RU2773142C2 - Method for extraction extraction and separation of ree - Google Patents
Method for extraction extraction and separation of ree Download PDFInfo
- Publication number
- RU2773142C2 RU2773142C2 RU2020129065A RU2020129065A RU2773142C2 RU 2773142 C2 RU2773142 C2 RU 2773142C2 RU 2020129065 A RU2020129065 A RU 2020129065A RU 2020129065 A RU2020129065 A RU 2020129065A RU 2773142 C2 RU2773142 C2 RU 2773142C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- extraction
- rare earth
- earth elements
- ytterbium
- lutetium
- Prior art date
Links
- 238000000605 extraction Methods 0.000 title claims abstract description 33
- 238000000926 separation method Methods 0.000 title claims abstract description 12
- 229910052769 Ytterbium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 29
- NAWDYIZEMPQZHO-UHFFFAOYSA-N ytterbium Chemical compound [Yb] NAWDYIZEMPQZHO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 27
- 229910052761 rare earth metal Inorganic materials 0.000 claims abstract description 24
- 229910052765 Lutetium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 18
- OHSVLFRHMCKCQY-UHFFFAOYSA-N lutetium Chemical compound [Lu] OHSVLFRHMCKCQY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 16
- 239000002253 acid Substances 0.000 claims abstract description 15
- OHSVLFRHMCKCQY-NJFSPNSNSA-N lutetium-177 Chemical compound [177Lu] OHSVLFRHMCKCQY-NJFSPNSNSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 150000001868 cobalt Chemical class 0.000 claims abstract description 9
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 claims abstract description 9
- 150000003754 zirconium Chemical class 0.000 claims abstract description 9
- 238000005406 washing Methods 0.000 claims abstract description 7
- 150000001491 aromatic compounds Chemical class 0.000 claims abstract description 4
- 239000012535 impurity Substances 0.000 claims abstract description 3
- 230000008929 regeneration Effects 0.000 claims abstract description 3
- 238000011069 regeneration method Methods 0.000 claims abstract description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 5
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims description 5
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 9
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 238000011084 recovery Methods 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 19
- 238000000034 method Methods 0.000 description 4
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N Hafnium Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 3
- 239000012074 organic phase Substances 0.000 description 3
- MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N oxalic acid Chemical compound OC(=O)C(O)=O MUBZPKHOEPUJKR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- PLAZTCDQAHEYBI-UHFFFAOYSA-N 2-Nitrotoluene Chemical compound CC1=CC=CC=C1[N+]([O-])=O PLAZTCDQAHEYBI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- NLZUEZXRPGMBCV-UHFFFAOYSA-N Butylhydroxytoluene Chemical compound CC1=CC(C(C)(C)C)=C(O)C(C(C)(C)C)=C1 NLZUEZXRPGMBCV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052775 Thulium Inorganic materials 0.000 description 2
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N Tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 102100016575 YBX2 Human genes 0.000 description 2
- 101710003821 YBX2 Proteins 0.000 description 2
- 230000002378 acidificating Effects 0.000 description 2
- 239000008346 aqueous phase Substances 0.000 description 2
- 235000010354 butylated hydroxytoluene Nutrition 0.000 description 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 2
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000002955 isolation Methods 0.000 description 2
- 239000012071 phase Substances 0.000 description 2
- 230000001681 protective Effects 0.000 description 2
- 239000012217 radiopharmaceutical Substances 0.000 description 2
- 230000002799 radiopharmaceutical Effects 0.000 description 2
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 2
- GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N technetium-99 Chemical compound [99Tc] GKLVYJBZJHMRIY-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 2
