DE1242185B - Verfahren zur Reinigung von bei der Aufbereitung von Kernbrennstoff verwendeten Kohlenwasserstoffloesungen von Trialkylphosphaten - Google Patents
Verfahren zur Reinigung von bei der Aufbereitung von Kernbrennstoff verwendeten Kohlenwasserstoffloesungen von TrialkylphosphatenInfo
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Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int. Cl.:
BOld
DeutscheKl.; 12 d-1/03
Nummer: 1242185
Aktenzeichen: U 9979IV a/12 d
Anmeldetag: 19. Juli 1963
Auslegetag: 15. Juni 1967
Die Erfindung betrifft die Regenerierung organischer Lösungsmittel, die für Flüssig-Flüssig-Extraktionsverfahren
zur selektiven Extraktion von Aktiniden aus sauren Lösungen von mit Neutronen bestrahltem
Kernbrennstoff verwendet wurden, welche Trialkyl-orthophosphate enthalten.
Die Extraktion von Aktiniden mit Trialkylphosphaten und im besonderen mit Tri-n-butylphosphat
bildet die Grundlage für viele Extraktionsverfahren; das bedeutendste dieser Verfahren ist das sogenannte
Purex-Verfahren. In diesem Purex-Verfahren dient als Lösungsmittel eine Lösung von Tri-n-butylphosphat
in einem organischen Kohlenwasserstoff wie beispielsweise Kerosin, Toluol oder im Handel befindlichen
Kohlenwasserstoffgemischen. In den Extraktionsverfahren, auf welche sich die vorliegende Erfindung
bezieht, wird das Lösungsmittel im Lauf der Zeit schließlich durch Spaltprodukte sowie auch
durch Zersetzungsprodukte des organischen Lösungsmittels, die durch chemische (beispielsweise durch
Hydrolyse) oder Strahlungsreaktionen erzeugt werden, bis zu einem unerwünscht hohem Grade verunreinigt.
Die Verunreinigung durch Spaltprodukte beruht darauf, daß die Spaltprodukte durch die Zersetzungsprodukte
des Lösungsmittels komplex gebunden und mit extrahiert werden, was selbstverständlich
die Abtrennung beeinträchtigt.
Um diesen Mißstand zu überwinden und das von dem Aktinidengehalt befreite Lösungsmittel zu reinigen,
hat man das Lösungsmittel mit einer Lösung eines Natriumcarbonat-Kalipermanganat-Gemisches
gewaschen, während Permanganat zu Mangandioxyd in situ reduziert wurde; danach wurde das Lösungsmittel mehrfach mit Salpetersäure und Natriumcarbonat
gewaschen. Schließlich wurde das Lösungsmittel mit verdünnter Säure angesäuert.
Dieses bekannte Verfahren besitzt jedoch den Nachteil, daß die ständige Zugabe von frischem Permanganat
erforderlich ist; anderenfalls würde bei einer längeren Lagerung das unbeständige Permanganat
in Mangandioxyd übergehen, während es doch für die erstrebte Regenerierungswirkung wesentlich
ist, daß das Mangandioxyd in situ ausgefüllt wird. Diese Notwendigkeit der laufenden Zugabe von
frischem Permanganat bedeutet, abgesehen von der verfahrenstechnischen Unbequemlichkeit, eine nicht
unerhebliche Verteuerung des bekannten Verfahrens. Des weiteren besitzt das bekannte Verfahren den
Nachteil, daß es nur bei verhältnismäßig niedrigen Temperaturen ausführbar ist.
Durch die Erfindung sollen die obengenannten Nachteile des bekannten Verfahrens vermieden wer-
Verfahren zur Reinigung von bei der
Aufbereitung von Kernbrennstoff verwendeten
Kohlenwasserstofflösungen von
Trialkylphosphaten
Aufbereitung von Kernbrennstoff verwendeten
Kohlenwasserstofflösungen von
Trialkylphosphaten
Anmelder:
United States Atomic Energy Commission,
Washington, D. C (V. St. A.)
Washington, D. C (V. St. A.)
Vertreter:
Dipl.-Ing. C Wallach, Dr. T. Haibach
und Dipl.-Ing. G. Koch, Patentanwälte,
München 2, Kaufingerstr. 8
und Dipl.-Ing. G. Koch, Patentanwälte,
München 2, Kaufingerstr. 8
Als Erfinder benannt:
Charles Wendell Pollock, Richland, Wash.;
Theodore Roosevelt McKenzie,
Pasco3Wash. (V.St.A.)
