DE3809042A1 - Verfahren und vorrichtung zum abtrennen von uran, plutonium sowie spaltprodukten - Google Patents

Verfahren und vorrichtung zum abtrennen von uran, plutonium sowie spaltprodukten

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Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Abtrennung von Uran, Plutonium sowie Spaltprodukten gemäß Oberbegriff des An­ spruchs 1 sowie eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfah­ rens.
Bei der Wiederaufarbeitung von abgebrannten Kernbrennstof­ fen werden der Brennstoff (Uran- und Plutoniumoxid) und die Spaltprodukte in Salpetersäure gelöst. Die Lösung wird nach Filtration, Zusatz von Salpetersäure oder Wasser und Konzentra­ tion als Speiselösung einem als PUREX-Verfahren bekannten Flüssig-Flüssig-Gegenstrom-Extraktionsverfahren zur Abtrennung von Uran, Plutonium und von Spaltprodukten zugeführt (vgl. Kerntechnik, 1978, Nr. 2, S. 77-79) . Bei diesem Extraktions- Verfahren wird mit Tri-n-butylphosphat(TBP) als Extraktionsmit­ tel in Form einer organischen Lösung von TBP in Kerosin für Uran und Plutonium (nachfolgend vorwiegend mit den chemischen Zeichen U und Pu bezeichnet) gearbeitet.
Das Verfahrensprinzip ist wie folgt:
Die U, Pu und Spaltprodukte enthaltende salpetersaure Speiselösung wird oben in eine Extraktionskolonne (HA) einge­ speist, während das leichtere organische Extraktionsmittel von unten eingespeist wird. Das Extraktionsmittel belädt sich auf dem Weg nach oben mit U und Pu. Dabei werden auch Spuren von Spaltprodukten mit extrahiert. Um diese Spaltprodukte abzutren­ nen, durchläuft das beladene Extraktionsmittel anschließend einen Waschvorgang mit Salpetersäure in einer Waschkolonne (HS). Der die Spaltprodukte enthaltende Strom verläßt die Ko­ lonne unten als Raffinat. Der U und Pu enthaltende organische Produktstrom wird als Speiselösung in eine Trennkolonne (1 BK) eingespeist. Zur Trennung des U vom Pu wird das in der organi­ schen Phase im vier- oder sechswertigen Zustand vorliegende Pu durch einen Reduktionsmittelstrom (Uran(IV)-nitrat und Hydra­ zin-nitrat) zu organisch schwer löslichem Pu(III) reduziert und in die wäßrige Phase rückextrahiert, während U als U(VI) in der organischen Phase gelöst bleibt. Der wäßrige Pu-Produktstrom verläßt die Trennkolonne am Fußende, während der organische U- Produktstrom am Kopfende austritt und als Speiselösung unten in eine Rückextaktionskolonne eingespeist wird. Durch eine von oben in diese Rückextraktionskolonne zugeführte wäßrige Rückex­ traktionslösung (Salpetersäure) wird das Uran aus der organi­ schen in die wäßrige Phase rückextrahiert. Der wäßrige Uran- Produktstrom verläßt die Kolonne am Fußende und das verbrauchte Extraktionsmittel tritt am Kopfende aus und kann nach Durchlau­ fen einer Lösungsmittelwäsche in den Kreislauf zurückgeführt werden.
Die verwendeten Kolonnen werden heute meist pulsiert be­ trieben, d. h. man überlagert die Strömungen mit schnellen pulsartigen Bewegungen, um die beiden Phasen (Produktstrom und Extraktionsmittel bzw. Reduktionsmittel) in intensiven Kontakt zu bringen.
Es können auch Mischabsetzer (Mixer-Settler) verwendet werden; sie sind jedoch mechanisch komplizierter als die Kolon­ nen.
Um eine möglichst gute Trennung zu erzielen, muß man meist nach dem beschriebenen ersten Extraktionszyklus weitere Reini­ gungszyklen vorsehen, was den Aufwand erhöht.
Beim heute vorwiegend eingesetzten Uran(IV)-nitrat und Hy­ drazin-nitrat als Reduktionsmittel ist ein hoher Überschuß an U(IV) notwendig, um eine quantitative Abtrennung des Urans zu erzielen. Hydrazin stellt ein Stabilisierungsmittel dar, indem es als "HNO2-Fänger" fungiert. HNO2 oxidiert nämlich Pu3+ zu Pu4+, das in der organischen Phase lösbar ist.
Besondere Probleme bereiten die Spaltprodukte T (Tritium), Zr (Zirkon), Tc (Technetium), Np (Neptunium), wobei bei der Ex­ traktion besonders Tc problematisch ist, weil ein nicht unbe­ deutender Teil mit dem Uran und Plutonium extrahiert wird.
Da für die Anreicherung möglichst ein reines Uranendpro­ dukt vorliegen muß, besteht die Gefahr, daß ein durch Techne­ tium verschmutztes Uranendprodukt vom Anreicherer nicht akzep­ tiert wird. Ein weiterer Nachteil des Technetiums liegt in der katalytischen Wirkung in der Trennkolonne (1 BX). Durch die katalytische Reaktion wird Hydrazin zerstört. Dies ist äußerst unerwünscht, da damit Instabiilitäten im Prozeß verbunden sind. Hinsichtlich der katalytischen Wirkung sei auf die Veröffentli­ chung ISEC, München 1986, S. I-137 bis S. I-142 verwiesen.
Die Aufgabe der vorliegenden Erfindung besteht darin, das eingangs genannte Verfahren so zu verbessern, daß die geschil­ derten Nachteile vermieden sind, insbesondere die Trennung von Uran und Plutonium verbessert und ein saubereres Uranendprodukt erhalten wird.
