Экстракционная смесь для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов



Экстракционная смесь для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов
Экстракционная смесь для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов
Экстракционная смесь для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов
Экстракционная смесь для выделения актинидов из жидких радиоактивных отходов

Владельцы патента RU 2499308:

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Московский государственный университет им. М.В. Ломоносова"(МГУ) (RU)
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU)

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.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2013-11-20 2013-11-19T19:03:02
Наверх