EP0033444B1 - Verfahren zur Rückgewinnung von Uran und/oder Plutonium aus Lösungen mit hoher Salzfracht - Google Patents
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- EP0033444B1 EP0033444B1 EP81100234A EP81100234A EP0033444B1 EP 0033444 B1 EP0033444 B1 EP 0033444B1 EP 81100234 A EP81100234 A EP 81100234A EP 81100234 A EP81100234 A EP 81100234A EP 0033444 B1 EP0033444 B1 EP 0033444B1
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- C22B60/0217—Obtaining thorium, uranium, or other actinides obtaining uranium by wet processes
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- C22B60/04—Obtaining plutonium
Definitions
- the invention relates to a method for recovering the heavy metals uranium and / or plutonium from a starting solution, which is carried out to absorb UO 2 2+ and PuO 2 2+ ions over a macroporous, copolymerized resin bed provided with a phosphorus compound as active substance. from which these heavy metal ions are eluted with nitric acid.
- the invention is based on the principle of using the salts and the uranium and plutonium ions, which are contained in filtrates from conversion processes for producing UO 2 or U / PuO 2 , with the least possible losses at an optimally low cost.
- a method of the type mentioned at the outset is characterized according to the invention in that, as the starting solution, filtrates from conversion processes for producing UO 2 or U / PuO 2 , which have a pH of ⁇ 3 by adding 5 to 10 m of HNO a were set, and 3 to 6 molar nitric acid are used in a temperature range up to 80 ° C for the elution, and that the residual solution formed after passing the starting solution over the resin bed and the evaporated eluate are returned to conversion processes.
- the invention makes use of the knowledge that a high salt load in the starting solution does not in any way impair the effectiveness of the macroporous resin bed in absorbing uranium and plutonium ions if these heavy metal ions are only present in the starting solution in a low concentration.
- the heavy metals uranium and / or plutonium in the starting solution are advantageously oxidized into the hexavalent stage.
- the mother liquor coming from a filtration process is introduced into the reaction vessel 1 via the line 13 and the valve 15. It contains approx. 400 g / I ammonium salts and approx. 1 g U (VI) / Pu (VI) per liter. 5-10 molar nitric acid is then added via line 14 and valve 16 until the solution has a pH ⁇ 3.
- An agitator 11 ensures that the contents of the container are always mixed uniformly.
- the CO 2 formed during the reaction is discharged via line 17, a cold trap 19 and a filter 18.
- the container 1 is cooled via the device 12 to remove the heat of reaction.
- the solution is fed via line 51, the pump 5, the line 52, the valves 53, 54 and the line 55 to the fixed bed extraction column 4.
- this column is filled with an absorber resin, for example a macroporous copolymerized resin with a phosphorus compound as the active substance.
- the specific load when loading this column 4 with uranium / plutonium or flow rate is about 1-10 bed volumes per hour.
- the mother liquor freed of uranium and plutonium in this way reaches line 2, line 58, line 58 and line 22 as well as valve 22 and 24 to tank 2, it consists practically of an NH 4 NO 3 solution and is then via line 25 and the valve 26 are returned to the conversion process.
- the adsorbed heavy metals uranium and plutonium are then eluted by rinsing the bed with approx. 3-6 molar nitric acid in a temperature range of 30 ⁇ 50 ° C ⁇ adjustable via the heater 41 or 12, this acid in an amount of about 3 -5 bed volumes per hour is passed through the column.
- This elution takes place in the reverse flow direction to the loading, that is to say the valve 53 is switched to the line 56, and likewise the valve 58, so that this nitric acid enters the fixed bed column 4 from above via the line 57.
- the fissile material is enriched in the eluate to a concentration of 10-20 g / l.
- This eluate passes via line 55, the appropriately converted valve 54 to line 21 and from there into container 2, the valve 26 of which is closed. It then passes via line 27 and the open valve 28 into the evaporator 3, where it is enriched to a concentration of 300 to 400 g / l of fission material and returned to the conversion process via line 32.
