RU2713010C1
RU2713010C1 RU2019133097A RU2019133097A RU2713010C1 RU 2713010 C1 RU2713010 C1 RU 2713010C1 RU 2019133097 A RU2019133097 A RU 2019133097A RU 2019133097 A RU2019133097 A RU 2019133097A RU 2713010 C1 RU2713010 C1 RU 2713010C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
americium
solution
precipitate
oxalic acid
raffinate
Prior art date
Application number
RU2019133097A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Андрей Викторович Обедин
Владимир Николаевич Алексеенко
Андрей Юрьевич Жабин
Игорь Евгеньевич Поляков
Антон Сергеевич Дьяченко
Артем Игоревич Коробейников
Павел Викторович Аксютин
Original Assignee
Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК"
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 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК" filed Critical Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК"
Priority to RU2019133097A priority Critical patent/RU2713010C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2713010C1 publication Critical patent/RU2713010C1/en

Links

Images

Classifications

    • CCHEMISTRY; METALLURGY
    • C22METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22BPRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B60/00Obtaining metals of atomic number 87 or higher, i.e. radioactive metals
    • C22B60/02Obtaining thorium, uranium, or other actinides
    • 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
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02PCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
    • Y02P10/00Technologies related to metal processing
    • Y02P10/20Recycling

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Environmental & Geological Engineering (AREA)
  • General Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Geology (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Materials Engineering (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Metallurgy (AREA)
  • Organic Chemistry (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Abstract

FIELD: radiochemical technology.
SUBSTANCE: invention relates to radiochemical technology and can be used for purification from americium of raffinate of extraction separation of production of mixed uranium-plutonium fuel. Purification of nitrate solutions from americium involves coprecipitation of americium with calcium oxalate from solutions containing compounds of accompanying metals, followed by calcination to oxides. Initial americium-containing solution is neutralized to pH in range of 0.7–1.2, after which the calcium-containing reagent is added to reach its concentration in solution of 1.5–3.5 g/l. Oxalic acid and/or salt thereof is added to the obtained solution in an amount which is not less than stoichiometric with respect to the sum of the accompanying metals, followed by holding the pulp to form a precipitate. Obtained americium-containing precipitate is filtered and washed with 0.5–50 g/l of oxalic acid solution having pH in range of 1–2.
EFFECT: invention enables to purify raffinate nitrate from americium, significantly reduces heat generation and activity of the raffinate to be recycled, and also enables to obtain an americium-containing compact product suitable for thermal treatment both for recycling and further extraction of americium.
5 cl, 1 dwg, 2 ex

Description

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для очистки от америция рафината экстракционного передела производства смешанного уран-плутониевого топлива.The invention relates to radiochemical technology and can be used for purification of americium raffinate extraction redistribution of the production of mixed uranium-plutonium fuel.

Для производства смешанного уран-плутониевого топлива используют наработанные запасы «энергетического» и «оружейного» диоксида плутония. При длительном хранении в диоксиде плутония в результате радиоактивных распадов происходит накопление америция. К содержанию америция в смешанном уран-плутониевом топливе имеются ограничения. Для очистки плутония от америция проводят предварительное электрохимическое растворение диоксида плутония с последующим экстракционным аффинажом. Америций в составе рафината направляют на захоронение.For the production of mixed uranium-plutonium fuel use the accumulated reserves of "energy" and "weapons" plutonium dioxide. During long-term storage in plutonium dioxide as a result of radioactive decays, the accumulation of americium occurs. There are limitations to the content of americium in mixed uranium-plutonium fuel. To purify plutonium from americium, a preliminary electrochemical dissolution of plutonium dioxide is carried out, followed by extraction refining. Americium as part of the raffinate is sent for burial.

По современным экологическим требованиям радионуклиды перед их захоронением должны быть разделены (фракционированы) в зависимости от их радиационных характеристик, в том числе и по их периоду полураспада, от которого зависит способ и, соответственно, срок их контролируемого хранения. Америций может быть использован в атомной промышленности, медицине и в научных целях. Ввиду этого часто существует необходимость очистки, выделения и концентрирования америция в отдельный технологический поток, что является предпосылкой настоящего изобретения.According to modern environmental requirements, radionuclides must be separated (fractionated) before burial depending on their radiation characteristics, including their half-life, on which the method and, accordingly, the period of their controlled storage depends. Americium can be used in the nuclear industry, medicine and for scientific purposes. In view of this, there is often a need for purification, isolation and concentration of americium in a separate process stream, which is a prerequisite of the present invention.