- 239000004808 2-ethylhexylester Substances 0.000 description 1
- JJJOZVFVARQUJV-UHFFFAOYSA-N 2-ethylhexylphosphonic acid Chemical compound CCCCC(CC)CP(O)(O)=O JJJOZVFVARQUJV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- VBIXEXWLHSRNKB-UHFFFAOYSA-N Ammonium oxalate Chemical compound [NH4+].[NH4+].[O-]C(=O)C([O-])=O VBIXEXWLHSRNKB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000004215 Carbon black (E152) Substances 0.000 description 1
- BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-N Carbonic acid Chemical compound OC(O)=O BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- SEGLCEQVOFDUPX-UHFFFAOYSA-N Di-(2-ethylhexyl)phosphoric acid Chemical compound CCCCC(CC)COP(O)(=O)OCC(CC)CCCC SEGLCEQVOFDUPX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000036499 Half live Effects 0.000 description 1
- 229950009740 Molybdenum Mo-99 Drugs 0.000 description 1
- 229940056501 Technetium 99m Drugs 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- QDXBVYTXPHVULM-UHFFFAOYSA-J [Zr+4].CCCCOP([O-])(=O)OCCCC.CCCCOP([O-])(=O)OCCCC.CCCCOP([O-])(=O)OCCCC.CCCCOP([O-])(=O)OCCCC Chemical compound [Zr+4].CCCCOP([O-])(=O)OCCCC.CCCCOP([O-])(=O)OCCCC.CCCCOP([O-])(=O)OCCCC.CCCCOP([O-])(=O)OCCCC QDXBVYTXPHVULM-UHFFFAOYSA-J 0.000 description 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 1
- 238000004587 chromatography analysis Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 238000005194 fractionation Methods 0.000 description 1
- 150000002430 hydrocarbons Chemical class 0.000 description 1
- 238000009854 hydrometallurgy Methods 0.000 description 1
- 229910052500 inorganic mineral Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003350 kerosene Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- 239000011707 mineral Substances 0.000 description 1
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 description 1
- ZOKXTWBITQBERF-AKLPVKDBSA-N molybdenum-99 Chemical compound [99Mo] ZOKXTWBITQBERF-AKLPVKDBSA-N 0.000 description 1
- -1 mono-2-ethylhexyl Chemical group 0.000 description 1
- 238000009376 nuclear reprocessing Methods 0.000 description 1
- 235000006408 oxalic acid Nutrition 0.000 description 1
- 150000002910 rare earth metals Chemical class 0.000 description 1
- 230000001172 regenerating Effects 0.000 description 1
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052727 yttrium Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Abstract
Description
Изобретение относится к радиохимической технологии, в частности к технологии получения индивидуальных изотопов редкоземельных элементов. Также изобретение может быть использовано при фракционировании высокоактивных рафинатов первого экстракционного цикла переработки отработавшего ядерного топлива.The invention relates to radiochemical technology, in particular to a technology for obtaining individual isotopes of rare earth elements. Also, the invention can be used in the fractionation of highly active raffinates of the first extraction cycle of spent nuclear fuel reprocessing.
Для получения радиофармацевтических препаратов на основе изотопов лютеция - 177, являющегося короткоживущим изотопом редкоземельного элемента, обычно проводят реакторное облучение мишени, состоящей из обогащенного по 176 изотопу иттербия. Продуктом облучения является облученная мишень, содержащая иттербий, моноизотопный лютеций-177 и примесь изотопов гафния, являющегося продуктом радиационного распада лютеция-177. При этом возникает задача выделения микроколичеств лютеция из этого продукта.To obtain radiopharmaceuticals based on isotopes of lutetium - 177, which is a short-lived isotope of a rare earth element, reactor irradiation of a target consisting of ytterbium enriched in 176 isotope is usually carried out. The product of irradiation is an irradiated target containing ytterbium, monoisotopic lutetium-177, and an admixture of isotopes of hafnium, which is a product of the radiation decay of lutetium-177. This raises the problem of isolating microquantities of lutetium from this product.
