Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов (варианты)


 


Владельцы патента RU 2522544:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (RU)

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Мо как генератора 99mТc биомедицинского назначения, а также при анализе технологических растворов для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС). Описаны варианты способов селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта. Перерабатываемый радиоактивный раствор обрабатывают экстрагентом, представляющим собой трудно растворимый в водной фазе спирт, в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в качестве которого могут быть использованы гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. Из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Технический результат - получение экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующее раздельное выделение радионуклидов из экстракта, совмещенное в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 2 табл., 12 пр.

 

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при производстве «реакторного» 99Mo как генератора 99mTc биомедицинского назначения или очистка облученного молибдена в альтернативном способе, а также при анализе технологических растворов, для предварительного выделения Мо или Мо и Zr при экстракционной переработке растворов технологии отработавшего ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС), а также при проведении химического анализа этих и других сложных по составу высокоактивных растворов.

В облученном ядерном топливе, кроме подлежащих регенерации урана и плутония, содержатся также такие осколочные элементы как молибден и цирконий. Их присутствие в растворах ОЯТ существенно осложняет переработку из-за склонности указанных элементов к осадкообразованию. Известен способ выведения молибдена и циркония из высокоактивного рафината переработки ОЯТ, заключающийся в прогреве высокоактивного рафината переработки ОЯТ для полного осаждения молибдата циркония [Патент РФ №1739784, Бюл.1 (1994 г)]. Недостатком этого способа является его неприменимость для извлечения микроконцентраций элементов вследствие их достаточно высокой остаточной растворимости.

При выделении молибдена медицинского назначения из облученных урановых мишеней большое значение имеет как быстрота процесса, так и степень очистки от сопутствующих радионуклидов. Известен способ, заключающийся в совместной экстракции урана, циркония и молибдена раствором ди-2этилгексилфосфорной кислоты в разбавителе и последующей селективной реэкстракции молибдена азотнокислым раствором пероксида водорода [Зыков М.П., Кодина Г.Е.. Радиохимия, 1999, т.41, №3, с.193-204].

Недостатком способа является невозможность получения циркониевого продукта, очищенного от урана.

Наиболее близким к заявляемому решению является способ обработки высокоактивных рафинатов от регенерации топлива АЭС (патент Ru 2080666, опуб. 27.05.97, Бюл.15), заключающийся в селективном извлечении циркония и молибдена из радиоактивных растворов путем обработки исходного раствора экстрагентом - ТБФ в неполярном разбавителе, с введением комплексообразователя, в частности, алифатических гидроксамовых кислот, и последующим выделением молибдена, циркония и комплексообразователя путем обработки органической фазы раствором щелочного характера для подготовки экстрагента к повторному использованию. Данный способ принят за прототип.

Основным недостатком прототипа является способность экстрагента извлекать уран, плутоний, технеций из исходного раствора, что делает способ неприменимым для большинства технологических растворов из-за наличия в них указанных элементов.

Предлагаемым способом решается задача селективного экстракционного извлечения значительной части молибдена или совместно молибдена и циркония из радиоактивных растворов с получением экстракта, очищенного от альфа- и гамма-радиоактивных примесей более чем в 100 раз, и последующим выделением радионуклидов из экстракта, совмещенным в заключительной стадии процесса с регенерацией экстрагента. В качестве радиоактивных растворов могут быть использованы растворы переработки ОЯТ, растворы облученных урановых мишеней, концентраты молибдена медицинского назначения.