- the evaporator is of course provided for this purpose with a heating device or with a heatable double jacket in the usual way.
- this method can be carried out not only discontinuously, as shown here in the example, but also continuously.
- Another application of the process according to the invention - including the oxidation - is also in the Pu separation from the filtrate concentrates of the oxalate process according to DE-OS 2 624 990.
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Description
- Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Rückgewinnen der Schwermetalle Uran und/oder Plutonium aus einer Ausgangslösung, die zum Absorbieren von UO2 2+- und PuO2 2+-ionen über ein makroporöses, copolymerisiertes, mit einer Phosphorverbindung als Wirksubstanz versehenes Harzbett geführt wird, aus dem diese Schwermetaltionen mit Salpetersäure eluiert werden.
- Ein derartiges Verfahren ist aus FR-A 2 198 902 bekannt, nach der eine salpetersaure Lösung von U6+-lonen über ein solches Harzbett in einer Kationenaustauschersäule geleitet wird.
- Insbesondere in Betrieben, in denen Urandioxid bzw. U/PuO2 aus UF6 nach dem AUC- oder AU/ PuC-Konversionsprozess hergestellt werden, fallen grosse Mengen an Filtraten von NHqNO3 und (NH4)2CO3 an, wobei in diesen Lösungen noch geringe Konzentrationen von Uran und/oder Plutonium neben hohen Konzentrationen von Ammoniumsalzen vorliegen.
- Bei der allgemeinen Reinigung uran- und plutoniumhaltiger Lösungen wurde bereits ein breites Spektrum sowohl von Kationentauschern als auch von Anionentauschern eingesetzt. Auch wurde eine Vielzahl von Adsorberharzen in dieser Richtung untersucht. Diese und das bekannte Verfahren umfassen aber nur die Aufkonzentrierung von Uran oder Plutonium aus verdünnten und salzarmen Lösungen. Dabei wurde auch die Trennung von Uran und Plutonium oder die Abtrennung von Americium erreicht.
- Diese Verfahren sind aber nicht geeignet für die Filtrataufarbeitung von ammoniumsalzhaltigen Lösungen. Diese Aufarbeitung wird daher zur Zeit nach folgenden Schritten durchgeführt:
- 1. Ausdampfen von Ammoniak und Kohlendioxid und Abfiltrieren von ausfallenden Hydroxiden.
- 2. Einengen der Lösung, Nachfällen und Filtration.
- 3. Erneute Aufbereitung der Lösung und eine weitere Fällung restlicher vorhandener Schwermetallmengen.
- Dieses Verfahren ist jedoch sehr aufwendig.
- Der Erfindung liegt die Aurgabe zugrunde, mit optimal geringem Aufwand die Salze und die Uran- und Plutoniumionen, die in Filtraten aus Konversionsprozessen zum Herstellen von UO2 bzw. U/PuO2 enthalten sind, mit geringst möglichen Verlusten auszunutzen.
- Zur Lösung dieser Aufgabe ist ein Verfahren der eingangs erwähnten Art erfindungsgemäss dadurch gekennzeichnet, dass als Ausgangslösung Filtrate aus Konversionsprozessen zum Herstellen von UO2 bzw. U/PuO2, die durch Zugabe von 5 bis 10 m HNOa auf einen pH-Wert < 3 eingestellt wurden, sowie zum Eluieren 3 bis 6 molare Salpetersäure in einem Temperaturbereich bis 80°C verwendet werden und dass die nach dem Führen der Ausgangslösung über das Harzbett entstandene Restlösung sowie das eingedampfte Eluat in Konversionsprozesse rückgeführt werden.
- Die Erfindung macht sich die Erkenntnis zunutze, dass eine hohe Salzfracht in der Ausgangslösung selbst dann keineswegs die Wirksamkeit des makroporösen Harzbettes beim Absorbieren von Uran- und Plutoniumionen beeinträchtigt, wenn diese Schwermetallionen nur in geringer Konzentration in der Ausgangslösung vorhanden sind.