Обычно для выделения лютеция-177 из растворов облученной иттербиевой мишени используют методы хроматографии (RU 2542733, RU 2574921, RU 2573475 С2). Недостатком хроматографических методов является низкая производительность при их реализации в защитном оборудовании, что влияет на стоимость продукта, не позволяет осуществлять переработку декаграммовых мишеней и, таким образом, ограничивает получение промышленных количеств лютеция-177 единовременно при использовании реакторов со средним и низким потоком нейтронов, которые более доступны, чем высокопоточные реактора.Usually, chromatography methods are used to isolate lutetium-177 from solutions of an irradiated ytterbium target (RU 2542733, RU 2574921, RU 2573475 C2). The disadvantage of chromatographic methods is the low productivity when they are implemented in protective equipment, which affects the cost of the product, does not allow the processing of decagram targets and, thus, limits the production of industrial quantities of lutetium-177 at a time when using reactors with an average and low neutron flux, which are more available than high-flux reactor.
Повышение производительности может быть достигнуто путем проведения предварительного экстракционного концентрирования лютеция-177 при его отделении от большей части (более 95%) иттербия. Экстракционные методы успешно могут применяться при производстве молибдена-99 (период полураспада составляет 66 часов) из растворов обогащенных урановых мишеней (RU 2545953). Известно устройство - генератор технеция-99m - принцип действия которого основан на экстракционном выделении технеция-99 т из раствора облученного природного или обогащенного по 98 изотопу молибдена (Zykov М.Р., Romanovskii V.N., Wester D.W., Bartenev S.A., Korpusov G.V., Filyanin A.T., Babain V.A., Kodina G.E., Strelkov S.A., Erofeev S.P., Firsin N.G. Use of extraction generator for preparing a 99mTc radiopharmaceutical, Radiochemistry. 2001. T. 43. №3. C. 297-300.), реализуемом в полупротивоточном центробежном экстракторе (RU 2016620, RU 2016621, RU 2019249).An increase in productivity can be achieved by carrying out a preliminary extraction concentration of lutetium-177 when separating it from most (more than 95%) of ytterbium. Extraction methods can be successfully used in the production of molybdenum-99 (half-life is 66 hours) from solutions of enriched uranium targets (RU 2545953). A device is known - a generator of technetium-99m - the principle of operation of which is based on the extraction isolation of technetium-99 tons from a solution of irradiated natural or enriched in the 98 isotope of molybdenum (Zykov M.R., Romanovskii VN, Wester DW, Bartenev SA, Korpusov GV, Filyanin AT , Babain VA, Kodina GE, Strelkov SA, Erofeev SP, Firsin NG Use of extraction generator for preparing a 99m Tc radiopharmaceutical, Radiochemistry. (RU 2016620, RU 2016621, RU 2019249).
Экстрагент моно-2-этилгексиловый эфир 2-этилгексилфосфоновой кислоты, имеющий одно из технических названий Р507, признан более эффективным для разделения РЗЭ, чем классический экстрагент подобного класса - ди-(2-этилгексил) фосфорная кислота (Д2ЭГФК) или трибутилфосфат - факторы разделения РЗМ для Р507 примерно в 2 раза больше перечисленных экстрагентов (F. Xie, Т.А. Zhang, D. Dreisinger, F.A. Doyle / A critical review on solvent extraction of rare earths from aqueous solutions // Minerals Engineering. - 2014. - V. 56. - P. 10-28.) Известен способ (Dezhi Qi / Hydrometallurgy of rare earths. Extraction and separation, 2018, 801), где была предложена технологическая схема экстракционного разделения Tm, Yb и Lu, которые получают после отделения Y от фергюсонитового концентрата. Состав составляет 1%-2% Tm2O3, 86% Yb2O3, 8%-9,6% Lu2O3 и 1%-2% Y2O3. Органическая фаза представляет собой Р-507 в сульфированном керосине. Недостатком способа является большое количество экстракционных ступеней (123), определяющих большую длительность процесса и объем необходимого защитного пространства. Оба эти обстоятельства делают указанный способ неприемлемым для производства короткоживущего изотопа лютеция-177.The extractant mono-2-ethylhexyl ester of 2-ethylhexylphosphonic acid, which has one of the technical names P507, is recognized as more effective for the separation of rare-earth elements than the classic extractant of this class - di-(2-ethylhexyl) phosphoric acid (D2EHPA) or tributyl phosphate - factors for the separation of rare-earth metals for P507, about 2 times more of the listed extractants (F. Xie, T.A. Zhang, D. Dreisinger, F. A. Doyle / A critical review on solvent extraction of rare earths from aqueous solutions // Minerals Engineering. - 2014. - V. 56. - P. 10-28.) There is a known method (Dezhi Qi / Hydrometallurgy of rare earths. Extraction and separation, 2018, 801), where a technological scheme was proposed for the extraction separation of Tm, Yb and Lu, which are obtained after separating Y from fergusonite concentrate. The composition is 1%-2% Tm 2 O 3 , 86% Yb 2 O 3 , 8%-9.6% Lu 2 O 3 and 1%-2% Y 2 O 3 . The organic phase is P-507 in sulfonated kerosene. The disadvantage of this method is a large number of extraction steps (123), which determine the long duration of the process and the amount of required protective space. Both of these circumstances make this method unsuitable for the production of the short-lived isotope lutetium-177.