Charles Wendell Pollock, Richland, Wash.;
Theodore Roosevelt McKenzie,
Pasco3Wash. (V.St.A.)
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 17. August 1962 (218 236)
den; insbesondere soll ein Regenerierungsverfahren geschaffen werden, bei welchem das Regenerierungsagens über längere Zeit stabil ist und sich auch bei
erhöhten Temperaturen nicht zersetzt, derart, daß die laufende Zugabe von frischem Regenerierungsagens
während der Regenerierungsbehandlung entfällt und das Verfahren auch bei höheren Temperaturen
durchführbar wird.
Die Erfindung betrifft somit ein Verfahren zur Reinigung eines zur Extraktion von Aktiniden aus
mit Neutronen bestrahltem Kernbrennstoff verwendeten, Tributylphosphat enthaltenden Lösungsmittels
durch Entfernung von Spaltprodukten und Lösungsmittelzersetzungsprodukten.
Zu diesem Zweck ist gemäß der Erfindung vorgesehen, daß das Lösungsmittel mit einer wäßrigen
Magnesiumhydroxydaufschlämmung behandelt wird, und die Aufschlämmung nach der Behandlung von
dem Lösungsmittel abgetrennt wird.
Der vorliegenden Erfindung liegt die ganz unerwartete Feststellung zugrunde, daß eine wäßrige Aufschlämmung
von Magnesiumhydroxyd nicht nur die mitextrahierten Spaltprodukte aus dem Lösungsmittel
entfernt, sondern auch die organischen Zersetzungs-
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produkte, wie beispielsweise Monoalkylphosphat, Dialkylphosphat und zersetztes Verdünnungsmittel.
Diese selektive Entfernung der organischen Zersetzungsprodukte kann gegebenenfalls auch zur vorhergehenden
Reinigung von noch nicht gebrauchtem Trialkylphosphat von technischem Reinheitsgrad
dienen.
Das Verfahren gemäß der Erfindung umfaßt somit folgende Schritte: Zunächst wird eine wäßrige Magnesiumhydroxydaufschlämmung
hergestellt; diese Aufschlämmung wird mit gebrauchtem Lösungsmittel in Berührung gebracht, welches Spaltprodukte und
organische Zersetzungsprodukte enthält, wobei die Spaltprodukte und die Zersetzungsprodukte aus dem
Lösungsmittel entfernt und von der wäßrigen Aufschlämmung aufgenommen werden; sodann wird die
wäßrige Aufschlämmung von dem gereinigten Lösungsmittel abgetrennt.
Das Magnesiumhydroxyd wird vorzugsweise in einer wäßrigen Natriumhydroxydlösung aufgeschlämmt.
Diese Aufschlämmung wird beispielsweise in der Weise hergestellt, daß man einer Natriumhydroxydlösung
Magnesiumnitrat zusetzt. Für das Magnesiumhydroxyd ist eine Konzentration von 1 bis
10% zufriedenstellend; die Konzentration des Natriumhydroxyds wird vorzugsweise im Bereich von
etwa 0,5 bis 2 Mol pro Liter gewählt; vorzugsweise wird eine etwa Imolare Natriumhydroxydlösung verwendet,
die etwa 5 Gewichtsprozent Magnesiumhydroxyd enthält.
Eine Lösung von 30 Volumprozent Tributylphosphat in dem nachstehend genannten Verdünnungsmittel,
die zur Extraktion von Aktiniden nach dem Purex-Prozeß verwendet und von dem Aktinidengehalt
mittels Mineralsäure befreit worden war, diente als Vorratslösung für elf Versuche. Als Verdünnungsmittel
diente ein Kerosin mit maximalem
spezifischem Gewicht 0,8 und maximaler Viskosität von 2,0 cP (beides bei 25° C), einem Mindest-Flammpunkt
bei 60° C und einem maximalen Aromatengehalt von !Volumprozent. Diese Vorratslösung
enthielt Zirkonium und Nb95 in einer Gesamtkonzentration von 0,862 · IO4 Mikrocurie pro Liter (μαΊ)
und 1,43 · IO3 Mikrocurie Ru"e+ios je Liter. Die Versuchsreihen 1 bis 8 wurden nach herkömmlichen
Regenerationsverfahren ausgeführt, die Versuchsreihen 9 bis 11 nach dem Verfahren gemäß der vorliegenden
Erfindung.