Diese Aufgabe wird durch die Ausbildung gemäß Kennzeichen des Anspruchs 1 gelöst.
Durch die erfindungsgemäße Aufgabenlösung kann in der Trennphase in der Kreuzstrom-Mischabsetzerstufe oder den ein­ zelnen Kreuzstrom-Mischabsetzerstufen bei relativ kurzen Reak­ tionszeiten zwischen dem Technetium (Tc) und dem Reduktions­ mittel (U(IV)-nitrat und Hydrazin-nitrat) Tc reduziert und prak­ tisch quantitativ aus der organischen Phase entfernt werden. Gleichzeitig wird auch Pu reduziert und zum großen Teil in die wäßrige Phase rückextrahiert. Durch die kurze Reaktionszeit wird die unerwünschte, durch katalytische Einwirkung des Tech­ netiums hervorgerufene Zerstörung des Hydrazins minimiert. Durch die geringeren Reaktionszeiten beim Kreuzstrom-Verfahren werden erfindungsgemäß folgende Vorteile erzielt:
  • - Vermeidung von für die extraktive Trennung schädlichen unerwünschten Nebenreaktionen,
  • - höhere Ausbeute durch die Reduktionsmittel,
  • - Abfallverringerung,
  • - wesentlich saubere Trennung von Uran,
  • - Erhöhung der chemischen und hydraulischen Stabilität des Prozesses,
  • - Möglichkeit der Verringerung der Hydrazinzugabe in der Trennstufe.
Vorteilhafte und zweckmäßige Weiterbildungen des erfin­ dungsgemäßen Verfahrens sind in den auf Anspruch 1 rückbezoge­ nen Unteransprüchen gekennzeichnet.
Eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens ist im Anspruch 5 angegeben. Weitere Ausgestaltungen dieser Vorrich­ tung enthalten die weiteren Unteransprüche.
Die Erfindung soll nachfolgend anhand eines in der beige­ fügten Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispiels näher er­ läutert werden.
Die Zeichnung zeigt ein Ablaufschema für einen ersten Ex­ traktionszyklus nach dem Flüssig-Flüssig-Gegenstrom-Extrakti­ onsverfahren (PUREX-Verfahren) mit einer zusätzlichen Stufe in der Trennphase.
Eine U, Pu und Spaltprodukte enthaltende Speiselösung (Brennstofflösung) wird oben in eine Extraktionskolonne (HA) 2 eingespeist. Von unten strömt der Speiselösung ein spezifisch leichteres, organisches Extraktionsmittel (HAX) entgegen, das vorzugsweise eine organische Lösung von Tri-n-butylphosphat (TBP) in Kerosin ist. Das Extraktionsmittel belädt sich auf dem Weg nach oben mit U und Pu sowie auch mit Spaltelementen, wie Tc.
Der Extraktionskolonne 2 ist eine Waschkolonne (HS) 4 nachgeschaltet, in die das beladene Extraktionsmittel von unten eingespeist und einem Waschvorgang mit Salpetersäure im Gegen­ strom unterworfen wird, die von oben eingespeist wird, um ex­ trahierte Spaltprodukte aus der organischen Phase auszuwaschen. Die salpetersaure Waschlösung wird ebenfalls oben in die Extraktionskolonne 2 eingespeist. Der Spaltelemente enthaltende vereinigte wäßrige Strom verläßt die Extraktionskolonne 2 unten als Raffinat (hochaktiver Waste, HAW).
Der U und Pu und einige als "Problemelemente" bezeichnete Spaltprodukte, zu denen Technetium zählt, enthaltende organi­ sche Produktstrom (HAP) strömt am Kopf der Waschkolonne 4 aus und wird als Speiselösung einer Trennstation 6 zugeführt. Der Produktstrom durchströmt zunächst einen Kreuzstrom-Mischabset­ zer 8, der hier vierstufig dargestellt ist. In jeder Stufe wird der kontinuierlich die Stufen durchlaufende organische Produkt­ strom nur kurzzeitig im Kreuzstrom mit einem Reduktionsmittel (Uran(IV)-nitrat und Hydrazin-nitrat) behandelt, das in sepa­ rate Teilströme aufgeteilt ist, von denen jeder nur eine Ex­ traktionsstufe des Kreuzstrom-Mischabsetzers 8 beaufschlagt.
Aus jeder Stufe des Kreuzstrom-Mischabsetzers 8 wird die mit Pu und Tc beladene wäßrige Lösung abgeführt, wobei die Kon­ zentration der extrahierten Stoffe Pu und Tc von Stufe zu Stufe fortlaufend abnimmt.
Der Uran und evtl. noch Restanteile Pu enthaltende organi­ sche Produktstrom wird nach Verlassen des Kreuzstrom-Mischab­ setzers 8 von unten in eine Trennkolonne 10 eingespeist. Von oben strömt das spezifisch schwerere Reduktionsmittel dem orga­ nischen Produktstrom entgegen. Das mit Pu beladene Reduktions­ mittel verläßt die Trennkolonne unten, während der nunmehr praktisch nur noch U enthaltende organische Produktstrom oben aus der Trennkolonne 10 ausströmt und weiteren Stationen zur Gewinnung des für das Anreicherungsverfahren vorgesehenen sau­ beren Uranendprodukts zugeführt wird.
In der Zeichnung ist der Kreuzstrom-Mischabsetzer 8 als Vorstufe zur Trennkolonne 10 dargestellt. Die Trennstation 8 kann aber auch nur aus dem Kreuzstrom-Mischabsetzer 8 bestehen. Der Kreuzstrom-Mischabsetzer kann ein- oder mehrstufig ausge­ führt werden, je nach den vorliegenden Bedingungen.