Наиболее близким к заявляемому изобретению представляется способ (RU 2106030), принятый за прототип. Согласно прототипу, азотнокислый раствор, содержащий РЗЭ легкой и средней группы, поступает на переработку в экстракционный каскад, где в первом блоке осуществляют экстракцию легких РЗЭ, выводя средние РЗЭ, загрязненные трансплутониевыми элементами в рафинат блока, а во втором блоке осуществляется реэкстракция проэкстрагированных элементов. В качестве экстрагента в прототипе предлагают использовать кислую циркониевую соль дибутилфосфорной кислоты (ЦС ДБФК), разбавленную раствором трибутилфосфата в углеводородном разбавителе. Экстракция и разделение тяжелых РЗЭ, в частности иттербия и лютеция, способом не предусмотрено, что являетя к его недостатком. Также недостатком является сложная процедура регенерации экстрагента, заключающаяся в промывке экстрагента раствором соды, после чего требуется заново вводить в разбавитель дибутилфосфорную кислоту и готовить ее циркониевую соль.Closest to the claimed invention is the method (RU 2106030), taken as a prototype. According to the prototype, a nitric acid solution containing rare earth elements of light and medium groups is fed to the extraction cascade for processing, where in the first block light rare earth elements are extracted, removing medium rare earth elements contaminated with transplutonium elements into the block raffinate, and in the second block the pro-extracted elements are reextracted. As an extractant in the prototype propose to use the acidic zirconium salt of dibutylphosphoric acid (CS DBPC), diluted with a solution of tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent. Extraction and separation of heavy rare earth elements, in particular ytterbium and lutetium, is not provided by the method, which is its disadvantage. Also, a disadvantage is the complex procedure for regenerating the extractant, which consists in washing the extractant with a soda solution, after which it is required to re-introduce dibutylphosphoric acid into the diluent and prepare its zirconium salt.
Последний недостаток преодолен в способе (RU 2249266), где предложено проводить регенерацию экстрагента путем реэкстракции избыточного циркония, железа и ряда других металлов в раствор щавелевой кислоты в присутствии оксалата аммония.The last disadvantage is overcome in the method (RU 2249266), where it is proposed to regenerate the extractant by re-extracting excess zirconium, iron and a number of other metals into a solution of oxalic acid in the presence of ammonium oxalate.
Задачей предлагаемого изобретения является создание способа экстракционного извлечения и разделения РЗЭ, в том числе выделения лютеция-177 из азотнокислых растворов облученных иттербиевых мишеней с отделением его от иттербия.The objective of the present invention is to create a method for the extraction and separation of rare earth elements, including the isolation of lutetium-177 from nitric acid solutions of irradiated ytterbium targets with its separation from ytterbium.
