季胺7402萃淋树脂从酸性高放废液中分离锝的研究

本文研究了用萃淋树脂从酸性高放废液中分离回收锝的工作。在含有7402的萃淋树脂对锝进行不饱和吸附的条件下,利用锝与钌等裂片杂质的分配比不同,用硝酸解吸分离锝,经两个循环操作,对裂片元素钌、铈、铯的去污因数分别达1×10~5,≥2×10~5≥1×10~5,流程步骤简单、操作方便,并且不产生有机废液。     

P204树脂和阳离子交换树脂分离Sc与裂变产物

P204对Sc有很好的分离选择性和分离能力,但由于反萃困难限制了其在Sc纯化中的应用。本工作研究了从裂变产物中分离纯化Sc的方法,建立流程如下:首先利用P204树脂对Sc的强萃取能力,将Sc与大量裂变产物分离,再通过灰化方法破坏树脂官能团,解决了吸附在P204树脂上的Sc难以解吸的问题,最后通过阳离子交换树脂实现Sc与残留Zr和Mo的分离,从而实现了Sc与裂变产物的分离。该方法对样品体积和酸度要求低,流程步骤操作简单。通过对模拟样品进行分析,Sc的回收率大于65%,对主要裂变产物的去污因子大于10³,适用于Sc与裂变产物的分离。     

从核燃料后处理废液中提取锝(Ⅰ)——锝在甲酸脱硝中的沉淀行为及其状态研究

前言核燃料裂变产物中含有相当量的锝(裂变产额为6％),从中提取这种没有自然资源的元素具有重大意义。在核燃料1AW废液的综合利用中,一般都采用甲酸脱硝的方法使废液的酸度降至pH～2,再用HDEHP分离、提取Am、Cm及稀土元素。用甲酸脱硝降低溶液酸度的方法具有避免用碱中和带来大量的盐和基本不增加废液体积等优点,越来越被人们所重视。     

用活性碳纤维从~(99)Mo中提取~(99)Tc~m

使用色层法从有载体~(99)Mo料液中提取医用同位素~(99)Tc~m是应对当前裂变~(99)Mo供应危机的新途径。本研究采用静态吸附实验和动态吸附淋洗实验,研究了利用活性碳纤维从~(99)Mo中吸附分离其衰变子体~(99)Tc~m的工艺和性能。结果表明:活性碳纤维可以在3mol/L NaOH体系的钼酸钠溶液中选择性吸附高锝酸根离子,静态吸附平衡时间约500s,吸附过程符合准二级动力学模型,饱和吸附容量为32.47mg/g。在动态吸附淋洗实验中,1.0g装柱量的活性碳纤维色层柱的漏穿体积为70mL,使用40mL水即可将活性碳纤维色层柱上吸附的锝淋洗下来。本实验结果表明,不使用有机溶剂即能用活性碳纤维色层柱完成钼和锝分离,锝的淋洗效率为98%,洗脱液中钼的残留为3.5mg/L。     

用聚酰胺树脂从~(99)Mo中提取~(99)Tc~m

固相分离材料是色层法从低比活度~(99)Mo料液中分离医用同位素~(99)Tc~m的关键。采用静态吸附和动态吸附淋洗实验,研究了聚酰胺树脂从~(99)Mo中吸附分离其衰变子体~(99)Tc~m的工艺,评价了其性能。结果表明:在NaOH浓度为3mol/L的钼酸钠溶液中,聚酰胺树脂能够在10s内选择性地吸附高锝酸根离子,并具有3.85mg/g的饱和吸附容量。2.0g装柱量的聚酰胺色层柱的漏穿体积约为70 mL,可用25 mL 3 mol/L NaOH溶液洗涤柱上残留的钼酸根离子,最后20mL水即可将吸附在聚酰胺色层柱上的锝淋洗下来。本研究为开发基于色层法的全自动~(99)Mo/~(99)Tc~m发生器装置提供了一种新型钼锝固相分离材料,其提取锝的淋洗效率为98%,洗脱液中钼的残留为0.6mg/L。     

PUREX流程中锝的分布特性研究进展

⁹⁹Tc是多价态、高产额裂变产物核素,在PUREX流程中具有特殊的萃取行为和氧化还原特性,是动力堆乏燃料后处理工艺中需要控制走向的重要核素。本文首先阐述了锝的基本化学性质,重点论述了锝在PUREX工艺流程中铀钚共去污段、锝洗段和铀钚分离段的分布特性,分析了不同酸度、离子浓度和还原反萃体系等因素对锝走向的影响,为将来进一步控制其走向和分离提供参考。     

阴离子交换法分离锝的研究

测定了在不同硝酸根浓度和酸度下，锝在树脂相和水相间的分配比，求出了硝酸根和高锝酸根在阴离子交换树脂上的交换平衡常数以及高锝酸的离解平衡常数，得到了一个可根据样品中硝酸根浓度，酸度计算锝在两相间配比的公式，还测定了树脂床的性能，如湿树脂密度，空隙体积，总交换容量等，给出在了在含水量硝酸根溶液中用阴离子交换树脂分离锝时，保留体积与样品溶液中硝酸根浓度，酸度以及树脂床体积之间的关系，由此可确定分离样品溶     