Для достижения указанного технического результата перерабатываемый радиоактивный раствор, содержащий 0,1-5 моль/л HNO3, обрабатывают экстрагентом в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, что обеспечивает достаточно полное извлечение молибдена и циркония в органическую фазу. В качестве экстрагента могут быть использованы трудно растворимые в водной фазе жидкие спирты, а в качестве комплексообразователя - ароматические гидроксамовые кислоты или алифатические гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12. Гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов менее 6 являются водорастворимыми, а при использовании гидроксамовых кислот с числом углеродных атомов более 12, на стадии щелочной обработки экстрагента будут образовываться трудно расслаивающиеся эмульсии. Рафинат, очищенный от циркония и молибдена, после окислительной обработки поступает на экстракционное извлечение четновалентных актинидов, в случае если их извлечение предусмотрено регламентом производства, а из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Повышение температуры при проведении экстракции понижает потери молибдена и циркония с рафинатом. При этом верхний предел температуры экстракции 70°С определяется термической неустойчивостью гидроксамовых кислот при повышенной температуре.

После обработки высокоактивных растворов в них вплоть до полного химического и радиационно-химического разрушения остаются восстановители, некоторое количество растворенных гидроксамовых кислот и высших спиртов. Для их направления на экстракционную переработку для ускоренного разложения примесей введенных веществ может быть применена ускоренная окислительная обработка, в частности нагревание до 60-80°С с добавлением Cr(VI).

При необходимости более глубокой очистки экстракта в непрерывном процессе его промывают 1-2 раза (на 1-2 ступенях) 0,1-4,0 моль/л азотной кислотой, а промывной раствор присоединяют к рафинату 1 стадии процесса и обрабатывают экстрагентом, который затем используется на первой стадии. При этом очистка загрязнений возрастает еще в 10-20 раз.

Реэкстракцию радионуклидов из экстракта для подготовки экстрагента к повторному использованию проводят раствором щелочного характера, например раствором карбоната однозарядного катиона, содержащим комплексообразующие добавки, например диэтилентриаминпентауксусную кислоту (ДТПА), а выделение радионуклидов из экстракта проводят сублимацией экстрагента при пониженном давлении и повышении температуры экстракта выше температуры кипения экстрагента. При раздельном получении концентратов Мо и Zr последний реэкстрагируют раствором 5-6 моль/л HNO3 или до 0,01 моль/л ДТПА в 1-2 моль/л HNO3 до проведения карбонатной реэкстракции молибдена.

В непрерывном или постоянно действующем технологическом процессе экстрагент периодически или непрерывно подвергают обработке раствором 0,1-1 моль/л NaOH для удаления продуктов деструкции экстрагента.

В случае присутствия в перерабатываемом растворе значительного количества окислителей или плутония(IV), экстрагируемого гидроксамовыми кислотами, для достижения указанного технического результата исходный раствор предварительно обрабатывают восстановителем или восстановителем с неэкстрагируемым комплексообразователем, после чего скорректированный радиоактивный раствор, содержащий 0,1-5 моль/л HNO3, обрабатывают экстрагентом в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, что обеспечивает достаточно полное извлечение циркония и молибдена в органическую фазу. В качестве экстрагента могут быть использованы трудно растворимые в водной фазе жидкие спирты, а в качестве комплексообразователя - ароматические гидроксамовые кислоты или алифатические гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов 6-12. Гидроксамовые кислоты с числом углеродных атомов менее 6 являются водорастворимыми, а при использовании гидроксамовых кислот с числом углеродных атомов более 12, на стадии щелочной обработки экстрагента будут образовываться трудно расслаивающиеся эмульсии. Рафинат, очищенный от циркония и молибдена, после окислительной обработки поступает на экстракционное извлечение четновалентных актинидов, в случае если их извлечение предусмотрено регламентом производства, а из экстракта выделяют молибден или молибден и цирконий в компактном виде сублимацией или реэкстракцией. Повышение температуры при проведении экстракции понижает потери молибдена и циркония с рафинатом. При этом верхний предел температуры экстракции 70°С определяется термической неустойчивостью гидроксамовых кислот при повышенной температуре.