Из существующего уровня техники известен способ извлечения америция [патент RU №2477758, С22В 60/02, С22В 3/20, опубл. 20.03.2013], включающий осаждение из азотнокислого раствора, содержащего америций и примеси, америцийсодержащего осадка путем введения щавелевой кислоты, прокаливание полученного осадка до оксидов, их растворение в азотной кислоте, экстракцию америция из полученного азотнокислого раствора с использованием твердого экстрагента на основе трибутилфосфата и последующую реэкстракцию, осаждение из реэкстракта оксалата америция и его прокаливание до диоксида америция. В указанном способе осуществляют концентрирование исходного азотнокислого раствора, содержащего америций и примеси, до содержания америция не менее 100 мг/л путем многократного осаждения осадка, содержащего америций, с последующим его растворением каждый раз в новой порции исходного раствора.From the existing level of technology there is known a method of extracting americium [patent RU No. 2477758, C22B 60/02, C22B 3/20, publ. 03/20/2013], including precipitation from an nitric acid solution containing americium and impurities, an americium-containing precipitate by introducing oxalic acid, calcining the obtained precipitate to oxides, dissolving them in nitric acid, extracting americium from the obtained nitric acid solution using a tributyl phosphate solid extractant and the following re-extraction, precipitation from a re-extract of americium oxalate and its calcination to americium dioxide. In this method, the initial nitric acid solution containing americium and impurities is concentrated to an americium content of at least 100 mg / l by repeatedly precipitating the precipitate containing americium, followed by its dissolution each time in a new portion of the initial solution.

Недостатки данного способа: многостадийность и сложность организации процесса осаждения америция, использование только щавелевой кислоты без внесения дополнительного носителя, что не эффективно при невысоких концентрациях америция, низкие коэффициенты очистки азотнокислых растворов от америция, повышенный расход щавелевой кислоты вследствие образования сопутствующими элементами (железом, алюминием и др.) устойчивых комплексных соединений с оксалат-ионом, получение диоксида америция в форме, которая затрудняет его дальнейшее хранение или захоронение.The disadvantages of this method: the multi-stage and complexity of the organization of the deposition of americium, the use of oxalic acid only without adding an additional carrier, which is not effective at low concentrations of americium, low coefficients of purification of nitric acid solutions from americium, increased consumption of oxalic acid due to the formation of related elements (iron, aluminum and other) stable complex compounds with oxalate ion, obtaining americium dioxide in a form that makes it difficult to store it further storage or burial.

С целью снижения технологических и экологических рисков при длительном хранении или окончательном захоронении америций, ввиду его высокой удельной активности, включают в какую-либо твердую инертную матрицу. При этом получаемая матрица должна быть устойчивой к радиолизу и кислороду воздуха, а в целях удобства дальнейшей переработки прокаленная матрица должна быть легко растворима в азотнокислых растворах. Указанным требованиям полностью соответствует оксид кальция, который может быть получен прокалкой оксалата кальция. В свою очередь, оксалат кальция является хорошим носителем при соосаждении америция.In order to reduce technological and environmental risks during long-term storage or final disposal of americium, due to its high specific activity, it is included in some solid inert matrix. In this case, the resulting matrix must be resistant to radiolysis and oxygen, and for the convenience of further processing, the calcined matrix should be easily soluble in nitric acid solutions. These requirements are fully consistent with calcium oxide, which can be obtained by calcining calcium oxalate. In turn, calcium oxalate is a good carrier in the coprecipitation of americium.

Наиболее близким к заявленному технологическому решению является способ извлечения америция в виде диоксида америция [патент RU №2335554, С22В 60/02, С22В 3/20, опубл. 10.10.2008], включающий соосаждение оксалата америция на носителе - оксалате кальция из раствора, содержащего примеси, прокалку полученного осадка до оксидов, растворение полученных оксидов с получением азотнокислого раствора, экстракцию америция из азотнокислого раствора с использованием твердого экстрагента на основе диизооктилметилфосфоната с последующей реэкстракцией, получение оксалата америция осаждением из упаренного реэкстракта.Closest to the claimed technological solution is a method of extracting americium in the form of americium dioxide [patent RU No. 2355554, C22B 60/02, C22B 3/20, publ. 10.10.2008], including the coprecipitation of americium oxalate on a carrier - calcium oxalate from an impurity solution, calcining the obtained precipitate to oxides, dissolving the obtained oxides to obtain a nitric acid solution, extracting americium from a nitric acid solution using a solid extractant based on diisooctylmethylphosphonate followed by reextraction, Obtaining americium oxalate by precipitation from one stripped off extract.