- Vorteilhafterweise werden die Schwermetalle Uran und/oder Plutonium in der Ausgangslösung in die sechswertige Stufe aufoxidiert.
- Zur näheren Veranschaulichung dieses Verfahrens wird auf das in der Figur dargestellte Fliessschema verwiesen und dieses anhand eines Beispieles näher erläutert. Dieses entspricht der Filtrataufarbeitung aus dem AU/PuC-Prozess, kann aber in der gleichen Form auch auf den AUC- oder andere Prozesse übertragen werden.
- In den Reaktionsbehälter 1 wird über die Leitung 13 und das Ventil 15 die aus einem Filtrationsvorgang kommende Mutterlauge eingefüllt. Sie enthält ca. 400 g/I Ammoniumsalze und ca. 1 g U(VI)/Pu(VI) pro Liter. Über die Leitung 14 und das Ventil 16 wird dann 5-10 molare Salpetersäure zugegeben bis die Lösung einen pH-Wert < 3 aufweist. Ein Rührwerk 11 sorgt dabei für eine stets gleichmässige Durchmischung des Behälterinhaltes. Das bei der Reaktion entstehende CO2 wird über die Leitung 17, eine Kühlfalle 19 sowie ein Filter 18, abgeleitet. Zum Abführen der Reaktionswärme wird der Behälter 1 in diesem Beispiel über die Einrichtung 12 gekühlt.
- Nach Erreichung des erwähnten pH-Wertes wird die Lösung über die Leitung 51, die Pumpe 5, die Leitung 52, die Ventile 53, 54 sowie die Leitung 55 der Festbettextraktionskolonne 4 zugeleitet. diese Kolonne ist mit einem Absorberharz gefüllt, beispielsweise einem makroporösem copolymerisierten Harz mit einer Phosphorverbindung als Wirksubstanz. Die spezifische Belastung beim Beladen dieser Kolonne 4 mit Uran/Plutonium bzw. Durchströmgeschwindigkeit beträgt etwa 1-10 Bettvolumina pro Stunde.
- Die von Uran und Plutonium auf diese Weise befreite Mutterlauge gelangt über die Leitung 57, das Ventil 58 und die Leitung 21 sowie das Ventil 22 und 24 zum Behälter 2, sie besteht praktisch aus einer NH4NO3-Lösung und wird anschliessend über die Leitung 25 und das Ventil 26 wieder in den Konversionsprozess zurückgeführt.
- Nach dem Beladen des Adsorbermaterials in der Kolonne 4 mit U/Pu-lonen wird diese zunächst mit ca. 1 molarer Salpetersäure aus dem in der Zwischenzeit entsprechend gefüllten Behälter 1 gewaschen und wie die Mutterlauge über den Behälter 2 sowie die Leitung 26 wieder in den Konversionsprozess zurückgeführt. Diese extrahierte Lösung und die Waschsäure enthalten weniger als 5 ppm U(VI)/Pu(VI) pro Liter. Das evtl. in der Ausgangslösung enthaltene Americium wird dabei nicht auf dem Harz adsorbiert.