Sämtliche Hydroxydaufschlämmungen wurden wie weiter oben beschrieben hergestellt, indem man
zu einer lmolaren Natriumhydroxydlösung Calciumnitrat oder Magnesiumnitrat zugab; die Carbonataufschlämmungen
wurden entsprechend durch Zugabe des Nitrats zu einer 3°/oigen Natriumcarbonatlösung
hergestellt.
Für sämtliche Versuche wurde das gleiche Verso fahren verwendet. Gleiche Volumina von Tributylphosphat-Verdünnungsmittellösung
und Waschmittel wurden jeweils 5 Minuten lang bei einer Temperatur zwischen 50 und 55° C miteinander in Berührung gebracht.
Bei jedem Versuch wurden jeweils vier derartige Berührungen ausgeführt, wobei jeweils für jede
Berührung eine frische Menge Waschmittel verwendet wurde. Nach jeder derartigen Mischung wurde
der Zirkon-Niob-Gehalt durch Gammastrahlungsenergieanalyse mit einem 256kanaligen Gammastrahlungsenergieanalysator
bestimmt und nach der vierten Berührung auch der Rutheniumgehalt. Die erhaltenen
Ergebnisse sind in der folgenden Tabelle zusammengestellt, und zwar in Form der in dem organischen
Lösungsmittel verbleibenden Konzentrationen und auch als Entgiftungs- bzw. Dekontamination-^
faktoren (DF), worunter die Konzentrationen in der wäßrigen Aufschlämmung dividiert durch die Konzentrationen
in der Triburylphosphat-Verdünnungslösung zu verstehen sind.
Nach dem
ersten Kontakt |
Nach dem
zweiten Kontakt |
Nach dem
dritten Kontakt |
Nach dem vierten Kontakt | ||||||||
Versuch | Waschmittel | Zr, | Nb | Zr1 Nb | Zr, Nb | Zr, Nb | Ru | ||||
μο/Liter | μο/Ι,ίίβΓ | μο/ΙΛβΓ | μο/ϋ,ϊιβΓ | μο/Ι,ϊΙβΓ | |||||||
Nr. | • 10-* | DF | • 10-» | DF | • ίο-» | DF | • ίο-» | DF | • ίο-» | DF | |
1 | ImNaOH | 6,26 | 1,4 | 6,26 | 1,4 | 4,22 | 2,0 | 3,04 | 2,8 | 0,45 | 3,2 |
2 | Im NaOH-0,02 n-KMnO.» | 7,92 | 1,1 | 5,62 | 1,5 | 2,64 | 3,3 | 1,74 | 5,0 | 0,54 | 2,6 |
3 | 3 Vo Na2CO8—0,02 n-KMn04 | 3,43 | 2,5 | 2,90 | 2,9 | 2,90 | 3,1 | 2,64 | 3,1 | 0,92 | 1,6 |
4 | SVeNa2CO3 | 4,22 | 2 | 2,90 | 2,9 | 2,27 | 3,8 | 2,24 | 3,8 | 0,87 | 1,6 |
5 | 3 »/0 Na2COs-S Vo CaCOs | 1,74 | 5 | 0,79 | 11 | 0,29 | 30 | 0,07 | 117 | 0,58 | 2,4 |
6 | 3 Vo Na2COs-IO V» MgCO8 | 0,4 | 21 | 0,13 | 68 | 0,12 | 74 | 0,05 | 166 | 0,61 | 2,4 |
7 | 3 »/0 Na2CO3-5 »/0 MgCO3 | 1,29 | 6,7 | 1,06 | 8 | 0,63 | 14 | 0,32 | 27 | 0,40 | 3,5 |
8 | Im NaOH—5 Vo Ca (OH)2 | 3,17 | 2,6 | 1,14 | 7,6 | 0,45 | 19 | 0,23 | 37 | 0,38 | 3,7 |
9 | Im NaOH-10 Vo Mg (OH)2 | 0,63 | 12,0 | 0,07 | 117 | ND* | >10» | ND* | >10» | 0,34 | 4,3 |
10 | Im NaOH-5 V» Mg (OH)2 | 0,09 | 95 | ND* | >10» | ND* | >10» | ND* | >10» | 0,27 | 5,2 |
11 | Im NaOH—1 Vo Mg (OH)2 | 1,64 | 5 | 0,53 | 16 | 0,01 | 740 | ND* | >10» | 0,29 | 4,8 |
* ND = mit dem 256-Kanal-Gammastrahlungsenergieanalysator nicht nachweisbar.