Недостатки данного способа: невысокая степень осаждения америция за одну стадию, мешающее действие сопутствующих катионов-акцепторов оксалат-иона на полноту выделения америция, отсутствие операции промывки осадка, что может привести к образованию на операции прокалки труднорастворимых оксидов примесей.The disadvantages of this method are the low degree of deposition of americium in one stage, which interferes with the effect of the accompanying cations-acceptors of the oxalate ion on the completeness of the separation of americium, the absence of a washing operation for the precipitate, which can lead to the formation of insoluble impurities on the calcining operation.

Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является увеличение очистки от америция рафината экстракционного передела производства смешанного уран-плутониевого топлива при минимизации количества вводимого соосадителя (оксалата кальция) с получением америцийсодержащего продукта, пригодного для длительного хранения (после термообработки полученного смешанного оксалата).The problem to which the invention is directed is to increase the purification from americium of the raffinate of the extraction redistribution of the production of mixed uranium-plutonium fuel while minimizing the amount of introduced co-precipitator (calcium oxalate) to obtain an americium-containing product suitable for long-term storage (after heat treatment of the obtained mixed oxalate).

Поставленная задача решается тем, что в способе очистки азотнокислых растворов от америция, включающем соосаждение америция с оксалатом кальция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, с последующим прокаливанием до оксидов, исходный америцийсодержащий раствор нейтрализуют до рН в диапазоне 0,7-1,2, после чего вносят кальцийсодержащий реагент до достижения его концентрации в растворе 1,5-3,5 г/л, в полученный раствор добавляют щавелевую кислоту и/или ее соль, в количестве не менее стехиометрического по отношению к сумме сопутствующих металлов с последующей выдержкой пульпы для формирования осадка, полученный америцийсодержащий осадок отфильтровывают и промывают 0,5-50 г/л раствором щавелевой кислоты, имеющим рН в диапазоне 1-2.The problem is solved in that in the method of purification of nitric acid solutions from americium, including coprecipitation of americium with calcium oxalate from solutions containing compounds of the accompanying metals, followed by calcination to oxides, the initial americium-containing solution is neutralized to a pH in the range of 0.7-1.2, then a calcium-containing reagent is added until its concentration in the solution reaches 1.5-3.5 g / l, oxalic acid and / or its salt are added to the resulting solution, in an amount not less than stoichiometric with respect to the total comorbid metal, followed by exposure of the pulp to form a precipitate obtained ameritsiysoderzhaschy precipitate was filtered off and washed with 0.5-50 g / l oxalic acid solution having a pH in the range 1-2.

Техническим результатом изобретения является очистка высокоактивного рафината от америция, полученного на этапе экстракционного аффинажа плутония, за одну операцию совместного осаждения с оксалатом кальция с коэффициентом 4⋅103 при совокупном содержании сопутствующих металлов (железо, хром) до 1 г/л.The technical result of the invention is the purification of highly active raffinate from americium obtained at the stage of extraction refining of plutonium, in one operation of co-precipitation with calcium oxalate with a coefficient of 4 × 10 3 with a total content of related metals (iron, chromium) up to 1 g / l.

Предлагаемое решение позволяет проводить очистку азотнокислого рафината от америция, существенно снизить тепловыделение и активность рафината, подлежащего утилизации, а также получить америцийсодержащий компактный продукт, пригодный после термообработки как для утилизации, так и для дальнейшего извлечения америция.The proposed solution allows us to purify americium from the raffinate of nitrate, significantly reduce the heat generation and activity of the raffinate to be disposed of, and also to obtain the americium-containing compact product, suitable after heat treatment for both utilization and further extraction of americium.