Claims (7)

1. Verfahren zur Abtrennung von Uran (U), Plutonium (Pu) sowie Spaltprodukten aus einer radioaktiven Speiselösung, die einem Flüssig-Flüssig-Gegenstrom-Extraktionsverfahren (PUREX-Verfah­ ren) ein- oder mehrzyklisch unterworfen wird, dadurch gekenn­ zeichnet, daß in wenigstens einem Behandlungszyklus eine ein­ oder mehrstufige Behandlung mit Reduktionsmittel im Kreuzstrom- Verfahren vorgesehen ist.
2. Verfahren nach Anspruch 1, bei dem in an sich bekannter Weise folgende Behandlungsschritte vorgesehen sind:
  • - Behandlung einer salpetersauren Speiselösung (Brennstofflösung) mit einem mit U, Pu und Spaltprodukten beladbaren Extraktionsmittel im Gegenstrom-Verfahren,
  • - Behandlung des beladenen Extraktionsmittels mit einer Waschlösung zum Auswaschen extra­ hierter Spaltprodukte und anschließend mit einem Reduktionsmittel zur Abtrennung des Urans vom Plutonium und von nicht ausgewa­ schenen Spaltprodukten im Gegenstrom-Verfahren, dadurch gekennzeichnet, daß die Behandlung mit Reduktionsmittel anstatt im Gegenstrom-Verfahren in Kreuzstrom-Verfahren ein­ oder mehrstufig erfolgt oder daß zusätzlich eine ein- oder mehrstufige, der Gegenstrom-Re­ duktionsmittelbehandlung vorgeschaltete Vorbehandlung mit Re­ duktionsmittel im Kreuzstrom-Verfahren vorgesehen ist.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das kontinuierlich durch die Kreuzstrom-Extraktionsstufen hindurch­ geführte, beladene Extraktionsmittel in den einzelnen Kreuz­ strom-Exrtraktionsstufen von separaten Reduktionsmittel-Teil­ strömen im Kreuzstrom durchströmt wird.
4. Verfahren nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß aus jeder einzelnen Stufe das mit Pu und Spaltprodukten beladene Reduktionsmittel abgeführt wird.
5. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach einem der Ansprüche 1 bis 4 mit einem Extraktor (2) für die Speiselösung (Brennstofflösung) und das Extraktionsmittel, mit einen Wasch­ extraktor (4) für das beladene Extraktionsmittel und das Wasch­ mittel und mit einem Trennextraktor (6) für das ausgewaschene, beladene Extraktionsmittel und das Reduktionsmittel, wobei die Extraktoren jeweils ein- oder mehrstufig eingesetzt werden kön­ nen, dadurch gekennzeichnet, daß der Trennextraktor (6) als Kreuz­ strom-Mischabsetzer (8) ausgebildet ist oder daß ein als Trennextraktor eingesetzter Kreuzstrom-Mischabset­ zer (8) einer Trennkolonne (10) vorgeschaltet ist.
6. Vorrichtung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß der Kreuzstrom-Mischabsetzer (8) ein- oder mehrstufig ausgebildet ist.
7. Vorrichtung nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß an jede Stufe des Kreuzstrom-Mischabsetzers (8) eine separate Zu­ führleitung für die wäßrige, das Reduktionsmittel enthaltende Lösung und eine separate Abführleitung für die wäßrige Lösung angeschlossen sind.
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FR8901410A FR2628879B1 (fr) 1988-03-18 1989-02-03 Procede et dispositif pour l'extraction d'uranium, de plutonium ainsi que de produits de fission
US07/321,636 US5057289A (en) 1988-03-18 1989-03-09 Process for the separation of uranium from a radioactive feed solution containing technetium
GB8906157A GB2217097B (en) 1988-03-18 1989-03-17 Separation process and apparatus
JP1064027A JPH01276098A (ja) 1988-03-18 1989-03-17 ウラン、プルトニウム並びに核***生成物を分離するための方法および装置

