Экстракционная смесь для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов

Изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке жидких радиоактивных отходов. Заявленная экстракционная смесь состоит из диамида дипиридилдикарбоновой кислоты и полярного фторорганического разбавителя при следующем соотношении компонентов, мол./л: экстрагент - 0,03-0,15; разбавитель - остальное. Техническим результатом является возможность извлечения урана, плутония и америция совместно и отделения их от основной массы редкоземельных элементов и других продуктов деления, а также разделения актинидов на стадии реэкстракции. 1 з.п. ф-лы, 3 ил., 5 табл.

 

Предлагаемое изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке жидких радиоактивных отходов. В современных процессах ядерного топлива образуются радиоактивные отходы различного состава. Одной из наиболее сложных химических задач является отделение минорных актинидов (америций, кюрий) от сопутствующих продуктов деления - редкоземельных металлов (от лантана до тербия) и иттрия.

Известен способ отделения америция и кюрия от редкоземельных элементов с помощью экстракционной смеси на основе диалкилфосфорных кислот - TALSPEAK - процесс (M. Nilsson, K.L. Nash // Solv. Extr. Ion Exch., 2007, V.25, N 6, 665-701).

Известен способ разделения америция и кюрия от редкоземельных элементов с помощью экстракционной смеси на основе карбамоилфосфиноксидов - SETFICS-процесс (Y. Koma, M. Watanabe, S. Nemoto, Y. Tanaka // Solv. Extr. Ion Exch., 1998, V.16, N 6, 1357-1367).

Известен также способ выделения и разделения актинидов с помощью экстракционноых смесей на основе амидов кислот и различных комплексонов (M. Miguirditchian, P. Baron, US Patent application 2011/0002823, Jan. 6, 2011, RU 2009119466 10.12.2010)

Известен также способ отделения америция от РЗЭ с помощью сложной схемы с использованием экстракционной смеси на основе на основе диамидов малоновой кислоты и дигексилфосфорной кислоты - заявка РФ №2008145593 от 27.05.2010., БИ №15

Недостатками указанных экстракционных смесей, использованных для отделения актинидов от редкоземельных элементов, является сложность технологической схемы, невысокие коэффициенты разделения америция и кюрия от европия и гадолиния, высокие содержания комплексонов в реэкстракте.

Известны способы отделения америция от редкоземельных элементов с помощью экстракционных смесей на основе полиазотсодержащих гетероциклических соединений различной структуры (С. Hill Overview of Recent Advances in An (III)/Ln (III) Separation by Solvent Extraction, in "Ion Exchange and Solvent Extraction: A Series of Advances", V.19, Editor: B.A. Moyer, pp 119-193).

Недостатками известных экстракционных смесей на основе полиазотсодержащих гетероциклических соединений является либо возможность их использования только в области низких концентраций азотной кислоты, либо невысокая химическая устойчивость, либо слабая растворимость в органических разбавителях. Указанные недостатки препятствуют применению указанных экстракционных систем в радиохимической технологии.

Наиболее близкой к предлагаемой экстракционной смеси является экстракционная смесь, предложенная для совместного извлечения долгоживущих акгинидов (C. Marie, M. Miguirditchian, et al., WO 2011/009814, 27.01.2011), которая была выбрана в качестве прототипа.

По способу-прототипу азотнокислый раствор, содержащий актиниды, контактируют с экстракционной смесью, представляющую собой раствор N,N,N',N'-тетра алкил-6,6''-(2,2':6',2''-терпиридин)диамида (рисунок 1) в растворителе. В качестве растворителя использовались н-октанол, нитробензол и их смеси с углеводородами.

Недостатком предлагаемой в способе экстракционной смеси является низкая экстракционная способность по отношению америцию, кюрию (коэффициенты распределения не превышают значения 0,3 даже для раствора, содержащего 1 моль/л экстрагента. Коэффициенты распределения урана также очень невелики - менее единицы. Таким образом, по прототипу можно извлечь из смеси актинидов (или из раствора облученного топлива) только плутоний.