Технический эффект способа достигается при экстракционном извлечении РЗЭ экстрагентом, содержащим циркониевую соль дибутилфосфорной кислоты в разбавителе, промывку экстракта от примесных РЗЭ, реэкстракцию целевых РЗЭ, а также регенерацию экстрагента. При этом в качестве разбавителя циркониевой соли дибутилфосфорной кислоты используют раствор хлорированного дикарболлида кобальта в нитрованном ароматическом соединении, экстракцию, промывку экстракта и реэкстракцию ценного компонента осуществляют растворами азотной кислоты. Мольное отношение содержания дибутилфосфорной кислоты к содержанию хлорированного дикарболлида кобальта составляет от 0,1 до 10, мольное отношение циркония к дибутилфосфорной кислоте составляет от 1/50 до 1/2. Суммарное содержание хлорированного дикарболлида кобальта и дибутилфосфорной кислоты в экстрагенте составляет 0,02-1,0 моль/л. При этом в качестве извлекаемых и разделяемых РЗЭ используют иттербий и лютеций, в частности при переработке облученной иттербиевой мишени для производства моноизотопного лютеция-177 медицинского назначения.The technical effect of the method is achieved by the extraction extraction of rare earth elements with an extractant containing zirconium salt of dibutylphosphoric acid in a diluent, washing the extract from impurity rare earth elements, re-extraction of target rare earth elements, and regeneration of the extractant. At the same time, a solution of chlorinated cobalt dicarbollide in a nitrated aromatic compound is used as a diluent for the zirconium salt of dibutylphosphoric acid, extraction, washing of the extract and re-extraction of the valuable component are carried out with nitric acid solutions. The molar ratio of the content of dibutylphosphoric acid to the content of chlorinated cobalt dicarbolide is from 0.1 to 10, the mole ratio of zirconium to dibutylphosphoric acid is from 1/50 to 1/2. The total content of chlorinated cobalt dicarbollide and dibutylphosphoric acid in the extractant is 0.02-1.0 mol/L. At the same time, ytterbium and lutetium are used as extractable and separable REE, in particular, when processing an irradiated ytterbium target for the production of monoisotopic lutetium-177 for medical purposes.
Экстракционная установка, перерабатывающая азотнокислый раствор облученной иттербиевой мишени, схематично представлена на фиг.1, где римскими цифрами обозначены номера экстракционных блоков, арабскими цифрами (1, 6, 12, 30) на изображениях экстракционных блоках обозначены порядковые номера экстракционных ступеней по ходу экстрагента в этих блоках, сплошными линиями обозначены потоки водной фазы, пунктирными линиями обозначены потоки органической фазы, а арабскими цифрами возле потоков фаз обозначены коды технологических потоков (продуктов). В качестве экстрагента используют кислую циркониевую соль дибутилфосфорной кислоты (ЦС ДБФК), разбавленную смесью хлорированного дикарболлида кобальта (ХДК) с нитрованным ароматическим соединением, в частности ортонитротолуолом. Выбор такого разбавителя связан с тем, что именно в нем наблюдаются наибольшие коэффициенты разделения лютеция и иттербия в широком диапазоне концентрации азотной кислоты, от 6 до 756 г/л. В первом блоке осуществляют экстракцию лютеция и его промывку от иттербия, для чего в среднюю часть блока дозируют исходный азотнокислый раствор облученной иттербиевой мишени (продукт 11), в первую по ходу экстрагента ступень блока дозируют оборотный экстрагент (продукт 12), а в последнюю ступень дозируют промывной раствор (продукт 15). Из первой ступени блока выводится рафинат (продукт 13), содержащий большую часть иттербия. Из последней ступени блока выводится экстракт лютеция (продукт 14), содержащий не более 1% иттербия по балансу и поступает в первую ступень второго блока. Во втором блоке осуществляют реэкстракцию лютеция, для чего в последнюю ступень дозируют реэкстрагент лютеция (продукт 25). Из первой ступени выводится реэкстракт лютеция (продукт 29), а из последней ступени блока выводится экстрагент (продукт 26) в первую ступень третьего блока. В третьем блоке осуществляется регенерация экстрагента известным способом. Из первой ступени третьего бока выводится хвостовой раствор (продукт 33), содержащий