При обработке исходного раствора восстановителем пользуются известными способами, например обработкой гидразиннитратом в течение 1-20 мин. или смесью гидразина и гидроксиламина [Мелентьев А.Б., Машкин А.Н., Тугарина О.В., Колупаев Д.Н. и др. Радиохимия - 2011. - Т.53, №2. - С.150-154], восстанавливающей не только плутоний, но и технеций(УИ). Использование аскорбиновой кислоты в качестве восстановителя приводит к одновременному подавлению экстракции циркония.

После обработки высокоактивных растворов в них вплоть до полного химического и радиационно-химического разрушения остаются восстановители, некоторое количество растворенных гидроксамовой кислоты и высших спиртов. Для их направления на экстракционную переработку для ускоренного разложения примесей введенных веществ может быть применена ускоренная окислительная обработка, в частности нагревание до 60-70°С с добавлением Cr(VI).

При необходимости более глубокой очистки экстракта в непрерывном процессе его промывают 1-2 раза (на 1-2 ступенях) 0,1-4,0 моль/л азотной кислотой, а промывной раствор присоединяют к рафинату 1 стадии процесса и обрабатывают экстрагентом, который затем используется на первой стадии. При этом очистка от загрязнений возрастает еще в 10-20 раз.

Реэкстракцию радионуклидов из экстракта для подготовки экстрагента к повторному использованию проводят раствором щелочного характера, например раствором карбоната однозарядного катиона, содержащим комплексообразующие добавки, например диэтилентриаминпентауксусную кислоту (ДТПА), а выделение радионуклидов из экстракта проводят сублимацией экстрагента при пониженном давлении и повышении температуры экстракта выше температуры кипения экстрагента. При раздельном получении концентратов Мо и Zr последний реэкстрагируют раствором 5-6 моль/л HNO3 или до 0,01 моль/л ДТПА в 1-2 моль/л HNO3 до проведения карбонатной реэкстракции молибдена.

В непрерывном или постоянно действующем технологическом процессе экстрагент периодически или непрерывно подвергают обработке раствором 0,1-1 моль/л NaOH для удаления продуктов деструкции экстрагента.

Пример 1.

Модельный раствор ОЯТ ВВЭР, содержащий 300 г/л урана, 2 моль/л HNO3, индикаторные количества 241Am и 154Eu, а также молибден и цирконий в соответствии с выгоранием 40 ГВт*сут/т без предварительной обработки восстановителем и комплексообразователем обработали экстрагентом - октанолом, содержащим 25 г/л бензилгидроксамовой кислоты, для селективного извлечения циркония и молибдена. Молибден и цирконий извлечены в экстракт более чем на 99%, с очисткой от урана и гамма-излучателей более 103. Оставшийся после селективного извлечения циркония и молибдена рафинат, прогрели при температуре 60-80°С, после чего передали на экстракционное извлечение четновалентных актинидов.

Экстракт, содержащий молибден и цирконий, обработали раствором содержащим 1 моль/л метиламинкарбоната (МАК) в присутствии 20 г/л ДТПА. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Мо и Zr. Органическая фаза, не содержавшая указанные радионуклиды, была возвращена для повторного использования.

Для удаления накопившейся в экстрагенте карбоновой кислоты, провели промывку органической фазы раствором 0,1-1 моль/л NaOH.

Пример 2.

Модельный раствор, аналогичный Примеру 1, обработали октанолом, содержащим 25 г/л бензилгидроксамовой кислоты, для селективного извлечения циркония и молибдена при термостатировании до 70°С. Оставшийся после селективного извлечения циркония и молибдена рафниат, обработали раствором содержащим Cr(VI) с концентрацией 1 г/л, после чего передали на экстракционное извлечение четновалентных актинидов.

Далее аналогично Примеру 1.

Пример 3.

Экстракт, содержащий молибден и цирконий, аналогичный Примеру 1, поместили в колбу ротационно-вакуумного испарителя (РВИ) и при остаточном давлении 25 мм рт.ст. отогнали экстрагент. Отогнанный экстрагент не содержал Мо и Zr и был возвращен для повторного использования.

Пример 4.

