Способ извлечения актинидов
ОПИСАНИЕ
ИЗОБРЕТЕ Н ИЯ
К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ о ) 84П40
6еве Сееетекнк
9епиалистическнх
Республик (61) Дополнительное к авт. свид-ву— (22) Заявлено 07.02.80 (21) 2879543/23-26 с присоединением заявки— (23) Приоритет— (43) Опубликовано 15.04.82. Бюллетень № 14 (45) Дата опубликования описания 15.04.82 (51)M.Кл. В 01 91104
С 01 G43/00
С 01 G 56/00
Гасударственный кемитет
СССР пе делам иэебретеиий и открытий (53) УДК 546.79 (088.8) (72) Авторы изобретения
А. М. Розен, А. С. Никифоров, В. С. Шмидт, Н. А. Карташева, 3. И. Николотова, А. П. Иложев, В. И. Землянухин, А. И. Карелин, E. И. Микерин, В. И. Основин и К. А. Петров (71) Заявитель (54) СПОСОБ ИЗВЛЕЧЕНИЯ АКТИНИДОВ
Изобретение относится к гидрометаллургии, в частности к экстракционной технологии извлечения актинидных элементов из азотнокислых растворов облученного ядерного топлива, и может быть использовано для извлечения и очистки урана, плутония, нептуния.
Известен способ извлечения актинидных элементов из водных растворов ядерного топлива путем экстракции трибутилфосфа- 10 том (C4HsO) a PO (ТБФ), применяемым в виде 20 — 40%-ного раствора в углеводородном разбавителе (1).
Способ заключается в том, что азотнокислый раствор облученного ядерного топ- 15 лива подвергают противоточной экстракции раствором трибутилфосфата в предельных углеводородах. При этом актинидные элементы и некоторое количество продуктов деления переходят в органическую фазу. 20
Последние частично отмывают в промывной секции экстрактора. Промытый экстракт направляют на блок разделения, где из органического раствора вымывают плутоний и нептуний. После этого органический рас- 25 твор, содержащий уран, направляется на реэкстракцию урана, проводимую подкисленной водой. Заключительная операция— содовая промывка экстрагента с целью удаления продуктов гидролиза. Ради улуч- 30 щения очистки от продуктов деления некоторые из указанных операций могут повторяться.
Недостатками способа являются высокая растворимость ТБФ в водных растворах, приводящая к загрязнению извлекаемых компонентов фосфором, а также ограниченная растворимость комплексов с четырехвалентными элементами (плутонием, торием), приводящая к образованию 3-ей (жидкой) фазы.
Наиболее близким к изобретению по технической сущности и достигаемому результату является способ извлечения актинидов из азотнокислых растворов разветвленным фосфорорганическим эфиром— триизобутилфосфатом (ТиБФ) 12). Его растворимость в водных растворах приблизительно в 1,5 раза ниже, чем у ТБФ.
Недостатками прототипа являются низкая растворимость его комплексов с четырех и шестивалентными актинидами в углеводородных разбавителях, в связи с чем при экстракции (например уранилнитрата) образуется третья (твердая) фаза и, кроме того, относительно высокая растворимость
ТиБФ в водной фазе (около 0,3 г/л).
Целью изобретения является устранение образования третьей фазы и снижение растворимости экстрагента в водных растворах.
841140
Таблица 1
Образование
3-ей фазы с актннидами о х л е х о о cs
f х а.о о а-х о х аЕ»
0 0
5I о аБ о хо л
Ю о х
Г а, о о
=(х
v Ц х х
Z N ц о
o о а . х о х О" х а, а о Ю х v оох <.) а. cd а„х л х о о х х ох m O dd х а. о а «(х охи U х а. о х о ц х gl х х &. л О х х v x О х Ql х о Я III Л х х х л «а х а, о > х 1 .Я, х о v x 6-ти Экстрагент 4-х валентными 0 2 (PU, T11) 99,99 99,99 99,99 99 99 99,99 99,99 7БФ ТиБФ иБДиАФ ТиАФ Смесь ТиАФ: иБДиАФ ДиБиОФ ТиГФ 99,98 99 98 99,98 99 98 99,98 99,98 0,06 0,06 0,05 0,04 0,04 26 22 91 91 9l 91 81 Эта цель достигается тем, что извлечение актинидов из азотнокислых растворов проводят экстракцией индивидуальными эфирами фосфорной кислоты с числом углеродных атомов 14 — 21, содержащими от одной до трех разветвленных углеводородных цепочек при числе углеродных атомов в одном радикале не менее четырех, или их смесями в разбавителе с последующей промывкой и реэкстракцией. Предпочтительно экстракцию проводить 5 — 40%-ными растворами изобутилдиизоамилфосфата (иБДиАФ), диизобутилизооктилфосфата (ДиБиОФ), триизогексилфосфата (ТиГФ) . Использование в качестве экстрагентов эфиров с числом углеродных атомов менее 14 приводит к образованию третьей фазы и значительной растворимости в воде (например, при ZC=13 