цирконий и гафний, а из последней ступени выводится оборотный экстрагент (36) и в виде продукта 12 возвращается в цикл. Суммарное количество ступеней в схеме не превышает 50.The extraction plant processing the nitric acid solution of an irradiated ytterbium target is schematically shown in figure 1, where Roman numerals indicate the numbers of extraction blocks, Arabic numerals (1, 6, 12, 30) on the images of the extraction blocks indicate the serial numbers of the extraction steps along the extractant in these blocks, solid lines indicate the flows of the aqueous phase, dotted lines indicate the flows of the organic phase, and Arabic numerals near the phase flows indicate the codes of process flows (products). As an extractant, an acidic zirconium salt of dibutylphosphoric acid (CS DBPK) diluted with a mixture of chlorinated cobalt dicarbollide (CDC) with a nitrated aromatic compound, in particular orthonitrotoluene, is used. The choice of such a diluent is due to the fact that it is in it that the highest separation coefficients of lutetium and ytterbium are observed in a wide range of nitric acid concentrations, from 6 to 756 g/L. In the first block, lutetium is extracted and washed from ytterbium, for which the initial nitric acid solution of the irradiated ytterbium target (product 11) is dosed into the middle part of the block, the circulating extractant (product 12) is dosed into the first stage along the extractant stage, and the last stage is dosed washing solution (product 15). The raffinate (product 13) containing most of the ytterbium is removed from the first stage of the block. The lutetium extract (product 14) containing no more than 1% of ytterbium by balance is removed from the last stage of the block and enters the first stage of the second block. In the second block, lutetium is stripped, for which lutetium stripping agent (product 25) is dosed into the last stage. The lutetium re-extract (product 29) is removed from the first stage, and the extractant (product 26) is removed from the last stage of the block to the first stage of the third block. In the third block, the extractant is regenerated in a known manner. The tail solution (product 33) containing zirconium and hafnium is removed from the first stage of the third side, and the circulating extractant (36) is removed from the last stage and returned to the cycle in the form of
Эффективность способа подтверждается примером.The effectiveness of the method is confirmed by an example.
На экстракционной установке, схематично представленной на фигуре 1, где римскими цифрами обозначены номера экстракционных блоков, арабскими цифрами на изображениях экстракционных блоках обозначены порядковые номера экстракционных ступеней по ходу экстрагента в этих блоках, сплошными линиями обозначены потоки водной фазы, пунктирными линиями обозначены потоки органической фазы, а арабскими цифрами возле потоков фаз обозначены коды технологических потоков (продуктов), осуществляют переработку азотнокислого раствора облученной иттербиевой мишени. В качестве экстрагента используют кислую циркониевую соль дибутилфосфорной кислоты (ЦС ДБФК), разбавленную смесью хлорированного дикарболлида кобальта (ХДК) с ортонитротолуолом. В первом блоке осуществляют экстракцию лютеция и его промывку от иттербия, для чего в среднюю часть блока дозируют исходный азотнокислый раствор облученной иттербиевой мишени (продукт 11), в первую по ходу экстрагента ступень блока дозируют оборотный экстрагент (продукт 12), а в последнюю ступень дозируют промывной раствор (продукт 15). Из первой ступени блока выводится рафинат (продукт 13), содержащий большую часть иттербия. Из последней ступени блока выводится экстракт лютеция (продукт 14), содержащий не более 1% иттербия по балансу и поступает в первую ступень второго блока. Во втором блоке осуществляют реэкстракцию лютеция, для чего в последнюю ступень дозируют реэкстрагент лютеция (продукт 25). Из первой ступени выводится реэкстракт лютеция (продукт 29), а из последней ступени блока выводится экстрагент (продукт 26) в первую ступень третьего блока. В третьем блоке осуществляется регенерация экстрагента известным способом. Из первой ступени третьего блока