Для раздельного выделения молибдена и циркония, экстракт, содержащий молибден и цирконий, аналогичный Примеру 1, обработали раствором азотной кислоты с концентрацией 5-6 моль/л для селективного извлечения Zr. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Zr.

Далее экстракт, содержащий только молибден, подвергся обработке раствором, содержащим 1 моль/л метиламин карбоната (МАК) в присутствии 20 г/л ДТПА. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Мо. Органическая фаза, не содержавшая указанный радионуклид, была возвращена для повторного использования.

Для удаления накопившейся в экстрагенте карбоновой кислоты, провели промывку органической фазы раствором 0,1-1 моль/л NaOH.

Пример 5.

Для раздельного выделения молибдена и циркония, экстракт, содержащий молибден и цирконий, аналогичный Примеру 1, обработали азотнокислым раствором ДТПА. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Zr.

Далее аналогично Примеру 4.

Пример 6.

Концентрат осколочного молибдена медицинского назначения, содержащий 2 моль/л HNO3, 120 мг/л молибдена и уран, определение концентрации которого в присутствии молибдена занимает 2 месяца (полный распад Мо), последовательно обработали двумя порциями октанола-1, содержащего 15 г/л каприлгидроксамовой кислоты. Более 99% молибдена извлечены в первый экстракт, оставшееся количество во второй. В рафинате после установления радиационного равновесия в течении 3 суток (99mTc-99Тс) был обнаружен уран в количестве 7 мкг/л. Молибден менее 5 мкг/л.

Экстракт поместили в колбу ротационно-вакуумного испарителя (РВИ) и при остаточном давлении 25 мм рт.ст. отогнали экстрагент. Отогнанный экстрагент не содержал Мо и был возвращен для повторного использования.

Пример 7.

Концентрат аналогичный Примеру 6, последовательно обработали двумя порциями октанола-2, содержащего 25 г/л ароматической бензилгидроксамовой кислотой (БГК). Более 99% молибдена извлечены в первый экстракт, оставшееся количество во второй. В рафинате после установления радиационного равновесия в течении 3 суток (99mTc-99Тс) был обнаружен уран в количестве 7 мкг/л. Молибден менее 5 мкг/л.

Экстракт, содержащий молибден, подвергся обработке раствором содержащим 1 моль/л метиламмин карбоната (МАК) в присутствии 20 г/л ДТПА. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Мо. Органическая фаза, не содержавшая указанный радионуклид, была возвращена для повторного использования.

Для удаления накопившейся в экстрагенте карбоновой кислоты, провели промывку органической фазы раствором 0,1-1 моль/л NaOH. Длительность расслаивания фаз на этой операции составила 1 минуту.

Пример 8.

Концентрат аналогичный Примеру 6, последовательно обработали двумя порциями октанола-2, содержащего 25 г/л лаурилгидроксамовой кислоты (ЛГК). Более 99% молибдена извлечены в первый экстракт, оставшееся количество во второй. В рафинате после установления радиационного равновесия в течении 3 суток (99mTc-99Тс) был обнаружен уран в количестве 7 мкг/л. Молибден менее 5 мкг/л.

Экстракт, содержащий молибден, подвергся обработке раствором содержащим 1 моль/л метиламмин карбоната (МАК) в присутствии 20 г/л ДТПА. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Мо. Органическая фаза, не содержавшая указанный радионуклид, была возвращена для повторного использования.

Для удаления накопившейся в экстрагенте карбоновой кислоты, провели промывку органической фазы раствором 0,1-1 моль/л NaOH. Длительность расслаивания фаз на этой операции составила 15 минут.

Пример 9.