- Anschliessend werden die adsorbierten Schwermetalle Uran und Plutonium mit Spülen des Bettes mit ca. 3-6 molarer Salpetersäure in einem Temperaturbereich von 30―50 °C―einstellbar über die Heizung 41 bzw. 12 - eluiert, wobei diese Säure in einer Menge von etwa 3-5 Bettvolumina pro Stunde über die Säule gegeben wird. Dieses Eluieren erfolgt dabei in umgekehrter Fliessrichtung wie das Beladen, das heisst das Ventil 53 wird auf die Leitung 56 umgeschaltet, desgleichen das Ventil 58, so dass diese Salpetersäure über die Leitung 57 von oben in die Festbettkolonne 4 eintritt. Der Spaltstoff wird dabei im Eluat auf eine Konzentration von 10-20 g/I angereichert. Dieses Eluat gelangt über die Leitung 55, das entsprechend umgestellte Ventil 54 zur Leitung 21 und von dort in den Behälter 2, dessen Ventil 26 geschlossen ist. Über die Leitung 27 und das offene Ventil 28 gelangt es sodann in den Verdampfer 3 und wird dort auf eine Konzentration von 300 bis 400 g/l Spaltstoff angereichert und über die Leitung 32 in den Konversionsprozess zurückgeführt. Der Verdampfer ist selbstverständlich zu diesem Zweck mit einer Heizeinrichtung bzw. mit einem aufheizbaren Doppelmantel in üblicher Weise versehen. Nach diesem Waschvorgang, bei dem die Eluiersäure HNO, über die Leitung 14 und das Ventil 16 zugegeben wird, ist die Adsorberkolonne 4 sozusagen wieder regeneriert und steht für einen erneuten Durchlauf der Mutterlauge zur Verfügung.
- Durch eine Parallelanordnung der Adsorberkolonnen und der Gefässe 1 und 2, die mit entsprechenden Umschalteinrichtungen versehen sind, kann dieses Verfahren nicht nur, wie hier im Beispiel gezeigt, diskontinuierlich, sondern auch kontinuierlich durchgeführt werden.
- Mit diesem Verfahren können natürlich nicht nur Mutterlaugen aus Konversionsanlagen behandelt werden, vielmehr kann auf diese Weise auch der Spaltstoff aus Abwässern eines analytischen Labors oder plutoniumhaltige Filtrate abgetrennt werden. Bei diesen Lösungen liegt das Plutonium ebenfalls neben einer Vielzahl anderer Salze in der Lösung vor, diese Lösungen mussten bisher, da sie nicht aufgearbeitet werden konnten, einer Endlagerung zugeführt werden. Gemäss dem geschilderten Beispiel werden die Lösungen auch hier zur Plutonium-Sechswertigkeit aufoxidiert, was auf elektrochemischem Wege oder durch die Zugabe von oxidierenden Chemikalien geschehen kann, siehe z. B. die DE-OS 2811 959.
- Eine weitere Anwendung des erfindungsgemässen Verfahrens - einschliesslich der Aufoxidation - liegt auch in der Pu-Abtrennung aus den Filtratkonzentraten des Oxalat-Verfahrens nach DE-OS 2 624 990.
- Die auf diese Weise vom Spaltstoff befreite Lösung-das erwähnte Adsorptionsmaterial reagiert unter den beschriebenen Reaktionsbedindungen sehr spezifisch auf UO2 2+ und PuO2 2+- kann sehr viel problemloser und auch kostengünstiger einer Endlagerung zugeführt werden.
- Abschliessend seien die Vorteile dieses Verfahrens kurz zusammengefasst:
- 1. Mit verfahrenstechnisch und apparativ sehr kleinem Aufwand werden Uran und Plutonium aus Lösungen mit hoher Salzfracht zurückgewonnen.
- 2. Eine getrennte Abscheidung von in einer Lösung enthaltenem Uran- und Plutonium erfolgt nicht.
- 3. Das Adsorptionsharz wird bei den beschriebenen Prozessen nicht in eine Nitrat-Form überführt, liegt immer in einer stabilen Form vor und wird somit praktisch nicht verbraucht.
- 4. Das Adsorptionsmaterial adsorbiert nur die sechswertigen UO2 2+- und PuO2 2+-lonen.
- 5. Der eluierte und aufkonzentrierte Spaltstoff kann ebenso und evtl. auch die Abfallösung in den vorausgegangenen Prozess, z. B. den Konversionsprozess, zurückgeführt werden.
- 6. Aus einer endzulagernden Abfallösung kann wertvolles spaltbares Material zurückgewonnen werden.
- 7. Der Prozess ist sehr leicht zu steuern und kann charchenweise bzw. auch kontinuierlich gefahren werden.
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