Сущность предлагаемого изобретения заключается в проведении процесса соосаждения америция на используемом в качестве носителя оксалате кальция в диапазоне рН 0,7-1,2, обеспечивающем формирование наиболее развитой поверхности и полноту осаждения носителя, что позволяет снизить количество вводимого кальция и получить достаточную очистку азотнокислого рафината от америция за одну стадию. Осаждение в указанных условиях позволяет удерживать примеси в растворенном состоянии, а промывка раствором щавелевой кислоты с заданным рН эффективно удаляет растворимые хемосорбированные элементы с поверхности оксалата кальция.The essence of the invention lies in the process of coprecipitation of americium used as a carrier of calcium oxalate in the pH range of 0.7-1.2, which ensures the formation of the most developed surface and the completeness of the deposition of the carrier, which allows to reduce the amount of calcium introduced and to obtain a sufficient purification of raffinate nitrate from America in one stage. Precipitation under these conditions allows impurities to be kept in a dissolved state, and washing with a solution of oxalic acid with a given pH effectively removes soluble chemisorbed elements from the surface of calcium oxalate.

Использование для нейтрализации исходного рафината гидроксида щелочного металла или водного раствора аммиака предпочтительно по причине того, что катионы щелочных металлов и катион аммония не образуют с оксалат-ионами устойчивых комплексных соединений и нерастворимых осадков, в отличие от многозарядных катионов, и не оказывают негативного влияния на процесс соосаждения и очистки рафината от америция.The use of an alkali metal hydroxide or aqueous ammonia solution to neutralize the initial raffinate is preferable because the alkali metal cations and the ammonium cation do not form stable complex compounds and insoluble precipitates with oxalate ions, unlike multiply charged cations, and do not adversely affect the process coprecipitation and purification of raffinate from americium.

Выбранный диапазон содержания кальция 1,5-3,5 г/л в пульпе после нейтрализации обусловлен тем, что при концентрации ниже 1,5 г/л образующиеся мелкодисперсные зерна не обеспечивают формирование развитой поверхности осадка, усложняют процесс отделения твердой фазы, тем самым не достигается полного одностадийного соосаждения америция и полноты очистки рафината. Содержание кальция выше 3,5 г/л не оказывает существенного влияния на степень соосаждения америция и на полноту очистки рафината от америция.The selected range of calcium content of 1.5-3.5 g / l in the pulp after neutralization is due to the fact that, at a concentration below 1.5 g / l, the fine particles formed do not provide the formation of a developed sediment surface, complicate the process of separation of the solid phase, thereby full one-stage coprecipitation of americium and completeness of raffinate purification are achieved. The calcium content above 3.5 g / l does not significantly affect the degree of coprecipitation of americium and the completeness of purification of the raffinate from americium.

Длительность выдержки пульпы в течение 15-240 минут обусловлена тем, что индукционный период для формирования оксалатного осадка составляет не менее 15 минут, при длительной выдержке пульпы (более 240 минут) происходит радиолиз щавелевой кислоты и обратное растворение сформированного оксалатного осадка в азотнокислой среде, ввиду чего одностадийная количественная очистка азотнокислого рафината не возможна.The duration of exposure of the pulp for 15-240 minutes is due to the fact that the induction period for the formation of an oxalate precipitate is at least 15 minutes, with prolonged exposure of the pulp (more than 240 minutes) radiolysis of oxalic acid and the reverse dissolution of the formed oxalate precipitate in a nitric acid medium, in view of which single-stage quantitative purification of raffinate nitrate is not possible.

Использование промывного 0,5-50 г/л раствора щавелевой кислоты при рН 1-2, полученным добавлением аммиака, гидроксида щелочного металла или азотной кислоты, предпочтительно по причине того, что в указанном диапазоне и данном содержании щавелевой кислоты не происходит обратное растворение сформированного оксалатного осадка и отсутствуют потери америция с промывным раствором.The use of a washout of 0.5-50 g / l oxalic acid solution at pH 1-2, obtained by the addition of ammonia, alkali metal hydroxide or nitric acid, preferably due to the fact that in the specified range and this content of oxalic acid does not reverse dissolve the formed oxalate sediment and no loss of americium with the wash solution.