Раствор ОЯТ ВВЭР - 1000 с выгоранием 60 ГВт·сут/т ТМ содержащий 50 г/л U, обрабатывали восстановителем - азотнокислым раствором гидразиннитрата, с получением в конечном растворе 0,1 моль/л гидразин нитрата и 2 моль/л HNO3. После чего, скорректированный исходный раствор, обрабатывали деканолом, содержащим 25 г/л бензилгидроксамовой кислоты, для селективного извлечения циркония и молибдена. Полученный экстракт циркония и молибдена и рафинат проанализировали на содержание основных компонентов. Результаты представлены в таблице 1.

Таблица 1.
Продукт Концентрации анализируемых компонентов
HNO3, моль/л U, г/л Pu, мг/л Мо, мг/л Zr, мг/л Σα, Бк/л Σγ, Бк/л
Скорректированный исходный раствор 2 37,8 330 140 - 2,8·1010 5,2·1011
Экстракт циркония и молибдена 0,5 5 175 184 3,4·108
Рафинат 2 37,3 320 <5 <15 2,8·1010 5·1011
Продукт Альфа-спектр, % от Σα Гамма-спектр, Бк/л
239Pu 240Pu 241Am 238Pu 244Cm 137Cs 134Cs 154Eu 241Am 144Се 106Ru
Скорректированный исходный раствор 3,7 28 64 2,4·1011 1,6·1011 1,3·1010 2,1·109 1,0·1011 1,7·109
Экстракт циркония и молибдена 12,8 86,1 1,1 1,3·107 8,4·106 2,1·108 6,7·106 1,1·109 1,4·108
Рафинат 3,7 28 64 2,4·1011 1,6·1011 1,3·1010 2,1·109 9,9·1010 1,6·109

На основании полученных экспериментальных данных можно сделать вывод, что молибден и цирконий извлечены из исходного раствора полностью. Очистка от альфа-излучателей составила 2 порядка, основное альфа загрязнение экстракта обусловлено плутонием. Очистка от цезия превысила 10000, от америция, европия и церия очистка составила около 100.

Оставшийся после селективного извлечения циркония и молибдена рафниат, прогревали при температуре 60-80°С, после чего передали на экстракционное извлечение четновалентных актинидов.

Экстракт, содержащий молибден и цирконий, подвергся обработке раствором содержащим 1 моль/л метиламин карбоната (МАК) в присутствии 20 г/л ДТПА. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Мо и Zr. В органической фазе указанные радионуклиды обнаружены не были. Экстрагент направлен на повторное использование.

Для удаления накопившейся в экстрагенте карбоновой кислоты, провели промывку органической фазы раствором 0,1-1 моль/л NaOH. Длительность расслаивания фаз на этой операции составила 1 минуту.

Пример 10.

Скорректированный исходный раствор, аналогичный Примеру 9, обрабатывали деканолом, содержащим 25 г/л бензилгидроксамовой кислоты, для селективного извлечения циркония и молибдена при термостатировании до 70°С. Оставшийся после селективного извлечения циркония и молибдена рафниат, обработали раствором содержащим Cr(VI) с концентрацией 1 г/л, после чего передали на экстракционное извлечение четновалентных актинидов.

Для раздельного выделения молибдена и циркония, экстракт, содержащий молибден и цирконий, аналогичный Примеру 9, обрабатывают раствором азотной кислоты с концентрацией 5-6 моль/л для селективного извлечения Zr. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Zr.

Далее экстракт, содержащий только молибден, подвергся обработке раствором, содержащим 1 моль/л метиламмин карбоната (МАК) в присутствии 20 г/л ДТПА. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Мо. Органическая фаза, не содержавшая указанный радионуклид, была возвращена для повторного использования.

Пример 11.

Скорректированный исходный раствор, аналогичный Примеру 9, обрабатывали деканолом, содержащим 25 г/л лаурилгидроксамовой кислоты, для селективного извлечения циркония и молибдена при термостатировании до 70°С. Оставшийся после селективного извлечения циркония и молибдена рафниат, обработали раствором содержащим Cr(VI) с концентрацией 1 г/л, после чего передали на экстракционное извлечение четновалентных актинидов.