硅胶吸附处理含高浓度硝酸根的含铀工艺废液

利用硅胶对铀的吸附作用,实现了对同时含高浓度硝酸根及微量铀的放射性废液中铀的回收。利用模拟废液进行静态实验,研究了溶液pH值、铀初始浓度、硝酸盐浓度及硅胶比表面积对吸附效果的影响。结果表明：溶液pH值增大有利于硅胶对铀的吸附;而溶液中铀初始浓度的升高会使铀在硅胶上的吸附效率降低;pH值为8.1时的吸附过程符合Freundlich等温吸附模型;硝酸根在硅胶上不吸附,且对铀的吸附几乎无影响;具有较大比表面积的硅胶有利于铀的吸附。利用实际工艺废液进行的动态柱实验结果表明,当pH值为8.1时,硅胶对铀的吸附容量可达22.3 mg/g。吸附在硅胶上的铀可被1 mol/L的硝酸溶液淋洗下来,解吸效率达近100%。     

大气与低氧条件下锝在辉锑矿上的 吸附行为和机理研究

用批式实验法研究99TcO-4在辉锑矿上的吸附行为,并用稀硫酸解吸法和酸性条件下的吸附法对吸附机理进行探讨。研究结果表明在低氧与大气条件下,辉锑矿对花岗岩预平衡水中的TcO-4具有较强的吸附能力;在酸性条件下,TcO-4在辉锑矿上几乎不吸附,但随着酸度的降低,吸附比增大。体系液相的pH、Eh条件对99TcO-4的吸附不产生决定性影响,稀硫酸难以将吸附在辉锑矿上的锝解吸下来,加入氧化剂可加快锝的解吸。吸附机理为氧化还原吸附。     

大气与低氧条件下锝在辉锑矿上的吸附行为与机理研究

用批式实验法研究^99TcO4^-在辉锑矿上的吸附行为,并用稀硫酸解吸法和酸性条件下的吸附法对吸附机理进行探讨。研究结果表明：在低氧与大气条件下,辉锑矿对花岗岩预平衡水中的TcO4^-具有较强的吸附能力;在酸性条件下,TcO4^-在辉锑矿上几乎不吸附,但随着酸度的降低,吸附比增大。体系液相的pH、Eh条件对^99TcO4^-的吸附不产生决定性影响,稀硫酸难以将吸附在辉锑矿上的锝解吸下来,加入氧化剂可加快锝的解吸。吸附机理为氧化还原吸附。     

Evaluation study on properties of a macroporous silica-based CMPO extraction resin to be used forminor actinides separation from high level liquid waste

Basic properties of a silica-based octyl(phenyl)-N,N-diisobutylcarbamoyl-methylphosphine oxide (CMPO) extraction resin (CMPO/SiO2-P) was investigated.Adsorption behavior for some rare earth elements (RE) which are constituents of high level liquid waste (HLLW) and the long-term stability of the extraction resin in nitric acid solution were examined.The CMPO extraction resin was significantly stable in 3 mol·L?1 HNO3 solution at 50oC.Furthermore,the RE(III) were efficiently separated from non-adsorptive fission product (FP) elements such as Sr(II) in a column experiment using a highly nitric acid solution.The separation behaviors of the elements are considered to result from the difference in their adsorption and elution selectivity based on the complex formation with CMPO.There was no strong dependency of RE(III) separation efficiency on feed solution flow rate.Only from the perspectives of the acid-resistant behavior of CMPO extraction resin and the elution kinetics for the metal ions with the extraction resin,the CMPO extraction resin can be used in the modified MAREC process for HLLW partitioning.     

Nuclide separation from spent nuclear fuels by using tertiary pyridine resin

The newly nuclide separation system from spent nuclear fuels is proposed. The proposed separation system consists of recovery of nuclear fuel elements, separation of trivalent minor actinide from lanthanide, and separation of some fission products such as strontium. This separation system is based on the chromatographic technique using the tertiary pyridine resin. Separation experiments using mixed oxide fuel highly irradiated in fast reactor “Joyo” were carried out. The recovery of plutonium, the separation of minor actinide from fission products including lanthanides, and the separation of americium and curium were achieved. The recovery or removal of platinum group elements and technetium was also investigated, and the removal of these elements prior to the main reprocessing process has been proposed.     