Предлагаемый способ реализуют в соответствии с блок-схемой, изображенной на фиг. 1, в следующей последовательности. Раствор, содержащий америций в форме Am (III), нейтрализуют до рН 0,7-1,2. В частном случае нейтрализацию исходного раствора проводят внесением реагента, выбранного из списка: гидроксид щелочного металла, водный раствор аммиака. После нейтрализации вносят соединения кальция до достижения его концентрации в получаемой на финальной стадии описываемого способа пульпе 1,5-3,5 г/л. Затем добавляют щавелевую кислоту и/или ее соль не менее стехиометрического количества по отношению к сумме сопутствующих элементов (металлы в степени окисления +2 и выше), способных образовывать прочные соединения (осадки и комплексы) и характеризующихся прочной связью с оксалат-ионом. При расчете количества вводимого оксалат-иона учитывают расход осаждающего реагента на образование прочных соединений с примесными металлами - труднорастворимых оксалатов металлов с зарядом +2 и выше, а также на образование растворимых комплексных соединений, у которых константа устойчивости lgKn ступени комплексообразования по реакции (1) составляет более 3,3.The proposed method is implemented in accordance with the flowchart shown in FIG. 1 in the following sequence. A solution containing americium in the form of Am (III) is neutralized to a pH of 0.7-1.2. In a particular case, the neutralization of the initial solution is carried out by introducing a reagent selected from the list: alkali metal hydroxide, aqueous ammonia. After neutralization, calcium compounds are added until its concentration in the pulp obtained at the final stage of the described method is 1.5-3.5 g / l. Then oxalic acid and / or its salt are added at least stoichiometrically with respect to the sum of the accompanying elements (metals with an oxidation state of +2 and above) capable of forming strong compounds (precipitates and complexes) and characterized by a strong bond with the oxalate ion. When calculating the amount of oxalate ion introduced, the rate of precipitating reagent is taken into account for the formation of strong compounds with impurity metals - sparingly soluble metal oxalates with a charge of +2 and above, as well as for the formation of soluble complex compounds with a stability constant logK n of the complexation stage according to reaction (1) is over 3.3.

Figure 00000001
Figure 00000001

где Аm+ - центральный ион (ион металла) с зарядом m+;where A m + is the central ion (metal ion) with a charge of m +;

n - ступень комплексообразования с оксалат-ионом.n is the stage of complexation with oxalate ion.

В частном случае щавелевую кислоту и/или ее соль вводят в виде раствора. При снижении рН пульпы после введения оксалат-иона ниже 0,7, проводят дополнительную нейтрализацию до рН 0,7-1,2. Далее ведут выдержку пульпы для формирования осадка оксалатов в течение 15-240 минут. Осадок отфильтровывают и при необходимости отмывки осадка от металлов, не образующих твердые фазы при указанных условиях (щелочные металлы, Ag+, Al3+, Fe3+, Сr3+ и др.), осадок промывают 0,5-50 г/л раствором щавелевой кислоты, рН которого обеспечивают введением аммиака, щелочного металла или азотной кислоты до 1-2. В частном случае для уменьшения расхода реагентов и сокращения жидких радиоактивных отходов отработанный промывной раствор используют для приготовления раствора щавелевой кислоты и/или ее соли на стадии введения оксалат-иона. Промытый смешанный оксалатный осадок кальция и америция прокаливают с получением оксидов, пригодных как для утилизации, так и для дальнейшего извлечения америция.In the particular case of oxalic acid and / or its salt is administered in the form of a solution. When the pH of the pulp is reduced after the introduction of the oxalate ion below 0.7, additional neutralization is carried out to a pH of 0.7-1.2. Next, the pulp is aged to form a precipitate of oxalates for 15-240 minutes. The precipitate is filtered off and, if necessary, washing the precipitate from metals that do not form solid phases under the indicated conditions (alkali metals, Ag + , Al 3+ , Fe 3+ , Cr 3+ , etc.), the precipitate is washed with 0.5-50 g / l a solution of oxalic acid, the pH of which is provided by the introduction of ammonia, an alkali metal or nitric acid to 1-2. In a particular case, to reduce the consumption of reagents and reduce liquid radioactive waste, the spent washing solution is used to prepare a solution of oxalic acid and / or its salt at the stage of introduction of the oxalate ion. The washed mixed calcium oxalate precipitate and americium are calcined to obtain oxides suitable for both utilization and further recovery of americium.

