SU403330A1 - Способ колличественного извлечени плутони и урана из растворов - Google Patents

Способ колличественного извлечени плутони и урана из растворов

Info

Publication number
SU403330A1
SU403330A1 SU7201742513A SU1742513A SU403330A1 SU 403330 A1 SU403330 A1 SU 403330A1 SU 7201742513 A SU7201742513 A SU 7201742513A SU 1742513 A SU1742513 A SU 1742513A SU 403330 A1 SU403330 A1 SU 403330A1
Authority
SU
USSR - Soviet Union
Prior art keywords
plutonium
uranium
solution
extraction
quantitative extraction
Prior art date
Application number
SU7201742513A
Other languages
English (en)
Inventor
З.В. Ершова
М.Н. Ерофеева
Н.А. Землянухина
Л.А. Иванова
В.П. Керманов
Д.А. Федосеев
Н.Е. Цветаева
Original Assignee
Ershova Z V
Erofeeva M N
Zemlyanukhina N A
Ivanova L A
Kermanov V P
Fedoseev D A
Tsvetaeva N E
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 Ershova Z V, Erofeeva M N, Zemlyanukhina N A, Ivanova L A, Kermanov V P, Fedoseev D A, Tsvetaeva N E filed Critical Ershova Z V
Priority to SU7201742513A priority Critical patent/SU403330A1/ru
Application granted granted Critical
Publication of SU403330A1 publication Critical patent/SU403330A1/ru

Links

Landscapes

  • Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)

Description

1
Изобретение относитс  к способам количественного извлечени  плутони  и урана из растворов, например азотнокислых, и может быть использовано дл  концентрировани  этих элементов, а также в аналитпческих определени х последних.
Известен способ количественного извлечени  плутони  и урана из кислых, например азотнокислых, растворов путем их экстракции четвертичными нитратами аммопп  с последующей реэкстракцией и переработкой реэкстракта. При осуществлении способа достигаетс  достаточно высокое извлечение указанных элементов.
Недостатками известного способа  вл ютс  сложность и длительность процесса во времени, что обусловливаетс  необходимостью предварительного восстановлени  плутони  до четырехвалентного состо ни , нагревани  раствора, а также введени  операции реэкстракции.
Дл  упрощени  и интенсификации процесса предлагаетс  в качестве экстрагента использовать моноизооктиловый эфир метилфосфоновой кислоты и процесс экстрации вести в присутствии ионов трехвалентного железа с последующим отделением от раствора образующегос  при этом осадка, содержащего извлекаемые компопенты, известным путем, например фильтрацией.
Кроме того, процесс экстракции целесообразно вести при соотнощении органической и водной фаз Уо:Ув 1 : Ю.
При осуществлении способа достигаетс  количественное извлечение урана, плутони , а также продуктов распада-тори  (ИХ) и протактини  (ИХ2) при одновременном значительном их концентрировании . Процесс осуществл ют в одну стадию.
Пример. Берут 200 мл азотнокислого 0,3 Н. раствора плутони -239 и урана-238 (в равновесии с продуктами распада Th и Ра) с концентрацией 7,1-10 Ки/л и 3,2-10 Ки/л соответственно. В раствор последовательно ввод т 0,6 мл моноизооктилового эфира метилфосфоновой кислоты; 0,12 мл толуола; 0,8 мл раствора хлорного железа с концентрацией Fe+ 8 мг/мл. Раствор перемешивают в течение 15 мин, отдел ют от раствора фильтрацией образовавшийс  осадок (содержащий уран и плутонпй ) миомфата железа. РГзвлечение плутони  из раствора в органическую фазу 98,5+2,7%; урана 95,5+2,5%. Степень концентрировани  плутони  и урана 1000.

Claims (1)

1. Способ количественного извлечени  плутони  и урана из растворов, например азотнокислых, путем их экстракции, от л и34
чаюплийс  тем, что, с целью упрощени этом осадка, содержащего извлекаемые
и интенсификации процесса, в качествекомпоненты, известным путем, например
экстрагёнта используют моноизооктиловыйфильтрацией.
эфир метилфосфоновой кислоты и процесс2. Способ по п. 1, отличающийс 
экстракции ведут в присутствии ионов5 тем, что процесс экстракции ведут при сотрехвалентного железа с последующим от-отношении органической и водной фаз
делением от раствора образующегос  приУо:Ув 1:10.
403330
SU7201742513A 1972-01-31 1972-01-31 Способ колличественного извлечени плутони и урана из растворов SU403330A1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU7201742513A SU403330A1 (ru) 1972-01-31 1972-01-31 Способ колличественного извлечени плутони и урана из растворов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SU7201742513A SU403330A1 (ru) 1972-01-31 1972-01-31 Способ колличественного извлечени плутони и урана из растворов

Publications (1)

Publication Number Publication Date
SU403330A1 true SU403330A1 (ru) 1978-07-30

Family

ID=20501536

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SU7201742513A SU403330A1 (ru) 1972-01-31 1972-01-31 Способ колличественного извлечени плутони и урана из растворов

Country Status (1)

Country Link
SU (1) SU403330A1 (ru)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
GB1474529A (ru)
GB1528415A (en) Actinide recovery by solvent extraction
CN85105352B (zh) 从放射性废液中分离锕系元素的方法
SU403330A1 (ru) Способ колличественного извлечени плутони и урана из растворов
US4282112A (en) Ruthenium recovery process by solvent extraction
GB1306408A (en) Reprocessing method for fuel and or breeder elements of nuclear reactors
US3122414A (en) Process for recovery of strontium values from fission product waste solutions
GB1452115A (en) Method of selective stripping of plutonium for organic solvents loaded with plutonium
US5510091A (en) Method of separating transplutonium elements from lanthanides in acidic solutions by solvent extraction
US3326811A (en) Processing of irradiated nuclear fuels
JP2551683B2 (ja) ウラン・プルトニウム混合溶液からのウランおよびプルトニウムの分離方法
US4080273A (en) Method for photochemical reduction of uranyl nitrate by tri-N-butyl phosphate and application of this method to nuclear fuel reprocessing
Lerner et al. Separation of rare earths from thorium nitrate
RU2200993C2 (ru) Способ переработки облученных ториевых материалов
US3360346A (en) Process of separation of uranium and thorium starting from a solution containing these two elements
US3836625A (en) Reprocessing of spent nuclear fuel
GB1180921A (en) Improvements in Separation Procedures.
SU514769A1 (ru) Способ извлечени серной кислоты
SU722295A1 (ru) Способ извлечени америци
GB1455095A (en) Process for the recovery of americium curium and other actinide
CN117248115A (zh) 从高放废液中一体化提取锶和镅的工艺流程
GB1207288A (en) Process for the liquid-liquid extraction of uranium and plutonium
RU2031846C1 (ru) Способ разделения нептуния и плутония в азотнокислых растворах
US2967209A (en) Recovery of ruthenium values
GB1070985A (en) A process of recovering strontium,cesium,cerium and rare earth values from radioactive solutions