焦磷酸氧锆对铯的吸附性能

研究了静态实验条件下,吸附平衡时间、酸度、温度对铯在焦磷酸氧锆上吸附的影响以及铯在不同酸度下的解吸,并研究了动态实验条件下,焦磷酸氧锆的吸附淋洗性能、焦磷酸氧锆从辐照靶件溶解液中提取铯的性能。结果表明:焦磷酸氧锆对铯的吸附约30min可达平衡;低酸低温有利于吸附,高温高酸有利于解吸;焦磷酸氧锆从辐照靶件溶解液中提取铯的回收率约为100%。     

Continuous separation of molybdenum and zirconium from simulated high-level liquid waste with a Taylor–Couette contactor

Reprocessing of spent nuclear fuels generates high-level liquid waste (HLLW) which undergoes vitrification into borosilicate glass before final geological disposal. To ensure the quality of the glass, control of the concentration of chemical species such as molybdenum (Mo), which has an adverse impact on the vitrification process, is critical. Also, zirconium (Zr) can cause crud in washing process and Zr-93 is a long-lived fission product needed to be separated. In this study, a liquid–liquid countercurrent centrifugal contactor with Taylor–Couette flow (TC contactor) was applied to practical multi-species cases. Continuous separation of Mo and Zr from a simulated HLLW with bis(2-ethylhexyl) phosphoric acid (HDEHP) as extractant has been performed. Among a variety of metals in simulated HLLW, Mo, Zr, Y, and Fe are extractable, Mo and Zr were separated from HLLW by equilibrium, and Fe/Y separation was achieved by the effect of non-equilibrium state in TC contactor. Addition of tributyl phosphate could improve extraction of Mo. This study has expanded the scope of the TC contactor to multi-species separation processes.     

高放废液除锶技术的研究进展

高放废液的处理处置是影响核能可持续发展的重要因素。从高放废液中分离出⁹⁰Sr不仅能实现高放废液的安全处置,也具有较高的经济意义。本文在早期研究的基础上,结合近些年的研究情况,从沉淀法、离子交换法、溶剂萃取法、色层分离法和膜分离法5个方面介绍了从高放废液中分离⁹⁰Sr的方法,并进行了讨论。最后指出目前研究工作中存在的不足,并对其前景进行了展望。     

ReO-4在H2SO4和HNO3体系中的电化学行为

在动力堆乏燃料中,99Tc是主要的裂变产物之一,它的半衰期长达213×105 a,对生态环境有长期危害,是PUREX流程非常关注的核素。Re的化学性质与Tc相似,研究Re的电化学行为,对了解Tc的化学性质具有很好的参考价值。本工作研究了H2SO4、HNO3介质中ReO-4在铂电极上的电化学行为。在H2SO4和HNO3体系中,循环伏安和控制电位电解库仑的测试结果表明,ReO-4在铂电极上的还原是一个多步的电子转移过程,会在铂电极上生成沉积层ReO2,此时会建立起电对ReO-4/ReO2。在HNO3体系中,当HNO3浓度为100 mol/L时,ReO-4的还原过程与H2SO4体系中相似,当HNO3浓度为200、400 mol/L时,HNO3通过电化学还原产生HNO2,HNO2氧化溶液中的低价Re。     

高氯酸介质中ReO^(-)_(4)的电化学行为北大核心CSCD

^(99)Tc是一种长寿命(T_(1/2)=2.13×10^(5)a)裂变产物核素,在后处理PUREX流程走向复杂,是乏燃料后处理中十分关注的核素之一。由于Re与Tc化学行为相似,因此通常用Re作为Tc的替代物进行模拟研究。本工作采用循环伏安法、差分脉冲伏安法和计时电位法对0.5 mol/L HClO_(4)介质中ReO_(4)^(-)的电化学行为进行了研究。研究结果表明,Re的电化学表现为多电子转移过程。在Pt电极上,Re(Ⅶ)易发生3电子转移还原为Re(Ⅳ)的反应,同时存在单电子转移逐步还原为Re(Ⅵ)和Re(Ⅴ)的电化学过程。在还原电位低于0 V,Pt电极上的吸附氢(Pt-H_(ad))能够将Re(Ⅳ)还原到Re(Ⅲ)。在Au电极上,Re(Ⅶ)通过多步骤的电子转移逐步还原至Re(Ⅲ),Re(Ⅲ)可进一步沉积为金属Re。     

H2C2O4对TODGA萃取Nd3+的影响

以N,N,N′,N′-四辛基-3-氧戊二酰胺(TODGA)为代表的酰胺荚醚类萃取剂可以有效萃取高放废液中的An(Ⅲ)和Ln(Ⅲ),为防止Zr⁴⁺、Pd²⁺等裂片元素萃入有机相,通常需要加入H₂C₂O₄作为水相络合剂,目前,H₂C₂O₄对TODGA萃取Ln(Ⅲ)的影响尚未报道。本工作研究了HNO₃、H₂C₂O₄浓度对TODGA或TODGA+TBP体系萃取Nd³⁺的影响,同时测定了有机相中的H₂C₂O₄浓度,并用紫外-可见吸收光谱分析了有机相中的H₂C₂O₄与有机相中Nd³⁺的配位情况。研究结果表明：HNO₃浓度在1.0~3.0 mol/L的范围内,Nd³⁺的分配比D(Nd³⁺)随HNO₃浓度的增加而增加;H₂C₂O₄浓度在0.1~0.5 mol/L的范围内,D(Nd³⁺)随H₂C₂O₄浓度的增加而增加。HNO₃浓度在1.0~3.0 mol/L的范围内,萃入有机相中H₂C₂O₄浓度随HNO₃浓度的增加而减小,且存在于有机相中的H₂C₂O₄并未与有机相Nd³⁺配位。