выводится хвостовой раствор (продукт 33), содержащий цирконий и гафний, а из последней ступени выводится оборотный экстрагент (36) и в виде продукта 12 возвращается в цикл. Суммарное количество ступеней в схеме 48. Показатели процесса систематизированы в таблице.On the extraction plant, schematically shown in figure 1, where Roman numerals indicate the numbers of extraction blocks, Arabic numerals in the images of the extraction blocks indicate the serial numbers of the extraction stages along the extractant in these blocks, solid lines indicate the flows of the aqueous phase, dotted lines indicate the flows of the organic phase, and Arabic numerals next to the phase flows indicate the codes of technological flows (products), the processing of the nitric acid solution of the irradiated ytterbium target is carried out. Dibutyl phosphoric acid zirconium salt (CS DBPC) diluted with a mixture of chlorinated cobalt dicarbollide (CDC) with orthonitrotoluene is used as an extractant. In the first block, lutetium is extracted and washed from ytterbium, for which the initial nitric acid solution of the irradiated ytterbium target (product 11) is dosed into the middle part of the block, the circulating extractant (product 12) is dosed into the first stage along the extractant stage, and the last stage is dosed washing solution (product 15). The raffinate (product 13) containing most of the ytterbium is removed from the first stage of the block. The lutetium extract (product 14) containing no more than 1% of ytterbium by balance is removed from the last stage of the block and enters the first stage of the second block. In the second block, lutetium is stripped, for which lutetium stripping agent (product 25) is dosed into the last stage. The lutetium re-extract (product 29) is removed from the first stage, and the extractant (product 26) is removed from the last stage of the block to the first stage of the third block. In the third block, the extractant is regenerated in a known manner. The tail solution (product 33) containing zirconium and hafnium is removed from the first stage of the third block, and the circulating extractant (36) is removed from the last stage and returned to the cycle in the form of
Как видно из примера, использование предлагаемого изобретение позволит эффективно сконцентрировать лютеций-177 из раствора облученной иттербиевой мишени, очистив его от иттербия в 100 раз при потерях целевого компонента не более 1%.As can be seen from the example, the use of the proposed invention will effectively concentrate lutetium-177 from a solution of an irradiated ytterbium target, purifying it from ytterbium 100 times with a loss of the target component of not more than 1%.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020129065A RU2773142C2 (en) | 2020-09-02 | Method for extraction extraction and separation of ree |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2020129065A RU2773142C2 (en) | 2020-09-02 | Method for extraction extraction and separation of ree |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2020129065A RU2020129065A (en) | 2022-03-02 |
| RU2020129065A3 RU2020129065A3 (en) | 2022-03-02 |
| RU2773142C2 true RU2773142C2 (en) | 2022-05-31 |
Family
ID=
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5510091A (en) * | 1993-01-05 | 1996-04-23 | Japan Atomic Energy Research Institute | Method of separating transplutonium elements from lanthanides in acidic solutions by solvent extraction |
| US5622679A (en) * | 1995-12-13 | 1997-04-22 | Cytec Technology Corp. | Extraction of rare earth elements using alkyl phosphinic acid or salt/tetraalkylammonium salt as extractant |
| RU2106030C1 (en) * | 1994-10-11 | 1998-02-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Method for extracting and separating high-melting and rare-earth elements from nitric solutions |
| RU2291112C2 (en) * | 2005-02-24 | 2007-01-10 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Method of extraction-type separation of americian and curium |
| RU2695635C1 (en) * | 2018-11-26 | 2019-07-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of producing radionuclide lutetium-177 |