Задачей изобретения является обеспечение в одном экстракционном цикле совместного извлечения актинидов и отделения их от основной массы редкоземельных элементов и других продуктов деления.

Поставленная задача достигается использованием в качестве экстракционной смеси замещенных диамидов дипиридилдикарбоновой кислоты (рисунок 2) в полярном фторорганическом разбавителе при следующем соотношении компонентов, моль/л:

экстрагент - 0,03-0,15
разбавитель - остальное

В качестве разбавителей используют следующие соединения: нитробензотрифторид, фенилтрифторметилсульфон, бис-тетрафторпропиловый эфир диэтиленгликоля.

Предлагаемые примеры иллюстрируют возможности применения экстрагента.

Пример 1

Раствор, содержащий 0,1 мол./л диэтил ди(пара-гексил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в мета-нитробензотрифториде, контактируют с раствором, содержащим 3 мол./л азотной кислоты, редкоземельные элементы, некоторые другие продукты деления и индикаторные количества америция-241. Состав раствора приведен в таблице 1. Фазы разделяют и определяют коэффициенты распределения металлов. Данные приведены в таблице 2.

Таблица 1
Состав раствора
Металл Концентрация, мг/л
Fe 5,6
Mo 9,6
Zr 9,1
Sr 8,7
La 13,9
Ce 14,0
Pr 14,1
Nd 14,4
Sm 15,0
Eu 15,2
Gd 15,7
Tb 15,9
Dy 16,3
Ho 16,4
Er 16,7
Tm 16,9
Yb 17,3
Lu 17,5
Таблица 2
Экстракция америция и продуктов деления из раствора 3 мол./л азотной кислоты. Органическая фаза - 0,1 мол./л диэтил ди(пара-гексил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в мета-нитробензотрифториде
Металл D DAm/DMe Металл D DAm/DMe
Am 9,3 - Ho 0,29 32
La 0,81 12 Er 0,26 36
Ce 0,61 15 Tm 0,21 44
Pr 0,57 16 Yb 0,18 52
Nd 0,63 15 Lu 0,15 63
Sm 0,64 15 Fe 0,06 164
Eu 0,52 18 Mo 0,02 387
Gd 0,30 31 Sr <0,01 >900
Tb 0,37 25 Zr 0,44 21
Dy 0,34 28

Пример 2

Раствор, содержащий 0,1 моль/л диэтил ди(пара-гексил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в мета-нитробензотрифториде, контактируют с раствором, содержащим уранилнитрат и азотную кислоту. Фазы разделяют и определяют коэффициенты распределения урана. Данные приведены в таблице 3.

Таблица 3
Экстракция урана в зависимости от концентрации азотной кислоты. Органическая фаза - 0,1 мол./л диэтил ди(пара-гексил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в мета-нитробензотрифториде
Концентрация азотной кислоты, мол./л Коэффициент распределения урана
0,01 0,2
0,1 0,32
0,5 1,3
1,0 14
2,0 180
3,0 >400

Пример 3

Раствор, содержащий азотную кислоту, 10-4 мол./л нитрата европия и индикаторные количества америция-241 и европия -152, контактируют с раствором в диэтил ди(пара-гексил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в метанитробензотрифториде. Фазы разделяют и определяют коэффициенты распределения металлов. Коэффициенты распределения приведены в таблице 4.