Экстракт, содержащий молибден и цирконий, подвергся обработке раствором содержащим 1 моль/л метиламин карбоната (МАК) в присутствии 20 г/л ДТПА. После обработки в водной фазе было обнаружено более 99,9% Мо и Zr. В органической фазе указанные радионуклиды обнаружены не были. Экстрагент направлен на повторное использование.

Для удаления накопившейся в экстрагенте карбоновой кислоты, провели промывку органической фазы раствором 0,1-1 моль/л NaOH. Длительность расслаивания фаз на этой операции составила 15 минуту.

Пример 12.

Раствор ОЯТ ВВЭР - 1000 с выгоранием 60 ГВт-сут/т ТМ содержащий 50 г/л U, обрабатывали восстановителем с комплексообразователем - азотнокислым раствором гидразиннитрата с аскорбиновой кислотой (АК), с получением в конечном растворе 0,1 моль/л гидразин нитрата, 2 г/л АК и 2 моль/л HNO3, после чего, скорректированный исходный раствор обрабатывали деканолом, содержащим 13 г/л каприлгидроксамовой кислоты, для селективного извлечения молибдена. Полученный экстракт молибдена и рафинат проанализировали на содержание основных компонентов. Результаты представлены в таблице 2.

Таблица 2.
Продукт Концентрации анализируемых компонентов
HNO3, моль/л U, г/л Pu, мг/л Мо, мг/л Zr, мг/л Σα, Бк/л Σγ, Бк/л
Скорректированный исходный раствор 2 37,8 330 140* 184 2,8·1010 5,2·1011
Экстракт молибдена 0,5 <1 175 <15 3,4·108
Рафинат 2 37,3 330 <5 170 2,8·1010 5·1011
Продукт Альфа-спектр, % от Σα Гамма-спектр, Бк/л
239Pu 240Pu 241Am 238Pu 244Cm 137Cs 134Cs 154Eu 241Am 144Се 106Ru
Скорректированный исходный раствор 3,7 28 64 2,4·1011 1,6·1011 1,3·1010 2,1·109 1,0·1011 1,7·109
Экстракт молибдена 12,8 86,1 1,1 1,3·107 8,4·106 2,1·108 6,7·106 1,1·109 1,4·108
Рафинат 3,7 28 64 2,4·1011 1,6·1011 1,3·1010 2,1·109 9,9·1010 1,55·109

На основании полученных экспериментальных данных можно сделать вывод, что молибден извлечен из исходного раствора полностью. Очистка от альфа-излучателей составила 2 порядка, основное альфа загрязнение экстракта обусловлено плутонием. Очистка от цезия превысила 10000, от америция, европия и церия очистка составила около 100.

Экстракт поместили в колбу ротационно-вакуумного испарителя (РВИ) и при остаточном давлении 25 мм рт.ст. отогнали экстрагент. Отогнанный экстрагент не содержал Мо и был возвращен для повторного использования.

1. Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов, включающий обработку исходного раствора экстрагентом в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в частности алифатических гидроксамовых кислот, с последующим выведением из экстракта радионуклидов, отличающийся тем, что экстракцию Мо или Мо совместно с Zr проводят с использованием в качестве экстрагента трудно растворимых в водной фазе жидких спиртов с добавлением комплексообразователя, в частности ароматических гидроксамовых кислот или алифатических гидроксамовых кислот с числом углеродных атомов 6-12, экстракт промывают раствором слабой азотной кислоты с концентрацией 0,1-4,0 моль/л и выделяют радионуклиды совместно или раздельно из экстракта сублимацией экстрагента или реэкстракцией.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что радиоактивными растворами являются растворы переработки ОЯТ, растворы облученных урановых мишеней, концентраты облученного молибдена биомедицинского назначения.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что экстракцию радионуклидов проводят при температуре до 70°С.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что выделение радионуклидов из экстракта проводят сублимацией экстрагента при пониженном давлении.