Aus den in der Tabelle wiedergegebenen Ergebnissen ist offensichtlich, daß die mit der Magnesiumhydroxydaufschlämmung
erzielte Reinigung entscheidend besser ist als die mit den anderen Waschmitteln erzielte. Während beispielsweise der beste nach dem
ersten Kontakt mit einem der herkömmlichen Waschmittel erzielte Entgiftungsfaktor 21 betrug (bei Versucht),
wurde mit einer Magnesiumhydroxydaufschlämmung in Versuch lO ein Reinigungsfaktor 95
erreicht. Diese Überlegenheit wird noch deutlicher nach den folgenden Vermischungen. Besonders überraschend
war die Feststellung, daß der Versuche keine Reinigung ergab, die mit der in Versuch 10 erzielten
vergleichbar wäre, obzwar in Versuch 8 eine
Claims (5)
1. Verfahren zur Reinigung eines zur Extraktion von Aktiniden aus mit Neutronen bestrahltem Kernbrennstoff verwendeten, Tributylphosphat enthaltenden Lösungsmittels, durch Entfernung von Spaltprodukten und Lösungsmittelzersetzungsprodukten, dadurchgekennzeich- ao
net, daß das Lösungsmittel mit einer wäßrigen
Magnesiumhydroxydaufschlämmung behandelt wird und daß die Aufschlämmung nach der Behandlung von dem Lösungsmittel abgetrennt
wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Magnesiumhydroxyd in
einer wäßrigen Natriumhydroxydlösung aufgeschlämmt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Natriumhydroxydlösung
eine Konzentration im Bereich von 0,5 bis 2molar besitzt.
4. Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Magnesiumhydroxydgehalt
der Aufschlämmung 1 bis 10 Gewichtsprozent beträgt.
5. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Aufschlämmung aus einer
lmolaren Natriumhydroxydlösung besteht, in welcher 5 Gewichtsprozent Magnesiumhydroxyd
aufgeschlämmt sind.
709 590/251 6.67 © Bundesdruckeiei Berlin
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US21823662 US3112275A (en) | 1962-08-17 | 1962-08-17 | Regeneration of hydrocarbon solutions of trialkyl phosphate used in processing of nuclear fuel |
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US3708508A (en) * | 1971-04-09 | 1973-01-02 | Atomic Energy Commission | Method for the purification and recovery of tributyl phosphate used in reprocessing nuclear fuel |
US3987145A (en) * | 1975-05-15 | 1976-10-19 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Ferric ion as a scavenging agent in a solvent extraction process |
US4371504A (en) * | 1977-02-28 | 1983-02-01 | Uranium Recovery Corporation | Extractant and process for extracting uranium wet-process phosphoric acid |
DE2729325C3 (de) * | 1977-06-29 | 1980-09-11 | Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich | Verfahren und Vorrichtung zur Aufbereitung radioaktiv kontaminierter Lösungsmittelabfälle |
EP0001537B1 (de) * | 1977-09-30 | 1983-02-09 | Aluminium Pechiney | Verfahren zur Behandlung von Lösungen enthaltend Karbonat, Sulfat, gegebenenfalls Hydroxyde von Natrium oder Kalium und wenigstens eines der Metalle Vanadium, Uranium, Molybdän |
DE2842475A1 (de) * | 1978-09-29 | 1980-04-03 | Kernforschungsanlage Juelich | Verfahren zur beseitigung tritiumhaltiger abwaesser durch bindung an feststoffe |
US4394269A (en) * | 1981-05-12 | 1983-07-19 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Method for cleaning solution used in nuclear fuel reprocessing |
GB8403724D0 (en) * | 1984-02-13 | 1984-03-14 | British Nuclear Fuels Plc | Treating nuclear fuel |
GB9021264D0 (en) * | 1990-09-29 | 1990-11-14 | British Nuclear Fuels Plc | Cleaning of solutions |
US5702676A (en) * | 1996-06-20 | 1997-12-30 | General Electric Company | Production method for obtaining pressable powder yielding high sinter density pellets without defects |
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1963
- 1963-06-13 GB GB2351463A patent/GB989668A/en not_active Expired
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