Пример 1.Example 1

Раствор, содержащий 0,05 г/л америция, 90 г/л азотной кислоты, 205 г/л нитрата натрия, 1,5 г/л серебра, 0,2 г/л алюминия, 35 мг/л железа, 30 мг/л хрома, 20 мг/л никеля нейтрализовали с помощью растворов 400 г/л и 40 г/л NaOH до рН 1,2. К нейтрализованному раствору добавили 490 г/л раствор Са(NО3)3 до концентрации 1,65 г/л по кальцию, чтобы усредненная концентрация кальция в пульпе составила 1,5 г/л. В полученный раствор при постоянном перемешивании в течение 10 мин вводили 60 г/л раствор щавелевой кислоты до концентрации 4,5 г/л, что соответствует избытку 1,1 г/л Н2С2O4 над стехиометрическим количеством по кальцию. После введения Н2С2О4 пульпу для формирования осадка выдерживали в течение 120 мин и отделяли на фильтрующей перегородке типа МФФК-1Г с размером пор 0,15 мкм. рН фильтрата составил 0,9. Гамма-спектрометрический анализ показал, что степень извлечения америция (отношение количества америция, перешедшего в осадок, к количеству америция в маточном растворе) составила 5,1⋅103.A solution containing 0.05 g / l americium, 90 g / l nitric acid, 205 g / l sodium nitrate, 1.5 g / l silver, 0.2 g / l aluminum, 35 mg / l iron, 30 mg / l of chromium, 20 mg / l of nickel was neutralized with solutions of 400 g / l and 40 g / l of NaOH to a pH of 1.2. To the neutralized solution was added a 490 g / L solution of Ca (NO 3 ) 3 to a concentration of 1.65 g / L of calcium, so that the average concentration of calcium in the pulp was 1.5 g / L. A 60 g / L solution of oxalic acid was added to the resulting solution with constant stirring for 10 min to a concentration of 4.5 g / L, which corresponds to an excess of 1.1 g / L H 2 C 2 O 4 over a stoichiometric amount of calcium. After the introduction of Н 2 С 2 О 4, the pulp for the formation of a precipitate was kept for 120 min and separated on a filter baffle of the MPFK-1G type with a pore size of 0.15 μm. The pH of the filtrate was 0.9. Gamma-spectrometric analysis showed that the degree of extraction of americium (the ratio of the amount of americium transferred to the precipitate to the amount of americium in the mother liquor) was 5.1⋅10 3 .

Осадок промывали 10 г/л раствором щавелевой кислоты, рН составлял 1,5. Полученный промывной раствор, содержащий менее 0,01 мг/л америция, 50 мг/л серебра, 20 мг/л алюминия, менее 6 мг/л продуктов коррозии (железо, хром) использовали для приготовления раствора оксалата натрия, используемого в примере 2. Промытый осадок смешанных оксалатов прокалили. Полученная в результате смесь оксидов кальция и америция пригодна для хранения, а также для последующего извлечения америция.The precipitate was washed with 10 g / l of a solution of oxalic acid, the pH was 1.5. The resulting wash solution containing less than 0.01 mg / L americium, 50 mg / L silver, 20 mg / L aluminum, less than 6 mg / L corrosion products (iron, chromium) was used to prepare the sodium oxalate solution used in Example 2. The washed precipitate of mixed oxalates was calcined. The resulting mixture of calcium oxides and americium is suitable for storage, as well as for subsequent extraction of americium.

Пример 2.Example 2

Использовали раствор состава аналогично примеру 1. Нейтрализацию раствора проводили 250 г/л и 50 г/л NH4OH до рН 0,7. В нейтрализованный раствор вносили навеску СаО массой 0,3 г при постоянном перемешивании, после чего в полученный раствор добавляли предварительно подготовленный с использованием отработанного промывного раствора, полученного по примеру 1, раствор оксалата натрия до концентрации 4 г/л в пересчете на оксалат-ион. После введения оксалата натрия пульпу для формирования осадка выдерживали в течение 15 мин и отфильтровали. рН фильтрата составил 1,1. Гамма-спектрометрический анализ показал, что степень извлечения америция (отношение количества Am, перешедшего в осадок, к количеству америция в растворе) составила 4,5⋅103.Used a solution of the composition analogously to example 1. The neutralization of the solution was carried out 250 g / l and 50 g / l NH 4 OH to a pH of 0.7. A sample of CaO weighing 0.3 g was added to the neutralized solution with constant stirring, after which the sodium oxalate solution, prepared in accordance with Example 1, was prepared using the spent washing solution obtained in Example 1 to a concentration of 4 g / l in terms of oxalate ion. After the introduction of sodium oxalate, the pulp was aged for 15 minutes to form a precipitate and filtered. The pH of the filtrate was 1.1. Gamma-spectrometric analysis showed that the degree of extraction of americium (the ratio of the amount of Am transferred to the precipitate to the amount of americium in solution) was 4.5 × 10 3 .