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5510091A (en) * | 1993-01-05 | 1996-04-23 | Japan Atomic Energy Research Institute | Method of separating transplutonium elements from lanthanides in acidic solutions by solvent extraction |
| RU2106030C1 (en) * | 1994-10-11 | 1998-02-27 | Научно-производственное объединение "Радиевый институт им.В.Г.Хлопина" | Method for extracting and separating high-melting and rare-earth elements from nitric solutions |
| US5622679A (en) * | 1995-12-13 | 1997-04-22 | Cytec Technology Corp. | Extraction of rare earth elements using alkyl phosphinic acid or salt/tetraalkylammonium salt as extractant |
| RU2291112C2 (en) * | 2005-02-24 | 2007-01-10 | Государственное унитарное предприятие Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" | Method of extraction-type separation of americian and curium |
| RU2695635C1 (en) * | 2018-11-26 | 2019-07-25 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of producing radionuclide lutetium-177 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Д.Н.Шишкин и др. "СИНЕРГЕТИЧЕСКАЯ ЭКСТРАЦИЯ РЗЭ ИЗ РАСТВОРОВ АЗОТНОЙ КИСЛОТЫ СМЕСЬЮ ХДК и ЦС ДБФК В ПОЛЯРНОМ РАСТВОРИТЕЛЕ", ОАО " Радиевый институт им. В. Г. Хлопина", Санкт-Петербург, Радиохимия 58(1), с.34-41, январь 2016. * |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US9284620B2 (en) | Increase in the separation factor between americium and curium and/or between lanthanides in a liquid-liquid extraction operation | |
| JP5457188B2 (en) | Pooled separation of actinides from highly acidic aqueous phases using solvating extractants in salting-out media | |
| Morita et al. | Actinide partitioning from HLW in a continuous DIDPA extraction process by means of centrifugal extractors | |
| US8753420B2 (en) | Method for selectively recovering americium from a nitric aqueous phase | |
| US20130259776A1 (en) | Process for separating americum from other metallic elements present in an acidic aqueous or organic phase and applications thereof | |
| US10249396B2 (en) | Method for the treatment of an aqueous nitric solution resulting from dissolving spent nuclear fuel, said method being performed in a single cycle and without requiring any operation involving reductive stripping of plutonium | |
| US8394346B2 (en) | Method for treating spent nuclear fuel | |
| CN110656247B (en) | Method for extracting and recovering plutonium from plutonium-containing nitric acid solution | |
| Christiansen et al. | Advanced aqueous reprocessing in P&T strategies: process demonstrations on genuine fuels and targets | |
| Vandegrift et al. | Designing and demonstration of the UREX+ process using spent nuclear fuel | |
| CN107245588B (en) | A method of the extraction and recovery neptunium from spentnuclear fuel post-processing waste liquid | |
| US3993728A (en) | Bidentate organophosphorus solvent extraction process for actinide recovery and partition | |
| GB2488089A (en) | Liquid/liquid extraction method for purifying uranium from nitric acid dissolution of natural uranium concentrate | |
| JP2018532691A (en) | Novel asymmetric N, N-dialkylamides, their synthesis and use | |
| RU2762634C2 (en) | Asymmetrical n,n-dialkylamides, in particular used for separation of uranium(vi) from plutonium(iv), their synthesis and application | |
| US20040124141A1 (en) | Cyclic method for separating chemcial elements present in an aqueous solution | |
| US4229421A (en) | Purification of plutonium | |
| Horwitz et al. | Behavior of Americium in the Strip Stages of the TRUEX Process | |
| RU2773142C2 (en) | Method for extraction extraction and separation of ree | |
| US2882124A (en) | Solvent extraction process for plutonium | |
| Healy | Rapid Solvent Extraction Methods for Fission Product Separation and Analysis: Part I: Separation and Analysis of Various Constituents of Irradiated Fuels. Part II: Rapid Method for 95Zr Estimation | |
| JP2007503526A (en) | Method for separating trivalent americium from trivalent curium | |
| US3574531A (en) | Strontium extraction process | |
| RU2545953C2 (en) | Method of extracting molybdenum-99 from solution of irradiated uranium targets | |
| Tkachenko et al. | Dynamic test of extraction process for americium partitioning from the PUREX raffinate |