растворимость составляет 20 150 мг/л, тогда как при ZC = 14 — около 40 мг/л, т. е, в 10 раз меньше, чем для ТБФ и ТиБФ). При увеличении длин углеводородных 25 цепочек свыше ZC=21 затрудняется отмывка образующихся в процессе экстракции продуктов гидролиза — диалкилфосфорных кислот (например, при использовании триизооктилфосфата образующиеся при экс- 30 тракции примеси диизооктилфосфорной кислоты за одну промывку отмываются менее чем на 3%). Радикалы, содержащие менее четырех 35 атомов углерода, повышают растворимость экстрагентов в воде. Разветвленная структура позволяет повысить химическую и радиационную стой- 40 кость экстрагентов, снижая скорость гидролиза на 30 — 45% и радиолиза на 15 — 20%. Применение смесей экстрагентов позволяет упростить синтез разноцепочечных эфи- 45 ров, используя в качестве сырья смеси спиртов. Процесс осуществляется следуюищм образом. Водный раствор, содержащий актиниды, подвергают противоточной экстракции раствором эфира фосфорной кислоты в разбавителе. Полнота извлечения актинидов достигается благодаря многократному противоточному контакту. Полученную органическую фазу (экстракт), содержащую актиниды, промывают на нескольких ступенях раствором кислоты с целью удаления продуктов деления и других нежелательных примесей. Промывка может быть одно- или многосекционной. Отмытый экстракт контактируют с водным восстановительным раствором с целью отделения плутония и нептуния от урана; перешедший при этом в водную фазу уран извлекается на нескольких ступенях дополнительным потоком экстрагента, присоединяемым к экстракту. Далее органический раствор поступает на многоступенчатую противоточную реэкстракцию урана, проводяи1уюся подкисленной водой, а водный раствор направляется на разделение, очист-ку и выделение плутония и нептуния. Освобожденный от урана экстрагент промывают содой, водой и кислотой и вновь направляют на экстракцию. Пример. Осуществляют многоступенчатую экстракцию нитратов уранила и плутония 1,09М растворами иБДиАФ, триизоамилфосфата (ТиАФ), ТиГФ и смеси ТиАФ: ;иБДиАФ (1:1). в предельных углеводородах, а также (для сравнения) ТБФ с последующей промывкой. Кислотность водного раствора составляет ЗМ. Число экстракционных ступеней равно пяти, промывных— трем. Исходная концентрация урана составляет 300 г/л, плутония — 300 мг/л. Отношение потоков экстрагента и исходного 0: В= =3,3; в промывной секции 0: В=10. Опыты осуществляются путем имитации противотока по Альдерсу. Полученные результаты даны в табл. 1. 84И40 Таблица 2 Остаточное содержание урана в органической фазе, мг/л Содержание урана в резкстр акте, г/л Степень извлечения урана, % Экстр агент ТБФ 99,996 Смесь ТиАФ+иБДиАФ ДиБиОФ 99,996 99,996 91 2,6 ТиГФ 99 996 Проводят четырехступенчатую реэкстрак:цию урана из полученной органической фа.зы подкисленной (до 0.05М) водой при соКак видно из приведенных данных, при:менение новых экстрагентов позволяет по.лучить высокое извлечение ценных компонентов и, практически не меняя показателей технологической схемы, достигаемых при использовании ТБФ, снизить загрязнение продуктов фосфором и потери экстрагента, .связанные с растворимостью в водной фазе, в 10 †1 раз, устранить образование 3-ей фазы. Формул а изобретения 1. Способ извлечения актинидов из азот.нокислых растворов путем экстракции растворами нейтральных фосфор органических соединений с разветвленной структурой в разбавителе с последующей промывкой и реэкстракцией, отличающийся тем, что, с целью снижения растворимости экстрагента в водном растворе и устранения образоотношении потоков 1: 1 и температуре 30 С. Результаты приведены в табл. 2. вания третьей фазы, экстракцию проводят. индивидуальными эфирами фосфорной кислоты с числом углеродных атомов 14 — 21, содержащими от одной до трех углеводородных цепочек при числе углеродных атомов в одном радикале не менее четырех, или их смесями. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что экстракцию проводят 5 — 40%-ными растворами изобутилдиизоамилфосфата, диизобутилизооктилфосфата, триизогексилфосфата. Источники информации, принятые во внимание при экспертизе: 2О 1. Переработка ядерного горючего. Под редакцией С. Столера и P. Ричарда. М., Лтомиздат, 1964, с. 184. 2. Siddall Т. Н. J. I1Iorg. Nucl. Chem., 1960, 13, № 1/2, 151.