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Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5045240A (en) * 1989-05-01 1991-09-03 Westinghouse Electric Corp. Contaminated soil restoration method
FR2717001B1 (fr) * 1994-03-04 1996-05-24 Japan Atomic Energy Res Inst Procédé de décontamination du technétium dans le retraitement d'un combustible nucléaire épuisé.
JP3749941B2 (ja) * 1997-09-04 2006-03-01 独立行政法人産業技術総合研究所 セシウム分離材の製造方法
WO2008105928A2 (en) * 2006-09-08 2008-09-04 Michael Ernest Johnson Process for treating compositions containing uranium and plutonium
RU2537581C1 (ru) * 2013-07-23 2015-01-10 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Способ переработки огарков фторирования
RU2562604C1 (ru) * 2014-02-26 2015-09-10 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Способ экстракционного аффинажа урана

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3504743A1 (de) * 1984-02-13 1985-09-26 British Nuclear Fuels P.L.C., Risley, Warrington, Cheshire Verbessertes verfahren zur behandlung von kernbrennstoff

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1247248A (en) * 1968-03-13 1971-09-22 Kernforschung Gmbh Ges Fuer A method of recovering plutonium and uranium from fission products by liquid-liquid extraction
DE2449589C2 (de) * 1974-10-18 1984-09-20 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden
US4080273A (en) * 1976-09-07 1978-03-21 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for photochemical reduction of uranyl nitrate by tri-N-butyl phosphate and application of this method to nuclear fuel reprocessing
US4162230A (en) * 1977-12-28 1979-07-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method for the recovery of actinide elements from nuclear reactor waste
US4443413A (en) * 1983-08-31 1984-04-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Separation of uranium from technetium in recovery of spent nuclear fuel
US4528165A (en) * 1984-06-13 1985-07-09 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Separation of uranium from technetium in recovery of spent nuclear fuel
FR2583989B1 (fr) * 1985-06-26 1987-07-31 Commissariat Energie Atomique Procede pour eviter l'extraction du technetium et/ou du rhenium notamment lors de l'extraction de l'uranium et/ou du plutonium, par un solvant organique

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3504743A1 (de) * 1984-02-13 1985-09-26 British Nuclear Fuels P.L.C., Risley, Warrington, Cheshire Verbessertes verfahren zur behandlung von kernbrennstoff

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Publication number Publication date
GB2217097A (en) 1989-10-18
GB2217097B (en) 1991-07-24
DE3809042C2 (de) 1991-03-28
FR2628879B1 (fr) 1991-10-25
US5057289A (en) 1991-10-15
JPH01276098A (ja) 1989-11-06
GB8906157D0 (en) 1989-05-04
FR2628879A1 (fr) 1989-09-22

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