Таблица 4
Экстракция америция и европия из азотной кислоты раствором диэтил ди(пара-гексил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в метанитробензотрифториде.
Концентрация Dyp-7, мол./л Экстракция из 5 мол./л азотной кислоты Экстракция из 3 мол./л азотной кислоты
DAm DEu DAm DEu
0,02 1,9 0,22 - -
0,04 4,9 0,45 1,6 0,18
0,05 6,7 0,59 2,0 0,2
0,06 12 0,72 2,3 0,25
0,08 18 1,3 2,9 0,3
0,10 45 1,9 5,2 0,52

Пример 4

Раствор, содержащий 0.1 мол./л диэтил ди(пара-гексил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в мета-нитробензотрифториде, контактируют с раствором, содержащим нитрат плутония (IV) - и азотную кислоту. Фазы разделяют и определяют коэффициенты распределения урана. Данные приведены в таблице 5.

Таблица 5
Экстракция плутония (IV) в зависимости от концентрации азотной кислоты. Органическая фаза - 0,1 мол./л диэтил ди(пара-гексил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в мета-нитробензотрифториде
Концентрация азотной кислоты, мол./л Коэффициент распределения плутония (IV)
0,5 1,3
1,0 8.9
2,0 20
3,0 34
5,0 22

Пример 5

Раствор, содержащий 0,1 мол./л диэтил ди(пара-этил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в нитробензотрифториде, контактируют с раствором, содержащим уранилнитрат (1,9 ммол./л по металлу), нитрат плутония (IV), америция (III), европия (III) в 3 мол./л азотной кислоте. Фазы разделяют и определяют коэффициенты распределения металлов. Коэффициент распределения для урана составил >150, для плутония (IV) - 74, америция (III) - 12, европия - 1,2.

Пример 6

Органический раствор из примера 5 (содержащий уран, плутоний, америций) контактируют с раствором 1 мол./л азотной кислоты. Фазы разделяют и определяют коэффициенты распределения металлов. Коэффициент распределения для урана составил 20, для плутония (IV) - 10, америция (III) - 0,2, европия - 0,03. Таким образом, при изменении концентрации кислоты в водной фазе можно отделить америций от плутония и урана на стадии реэкстракции.

Пример 7

Растворы содержащие, 0,01-0,1 мол./л диэтил ди(пара-гексил фенил)диамида дипиридилдикарбоновой кислоты в фенилтрифторметилсульфоне, контактируют с раствором, содержащим нитраты америция (III) и европия (III) в 3 мол./л азотной кислоте. Фазы разделяют и определяют коэффициенты распределения металлов. Данные приведены на рисунке 3.

Таким образом, показано, что по сравнению со способом-прототипом предлагаемая экстракционная смесь позволяет извлечь уран, плутоний и америций совместно и отделить их от основной массы редкоземельных элементов и других продуктов деления, а также разделить актиниды на стадии реэкстракции.

1. Экстракционная смесь для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов, содержащая нейтральный гетероциклический экстрагент в разбавителе, отличающаяся тем, что в качестве нейтрального экстрагента используют диамиды дипиридилдикарбоновой кислоты формулы:

R, R', R'', R''' - заместители: алкил, либо арил, либо замещенный арил;
а в качестве разбавителя - полярный фторорганический разбавитель при следующем соотношении компонентов, моль/л:

экстрагент 0,03-0,15
разбавитель остальное

2. Экстракционная смесь по п.1, отличающаяся тем, что в качестве разбавителя используют следующие полярные фторорганические соединения: нитробензотрифторид, фенилтрифторметилсульфон, бис-тетрафторпропиловый эфир диэтиленгликоля.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области переработки отходов, содержащих натрий и радиоактивное вещество. .

Изобретение относится к радиохимической технологии, конкретно к очистке жидких радиоактивных отходов. .
Изобретение относится к области определения радиоактивной загрязненности пресных вод. .

Изобретение относится к методам фракционирования долгоживущих радионуклидов при комплексной переработке облученного ядерного топлива (ОЯТ) атомных электростанций (АЭС) и направлено на селективное выделение нептуния из совместного экстракта урана, нептуния, плутония и технеция.

Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов (ЖРО) мембранно-сорбционными методами и применяется для очистки вод радио- и химическитоксичных загрязнений в мобильных установках переработки ЖРО.