5. Способ по п.1, отличающийся тем, что реэкстракцию радионуклидов проводят с использованием растворов карбонатов однозарядных катионов в присутствии ДТПА.

6. Способ по п.1, отличающийся тем, что реэкстракцию Zr до карбонатной реэкстракции Мо проводят 5-6 моль/л HNO3 или азотнокислым раствором ДТПА.

7. Способ по п.5, отличающийся тем, что периодическое удаление из экстрагента накопившихся карбоновых кислот проводят промывкой раствором 0,1-1 моль/л NaOH.

8. Способ по п.1, отличающийся тем, что обработку растворов ОЯТ после извлечения Zr и Мо для последующей экстракции четновалентных актинидов проводят путем нагревания при 60-80°С или путем добавления Cr(VI).

9. Способ селективного извлечения радионуклидов из радиоактивных азотнокислых растворов, включающий обработку скорректированного раствора экстрагентом в присутствии экстрагируемого комплексообразователя, в частности алифатических гидроксамовых кислот, с последующим выведением из экстракта радионуклидов, отличающийся тем, что исходный раствор подвергают обработке восстановителем или восстановителем с неэкстрагируемым комплексообразователем, после чего экстракцию Мо или Мо совместно с Zr проводят с использованием в качестве экстрагента трудно растворимых в водной фазе жидких спиртов с добавлением комплексообразователя, в частности ароматических гидроксамовых кислот или алифатических гидроксамовых кислот с числом углеродных атомов 6-12, экстракт промывают раствором слабой азотной кислоты с концентрацией 0,1-4,0 моль/л и выделяют радионуклиды совместно или раздельно из экстракта сублимацией экстрагента или реэкстракцией.

10. Способ по п.9, отличающийся тем, что радиоактивными растворами являются растворы переработки ОЯТ, растворы облученных урановых мишеней, концентраты облученного молибдена биомедицинского назначения.

11. Способ по п.9, отличающийся тем, что восстановительную обработку исходного раствора для удержания в нем плутония при экстракции проводят с помощью гидразиннитрата или смеси последнего с нитратом или хлоридом гидроксиламина, а для удержания совместно плутония и циркония к гидразиннитрату добавляют аскорбиновую кислоту или ДТПА.

12. Способ по п.9, отличающийся тем, что экстракцию радионуклидов проводят при температуре до 70°С.

13. Способ по п.9, отличающийся тем, что выделение радионуклидов из экстракта проводят сублимацией экстрагента при пониженном давлении.

14. Способ по п.9, отличающийся тем, что реэкстракцию радионуклидов проводят с использованием растворов карбонатов однозарядных катионов в присутствии ДТПА.

15. Способ по п.9, отличающийся тем, что реэкстракцию Zr до карбонатной реэкстракции Мо проводят 5-6 моль/л НNО3 или азотнокислым раствором ДТПА.

16. Способ по 14, отличающийся тем, что периодическое удаление из экстрагента накопившихся карбоновых кислот проводят промывкой раствором 0,1-1 моль/л NaOH.

17. Способ по п.9, отличающийся тем, что обработку растворов ОЯТ после извлечения Zr и Мо для последующей экстракции четновалентных актинидов проводят путем нагревания при 60-80°С или путем добавления Cr(VI).



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к способу отверждения жидких высокоактивных отходов с целью переведения их в компактный материал, пригодный для долговременного и безопасного хранения.
Изобретение относится к гидрометаллургии урана и может быть использовано для утилизации маточников, образующихся при получении тетрафторида урана из азотнокислых растворов с использованием процессов экстракции, реэкстракции и термообработки соединений урана, получаемых из реэкстрактов с получением диоксида урана и дальнейшей его обработкой хлоридно-фторидными растворами.