Осадок промывали азотнокислым 20 г/л раствором щавелевой кислоты, рН составлял 2. Полученный промывной раствор, содержащий менее 0,01 мг/л америция, 60 мг/л серебра, 25 мг/л алюминия, менее 6 мг/л продуктов коррозии (железо, хром) использовали аналогично примеру 1 на стадии подготовки раствора щавелевой кислоты и/или ее соли. Обращение с промытым осадком проводили аналогично примеру 1.The precipitate was washed with nitric acid with a 20 g / l solution of oxalic acid, the pH was 2. The resulting wash solution containing less than 0.01 mg / l americium, 60 mg / l silver, 25 mg / l aluminum, less than 6 mg / l corrosion products (iron , chromium) was used analogously to example 1 at the stage of preparation of a solution of oxalic acid and / or its salt. Handling the washed precipitate was carried out analogously to example 1.

Предлагаемый способ, в отличие от способа-прототипа, позволяет снизить содержание америция в рафинате экстракционного передела производства смешанного уран-плутониевого топлива за одну операцию совместного осаждения с оксалатом кальция в 4⋅103 раз, получить америцийсодержащий осадок, который после термообработки пригоден для дальнейшего хранения или извлечения америция.The proposed method, in contrast to the prototype method, allows to reduce the americium content in the raffinate of the extraction redistribution of mixed uranium-plutonium fuel production in one co-precipitation operation with calcium oxalate by 4 × 10 3 times, to obtain an americium-containing precipitate, which after heat treatment is suitable for further storage or extraction of americium.

Claims (5)

1. Способ очистки азотнокислых растворов от америция, включающий соосаждение америция с оксалатом кальция из растворов, содержащих соединения сопутствующих металлов, с последующим прокаливанием до оксидов, отличающийся тем, что исходный америцийсодержащий раствор нейтрализуют до рН в диапазоне 0,7-1,2, после чего вносят кальцийсодержащий реагент до достижения его концентрации в растворе 1,5-3,5 г/л, в полученный раствор добавляют щавелевую кислоту и/или ее соль, в количестве не менее стехиометрического по отношению к сумме сопутствующих металлов с последующей выдержкой пульпы для формирования осадка, причем полученный америцийсодержащий осадок отфильтровывают и промывают 0,5-50 г/л раствором щавелевой кислоты, имеющим рН в диапазоне 1-2.1. The method of purification of nitric acid solutions from americium, including the coprecipitation of americium with calcium oxalate from solutions containing compounds of the accompanying metals, followed by calcination to oxides, characterized in that the initial americium-containing solution is neutralized to a pH in the range of 0.7-1.2, after of which calcium-containing reagent is added until its concentration in the solution reaches 1.5-3.5 g / l, oxalic acid and / or its salt are added to the resulting solution in an amount not less stoichiometric with respect to the amount of concomitant meta lows, followed by exposure of the pulp to form a precipitate, the resulting americium-containing precipitate being filtered off and washed with 0.5-50 g / l oxalic acid solution having a pH in the range of 1-2. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что нейтрализацию исходного раствора проводят внесением реагента, выбранного из списка: гидроксид щелочного металла, водный раствор аммиака.2. The method according to p. 1, characterized in that the neutralization of the initial solution is carried out by introducing a reagent selected from the list: alkali metal hydroxide, aqueous ammonia. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что щавелевую кислоту и/или ее соли вводят в виде раствора.3. The method according to p. 1, characterized in that oxalic acid and / or its salts are administered in the form of a solution. 4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что выдержку пульпы для формирования осадка оксалатов ведут в течение 15-240 минут.4. The method according to p. 1, characterized in that the exposure of the pulp to form a precipitate of oxalates is carried out for 15-240 minutes. 5. Способ по п. 3, отличающийся тем, что для приготовления раствора щавелевой кислоты и/или ее соли используют отработанный раствор от промывки америцийсодержащего осадка.5. The method according to p. 3, characterized in that for the preparation of a solution of oxalic acid and / or its salt using the spent solution from washing americium-containing precipitate.
RU2019133097A 2019-10-16 2019-10-16 Method of purifying nitrate solutions from americium RU2713010C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019133097A RU2713010C1 (en) 2019-10-16 2019-10-16 Method of purifying nitrate solutions from americium