Изобретение относится к области защиты окружающей среды и ликвидации последствий аварий, касается процесса высокоэффективной очистки воздуха (газов) от радиоактивных веществ и предназначено для использования в системах газоочистки предприятий, производящих радиоактивные изотопы, и особенно в местах постоянного загрязнения воздушной среды радиоактивными веществами.

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано при очистке и дезактивации оборудования, эксплуатируемого в среде жидкого свинцового теплоносителя, и переработке (обезвреживании) образующихся жидких радиоактивных отходов на стадиях их очистки, концентрирования и отверждения.
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам дезактивации оборудования ядерных паропроизводящих установок с регулированием мощности борной кислотой.

Изобретение относится к способам дезактивации вод открытых водоемов, водных стоков, зараженных радионуклидами, а также для дезактивации нейтральных или щелочных технологических растворов радиохимических производств.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к способам очистки сточных вод атомной и радиохимической промышленности, а также природных водных сред от радиоактивных изотопов.

Изобретение относится к способу обработки радиоактивного раствора, содержащего радионуклиды кобальта совместно с органическим комплексообразователем и радионуклиды цезия. Способ включает введение в исходный радиоактивный раствор окисляющего реагента при обеспечении заданной величины рН раствора и содержащего железо(II) восстанавливающего реагента с восстановлением кобальта(III) до кобальта(II) и декомплексацией последнего, введение осадителя с переводом радионуклидов кобальта и цезия в осадок и его отделение от маточного раствора, содержащего органический комплексообразователь и остаточное количество радионуклидов кобальта и цезия. При этом в качестве окисляющего реагента используют азотную кислоту, содержащий железо(II) реагент вводят в количестве 0,5-2,0 г/л Fe(II) при рН 3,0-3,5 с декомплексацией кобальта образующимися в растворе соединениями железа(III), полученный раствор выдерживают в течение 2-6 часов, в качестве осадителя берут сульфид натрия Na2S в количестве, стехиометрически необходимом для образования при величине рН 4-6 основного коллективного осадка сульфида железа FeS, содержащего радионуклиды кобальта и цезия, при этом маточный раствор подвергают циклу доочистки. Способ обеспечивает снижение количества используемых реагентов и минимальную по отношению к очищаемому раствору массу подлежащего захоронению радиоактивного осадка, а также высокую степень очистки раствора от радионуклидов кобальта и цезия. 7 з.п. ф-лы, 4 пр.

Изобретение относится к диамидам 2,2′-бипиридил-6,6′-дикарбоновых кислот формулы , где X=R1=H, R2=4-C6H13, или X=R1=H, R2=4-Et, или X=R1=H, R2=4-iPr, или X=H, R1=2-Me, R2=4-Me, или X=H, R1=2-Me, R2=5-Me, или X=H, R1=3-Me, R2=4-Ме, или X=R1=H, R2=4-OEt, или X=Br, R1=R2=H, или X=Br, R1=H, R2=4-C6H13, или X=R1=H, R2=2-F, или X=R1=H, R2=3-F, или X=R1=H, R2=4-F, или X=NO2, R1=R2=H. Также изобретение относится к способу получения указанных диамидов. Технический результат: получены новые производные 2,2′-бипиридил-6,6′-дикарбоновых кислот, полезные для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов. 2 н.п. ф-лы.
Изобретение относится к способу разрушения азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений и может быть использовано для переработки растворов, образующихся при производстве и переработке ядерного топлива, содержащих соединения восстановленного азота, а также фосфорсодержащие соединения, к которым относятся растворы от регенерации экстрагента и комплексоны, образующие при упаривании среднеактивных хвостовых растворов неразлагаемые остатки, что не позволяет направлять растворы на остекловывание. Предложенный способ включает окислительную обработку азотсодержащих соединений и фосфорсодержащих соединений азотной кислотой при нагревании в автоклаве при концентрации азотной кислоты от 1 до 8 моль/л и температуре 130-220°C в зависимости от прочности соединений. Техническим результатом является разрушение как неорганических, так и органических азотсодержащих и фосфорсодержащих соединений. 3 з.п. ф-лы, 4 пр.