Изобретение относится к области переработки гетерогенных жидких радиоактивных отходов (ЖРО), в частности к переработке отработавших мелкодисперсных абразивных фильтроматериалов, и может быть использовано при переработке отработавшего фильтроперлита (ФП) систем спецводоочисток.
Изобретение относится к переработке жидких радиоактивных отходов, образующихся в процессе переработки ОЯТ. Описан способ переработки технециевых растворов, включающий осаждение технеция из азотнокислых растворов с концентрацией азотной кислоты или нитрат-иона, не превышающей 3 моль/л, концентрированными водными растворами о-фенантролиновых или α-бипиридильных комплексов двухвалентных переходных металлов, или смешанными комплексами указанных органических соединений, или смешанными комплексами, содержащими о-фенантролин или α-бипиридил с двухосновными аминами.

Заявленное изобретение относится к способам обезвреживания жидких радиоактивных отходов ядерных энергетических установок, загрязненных нефтепродуктами, продуктами коррозии и синтетическими поверхностно-активными веществами, в полевых условиях.

Изобретение относится к технологии переработки жидких отходов, в том числе и радиоактивных отходов (РАО). .
Изобретение относится к области атомной техники и касается технологии переработки высокосолевых жидких радиоактивных отходов низкого и среднего уровня активности, содержащих до 30% органических веществ, путем включения их в магнезиальный цемент.

Изобретение относится к области переработки жидких и пульпообразных радиоактивных отходов (РАО), образующихся при регенерации облученного ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в радиохимической промышленности.

Изобретение относится к области переработки радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к способу определения оптимальных параметров растворения оксидов переходных металлов в растворах, содержащих комплексообразующий агент, и может быть использовано в атомной энергетике.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к оборудованию и методам обращения с радиоактивными отходами. Изобретение может использоваться при резке трубопроводов в труднодоступных зонах нефтехимической, газовой промышленности и общем машиностроении.

Изобретение относится к горному делу и может быть использовано при разведке, проектировании и эксплуатации полигонов глубинного захоронения жидких промышленных отходов, а так же при использовании водоносных горизонтов, содержащих высокоминерализованные подземные воды, для других целей.

Изобретение относится к области разделения жидких сред выпариванием. .
Изобретение относится к технологии рециклирования ядерных энергетических материалов, а именно к способам очистки гексафторида урана от фторидов рутения, и может быть использовано для возврата урана, выделенного из отработавшего ядерного топлива, в топливный цикл легководных реакторов.

Изобретение относится к области подземного захоронения биологически опасных сточных вод различных предприятий, очистка и переработка которых затруднена, а сброс в открытые водоемы невозможен.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к области переработки отработавшего ядерного топлива. .

Изобретение относится к области гидрометаллургии и водным методам переработки облученного ядерного топлива атомных электростанций (ОЯТ АЭС) в части методов внутрицикловой регенерации оборотного экстрагента, состоящего из нейтральных и/или кислых фосфорсодержащих соединений и углеводородного разбавителя, от продуктов их деградации и остаточных целевых и/или нецелевых металлов.
Изобретение относится к области переработки и обезвреживания высокоактивных пульп и может быть использовано на радиохимических производствах. .
Изобретение относится к материалам с нейтронопоглощающими свойствами для защиты от нейтронного излучения. Предложен термостойкий нейтронозащитный материал, состоящий из магнийфосфатного связующего (24-33 мас.%) и порошковой части (76-67 мас.%), при этом порошковая часть содержит гидрид титана ТiH2 (90,3-95,5 мас.%), оксид магния MgO (2,7-4,5 мас.%) и карбид бора В4С (1,8-5,2 мас.%). Компоненты перемешивают до однородного состояния и заливают в специальную полость, а после отвердевания подвергают термической обработке. Технический результат: полученный материал обладает долговременной механической прочностью, термостойкостью до ≈300°С, высокой теплопроводностью, температурным коэффициентом линейного расширения, близким к коэффициенту конструкционных сталей, и большой удельной плотностью содержащихся в нем водорода и бора, что обеспечивает высокие коэффициенты ослабления нейтронного излучения. 1 табл.
Наверх