Способ выделения церия или берклия из облученных материалов

 

Изобретение относится к технологии переработки облученных материалов. Церий или берклий экстрагируют Д2ЭГФК. Затем в раствор вводят простой насыщенный спирт до концентрации, обеспечивающей полноту восстановления церия или берклия. Преимущественно в качестве спирта используют октиловый спирт. Реэкстракцию проводят раствором азотной кислоты с концентрацией 2 моль/л. Результат способа - повышение степени очистки получаемых растворов от катионных примесей, исключение восстановителя из растворов. 1 з.п.ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области технологии переработки облученных материалов и может быть использовано для выделения и очистки церия или берклия, т. к. эти элементы (в отличие от большинства сопутствующих им лантаноидов и актинидов) могут находиться в растворах не только в трех-, но и четырехвалентном состоянии.

На практике широко применяются способы экстракционного извлечения церия (IV) и берклия (IV) растворами ди-2-этилгексилфосфорной кислоты (Д2ЭГФК) с последующей восстановительной реэкстракцией их азотнокислыми растворами, содержащими перекись водорода. Известен способ реэкстракции церия из Д2ЭГФК в виде церия (III) в водную фазу, содержащую 10 моль/л HNO3 и 3% Н2О2 (Рерраrd D. F., Masоn G.W., Моline S.W. // J. Inorg. Nud. Сhem., 1957, 5, р. 141).

Известен способ экстракционного выделения берклия (IV) Д2ЭГФК с последующей восстановительной реэкстракцией его раствором 8 моль/л HNO3, содержащим 1,5 моль/л Н2О2, (Косяков В.Н., Чудинов Э.Г., Швецов И.К. // Радиохимия, 1974, т.16, 5, с.734. Ерин Е.А., Копытов В.В., Витютнев В.М. // Радиохимия, 1976, т.18, 4, с.514).

Однако использование Н2О2 в технологической аппаратуре, изготовленной из нержавеющей стали, приводит к сильному загрязнению концентратов продуктами коррозии, в то время как применяемые способы изготовления источников ионизирующего излучения различного назначения требуют использования препаратов высокой радиохимической чистоты.

Наиболее близким по технологической сущности и достигаемому результату к предлагаемому является способ выделения берклия с использованием в качестве восстановителя берклия (IV) гидразин-нитрат (Hulet Е. К. // Патент США 2909405 от 20.10.1959).

Хотя этот способ и позволяет снизить концентрацию продуктов коррозии, но этого снижения недостаточно для требований, предъявляемых к препаратам по техническим условиям. Кроме того, применение гидразин-нитрата требует введения в технологическую схему дополнительных операций по освобождению реэкстрактов Се (Вk) от восстановителя.

Вышеуказанные недостатки устранены тем, что в способе выделения церия или берклия из растворов облученных материалов, включающем экстракцию церия (IV) или берклия (IV) растворами Д2ЭГФК и реэкстракцию их азотнокислыми растворами, содержащими гидразин-нитрат, перед реэкстракцией церия или берклия в раствор Д2ЭГФК вводят простые насыщенные спирты, например первичный октиловый спирт (ПОС) до концентрации, обеспечивающей полноту восстановления церия или берклия, и реэкстрагируют радионуклиды раствором азотной кислоты (~2 моль/л), не содержащей восстановителя.

При использовании спиртов в качестве восстановителя восстановление церия или берклия протекает в органической фазе и реэкстракт не содержит продуктов разложения восстановителя и самого восстановителя, т.е. получаем бессолевой концентрат.

Проверку эффективности предлагаемого способа проводили в пробирках из нержавеющей стали X18Н10Т с применением радиохимически чистых церия-144 в равновесии с празеодимом-144 и берклия-249.

Пример 1 Церий-144 с объемной активностью 41012 Бк/л окисляли при комнатной температуре до 4-валентного состояния броматом калия (0,3 моль/л) в 6 моль/л азотной кислоте и экстрагировали 0,5 моль/л Д2ЭГФК в н-декане. После тщательного отделения водной фазы в экстрагент, содержащий Се (IV) вводили первичный октиловый спирт (0,15% по объему) и органическую фазу приводили в контакт с равным объемом азотной кислоты (2 моль/л) встряхивая в течение 3 минут, затем разделяли фазы и анализировали их на содержание церия гамма-спектрометрическим методом.

В растворе азотной кислоты объемная активность церия-144 составила ~ 3,91012 Бк/л, что соответствует технологическому выходу 97%.

Пример 2 Берклий с объемной активностью 31010 Бк/л окисляли и выделяли по той же методике, что и церий. В растворе азотной кислоты (реэкстракте) объемная активность берклия-249 составила 2,91010 Бк/л, что соответствует технологическому выходу ~97%.

Результаты по содержанию катионных примесей в реэкстрактах церия и берклия, полученных по прототипу и заявляемому способу, приведены в таблице.

Применение ПОС в качестве восстановителя привело к снижению концентрации катионных примесей в реэкстрактах Се (Вk) в 2-10 раз по сравнению с известным способом восстановительной реэкстракции Се (Вk) с гидразин-нитратом. Введение ПОС в органическую фазу позволяет получать растворы Се (Вk), не содержащие восстановителей.

Формула изобретения

1. Способ выделения церия или берклия из растворов облученных материалов, включающий экстракцию церия (IV) или берклия (IV) раствором Д2ЭГФК и реэкстракцию их азотнокислыми растворами, отличающийся тем, что перед реэкстракцией церия или берклия в органическую фазу вводят простые насыщенные спирты до концентрации, обеспечивающей полноту восстановления церия или берклия, и реэкстрагируют их раствором азотной кислоты ~2 моль/л, не содержащей восстановителя.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что используют первичный октиловый спирт.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к способам переработки ядерного топлива и может быть использовано при переработке урана, обогащенного ураном-235

Изобретение относится к способу и устройству для растворения порошка, состоящего из смеси оксидов урана, плутония и/или смешанных оксидов урана и плутония

Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к экстракционной технологии переработки облученного ядерного топлива с использованием в качестве разбавителя трибутилфосфата в разбавителе

Изобретение относится к экстракционной переработке урановых растворов в азотнокислых средах и позволяет обеспечить безопасные условия ведения экстракционных процессов

Изобретение относится к переработке ОЯТ АЭС и представляет собой способ экстракционной переработки облученного ядерного топлива АЭС с использованием трибутилфосфата в разбавителе

Изобретение относится к области радиохимической промышленности и может быть использовано при экстракционном аффинаже растворов, например уранилнитрата, и очистке его от примесей

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для регенерации отработавших тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов

Изобретение относится к технологии переработки ядерного топлива АЭС

Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при конверсии оружейного плутония в МОКС-топливо

Изобретение относится к технологии изготовления топлива для реакторов, работающих на быстрых, тепловых и промежуточных нейтронах

Изобретение относится к способу и устройству для растворения порошка, состоящего из смеси оксидов урана, плутония и/или смешанных оксидов урана и плутония

Изобретение относится к способу совместного селективного восстановления ионов Pu и Np в азотнокислых растворах и может быть использовано при отделении этих элементов от урана в химической технологии переработки отработавшего ядерного топлива
Изобретение относится к способу переработки оружейного плутония и может быть использовано в технологии приготовления ядерного топлива для энергетических реакторов на основе оксидов плутония

Изобретение относится к области технологии получения соединений для производства топливных элементов ядерных реакторов, в частности трифторида плутония
Изобретение относится к аналитической химии, в частности к способам люминесцентного определения самария
Наверх