Заявленное изобретение относится к способу переработки облученного топлива АЭС. Заявленный способ включает совместное экстракционное извлечение урана, плутония, нептуния и технеция 30%-ным трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе из азотнокислого раствора, промывку экстракта этих элементов раствором азотной кислоты, восстановительную реэкстракцию плутония и нептуния с отмывкой от урана с технецием комплексующим восстановителем - ацетогидроксамовой кислотой, селективную восстановительную реэкстракцию технеция раствором того же восстановителя с гидразином и реэкстракцию урана. При этом реэкстракцию технеция проводят во всем блоке его реэкстракции, дополнительно вводя в процесс уран(IV) в смеси с комплексующим восстановителем и гидразином, а процесс разделения урана и технеция проводят до полного извлечения урана (IV), обеспечив его распространение с экстрактом по блоку при отсутствии в реэкстракте технеция путем регулирования соотношения экстрагента и реэкстракта технеция при его отмывке от урана. Техническим результатам является повышение эффективности реэкстракции технеция. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 5 пр.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к переработке жидких радиоактивных отходов, в частности кубовых остатков выпарных установок переработки трапных вод атомных электростанций. Способ удаления радиоактивного изотопа 60Co включает окисление кубового остатка в режиме циркуляции через трубчатый реактор под воздействием жесткого ультрафиолетового излучения ксеноновой лампы, вводимой перекиси водорода и непрерывным инжектированным воздухом в реактор, который предварительно направляют во внутренний электрод лампы, а полученную после этого озоно-воздушную смесь направляют в окисляемый раствор, и выделение активированных продуктов коррозии фильтрацией. Изобретение обеспечивает эффективное удаление радиоактивного изотопа 60Со из кубовых остатков атомных электростанций и экономию количества реагентов для соосадительной доочистки. 2 н.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Заявленное изобретение относится к способу получения совместного раствора U и Pu при переработке облученного ядерного топлива АЭС. Заявленный способ включает предварительную экстракцию U, Pu, Np, Тc из азотнокислого раствора 30%-ным раствором трибутилфосфата в алифатическом разбавителе. Отделение Tc и реэкстракция Pu предусмотрены с помощью раствора обедненного или регенерированного урана в форме U(IV) с очисткой от нептуния с помощью стабилизированного нитратом гидразина раствора U(IV) с повышенной концентрацией азотной кислоты, подаваемого в первую ступень зоны отмывки реэкстракта Pu(III) от U(VI) блока реэкстракции Pu с расходом, обеспечивающим в отмытом реэкстракте Pu(III) весовое соотношение U:Pu до 6. Одновременно осуществляется подача в середину блока небольшого потока слабокислого раствора U(IV) и в конец блока раствора, содержащего 0,1-1,0 моль/л HNO3 и 0,05-0,5 моль/л N2H5NO3 с расходами, обеспечивающими выведение Np(IV) и избытка U(IV) с экстрактом U(VI) с последующим окислением U(IV) и разделением U(VI) и Np. Техническим результатом является совмещение способов совместного получения раствора Pu и обедненного U путем применения для реэкстракции плутония раствора обедненного урана в виде U(IV) и проведение этого процесса в сильнокислотном режиме для очистки Pu от Np. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 пр.