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2019133097A RU2713010C1 (en) 2019-10-16 2019-10-16 Method of purifying nitrate solutions from americium

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2713010C1 true RU2713010C1 (en) 2020-02-03

Family

ID=69625238

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2019133097A RU2713010C1 (en) 2019-10-16 2019-10-16 Method of purifying nitrate solutions from americium

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2713010C1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2753107C1 (en) * 2020-08-11 2021-08-11 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Method for purifying nitrogen acid solutions from americium
RU2791731C1 (en) * 2021-03-23 2023-03-13 Кабусики Кайся Тосиба Uranium fuel assembly for a light water reactor and method of operation of a nuclear fuel cycle

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2305872C2 (en) * 2005-05-23 2007-09-10 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Method for separating americium from americium, curium, and rare-earth element mixture
RU2335554C2 (en) * 2006-11-10 2008-10-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Method of americium extraction in americium dioxide form from solutions
RU2522544C2 (en) * 2012-06-15 2014-07-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Method of selective extraction of radionuclides from radioactive nitric acid solutions (versions)
WO2017017207A1 (en) * 2015-07-29 2017-02-02 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Method for the treatment of an aqueous nitric solution used resulting from dissolving spent nuclear fuel, said method being performed in a single cycle and without requiring any operation involving the reductive back-extraction of plutonium

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2305872C2 (en) * 2005-05-23 2007-09-10 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Method for separating americium from americium, curium, and rare-earth element mixture
RU2335554C2 (en) * 2006-11-10 2008-10-10 Федеральное государственное унитарное предприятие "Сибирский химический комбинат" Method of americium extraction in americium dioxide form from solutions
RU2522544C2 (en) * 2012-06-15 2014-07-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" Method of selective extraction of radionuclides from radioactive nitric acid solutions (versions)
WO2017017207A1 (en) * 2015-07-29 2017-02-02 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Method for the treatment of an aqueous nitric solution used resulting from dissolving spent nuclear fuel, said method being performed in a single cycle and without requiring any operation involving the reductive back-extraction of plutonium

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2753107C1 (en) * 2020-08-11 2021-08-11 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Method for purifying nitrogen acid solutions from americium
RU2791731C1 (en) * 2021-03-23 2023-03-13 Кабусики Кайся Тосиба Uranium fuel assembly for a light water reactor and method of operation of a nuclear fuel cycle

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN101449338B (en) Process for reprocessing a spent nuclear fuel and of preparing a mixed uranium-plutonium oxide
Penneman et al. The radiochemistry of americium and curium
US5508010A (en) Method of separating fission molybdenum
RU2713010C1 (en) Method of purifying nitrate solutions from americium
CN111087114A (en) Treatment method of tantalum-niobium production wastewater
RU2454742C1 (en) Method for processing of spent nuclear fuel of nuclear power plants
Choppin Separation processes for actinide elements
Navratil et al. Removal of actinides from selected nuclear fuel reprocessing wastes
RU2753107C1 (en) Method for purifying nitrogen acid solutions from americium
RU2514823C1 (en) Method of treating radioactive solution
Mukhachev et al. Purification of rare earth elements from thorium, uranium, and radioactive isotopes
US4741857A (en) Method of purifying neutral organophosphorus extractants
Govindan et al. Partitioning of uranium and plutonium by acetohydroxamic acid
US2931701A (en) Process for separating plutonium by repeated precipitation with amphoteric hydroxide carriers
US3836625A (en) Reprocessing of spent nuclear fuel
Kulyako et al. New approaches to reprocessing of oxide nuclear fuel
Kuznetsov et al. A rapid method for radium regeneration from its sulfate
Larsen et al. Determination of uranium and plutonium in uranium-plutonium--Fission element alloys
US2917359A (en) Separation of fission product values from hexavalent plutonium by carrier precipitation
CN211350122U (en) Tantalum niobium waste water's processing apparatus
JP2530150B2 (en) How to recover valuable metals
RU2540342C2 (en) Method of processing irradiated nuclear fuel
Goldin Determination of strontium-90
Delegard et al. Precipitation and crystallization processes in reprocessing, plutonium separation, purification, and finishing, chemical recovery, and waste treatment
RU2774155C1 (en) Method for extraction isolation of transplutonium and rare earth elements