Изобретение относится к способу переработки отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (АЭС) и имеет целью отделение (фракционирование) и локализацию долгоживущих радионуклидов для их последующего захоронения в виде устойчивых матриц. Заявленный способ включает экстракцию урана(+6), плутония(+4), нептуния(+6) и технеция(+7) из азотнокислого раствора разбавленным трибутилфосфатом и циркония в присутствии хрома(+6) с насыщением экстракта актинидами более 85%, а также селективную восстановительную реэкстракцию нептуния(+5) из экстракта с помощью раствора пероксосоединений при содержании азотной кислоты в реэкстракте 0,7-2,5 моль/л с промывкой реэкстракта оборотным экстрагентом. При этом вводимый на реэкстракцию экстракт актинидов разбавляют в протоке оборотным экстрагентом до содержания в нем актинидов 65-82% в экстракте после реэкстракции нептуния и циркония. Техническим результатом является возможность эффективного (более чем на 97%) проведения реэкстракции нептуния совместно с цирконием во втором блоке экстракционной схемы, без промывки экстракта в головном экстракторе при потерях плутония и урана с реэкстрактом нептуния не более 0,1%. 3 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл., 2 пр.

Группа изобретений относится к системе дезактивации семейства радиоактивных веществ. Система дезактивации содержит магнитную композитную частицу для дезактивации; средство магнитного накопления. Магнитная композитная частица имеет многослойную структуру. Включает в себя: магнитную частицу, сформированную в сердцевинном участке; состав захвата, сформированный в поверхностном слое; и промежуточный слой, который покрывает магнитную частицу и сформирован между магнитной частицей и составом захвата, состав захвата и промежуточный слой связаны вместе посредством электростатической связи, магнитная частица имеет средний размер зерна от 1 нм до 10 мм. Имеются варианты магнитной композитной частицы, а также способ изготовления композитной частицы. Группа изобретений позволяет дезактивировать семейство радиоактивных веществ с высокой эффективностью, имеет высокую устойчивость к воздействию окружающей среды. 4 н. и 14 з.п. ф-лы, 51 ил., 3 табл., 205 пр.

Изобретение относится к технологии переработки жидких радиоактивных отходов. Способ переработки жидких радиоактивных отходов включает использование агента для декомплексации кобальта, введение в жидкие радиоактивные отходы сульфидсодержащее вещество и отделение радиоактивного осадка от раствора. В качестве агента декомплексации кобальта используют растворимую соль никеля(II), которую вносят в жидкие радиоактивные отходы, имеющие рН от 3 до 12, вместе с селективным к цезию сорбентом на основе ферроцианида переходного металла. Раствор перемешивают не менее 1 часа. Вводят в него сульфидсодержащее вещество, перемешивают суспензию не менее 0,5 часа. Изобретение позволяет повысить эффективность способа за счет его упрощения, обеспечения высокой степени очистки ЖРО от радионуклидов, имеющих сложный химический и радиохимический состав при широком диапазоне рН исходных растворов. 4 з.п. ф-лы, 6 пр.

Изобретение относится к области химической технологии выделения и концентрирования радионуклидов из азотнокислых растворов и может быть использовано в экстракционных процессах при переработке жидких радиоактивных отходов. Экстракционная смесь для извлечения актинидов из азотнокислых растворов, включающая экстрагент, состоящий из нейтрального органического соединения, и разбавитель на основе производных фторированных спиртов, отличающаяся тем, что в качестве разбавителя она содержит карбонаты фторированных спиртов. Изобретение позволяет повысить растворимость экстрагента и исключить токсичные компоненты из состава экстракционной смеси. 6 з.п. ф-лы, 31 пр., 32 табл.

Изобретение относится к процессам извлечения и концентрирования радионуклидов и может быть использовано в радиохимических технологиях при переработке жидких радиоактивных отходов. Заявленная экстракционная смесь состоит из диамида дипиридилдикарбоновой кислоты и полярного фторорганического разбавителя при следующем соотношении компонентов, мол.л: экстрагент - 0,03-0,15; разбавитель - остальное. Техническим результатом является возможность извлечения урана, плутония и америция совместно и отделения их от основной массы редкоземельных элементов и других продуктов деления, а также разделения актинидов на стадии реэкстракции. 1 з.п. ф-лы, 3 ил., 5 табл.

Наверх