Сравнение эффективности извлечения америция и плутония на твердофазных экстрагентах ТОДГА, DN Resin-B и TEVA Resin-B из модельных пульп накопленных высокоактивных отхо-дов
Аннотация
Исследование посвящено разработке технологии выделения из растворенных осадков накопленных высокоактивных отходов (ВАО) сложного состава радионуклидов америция и плутония с целью выведения их в отдельный поток, направляемый на остекловывание. Подобное решение позволит отвердить оставшийся раствор, содержащий основное количество макрокомпонентов, более простым и доступным методом цементирования. Для обеспечения возможности цементирования растворенных пульп накопленных ВАО необходимо достичь следующих коэффициентов очистки от основных альфа-излучающих радионуклидов: от америция ~300, от плутония ~150. Содержание урана в растворенных пульпах не ограничивает степень включения данного раствора в цементный компаунд. Для имитации присутствия в растворе америция и плутония в экспериментах использовали их химические аналоги – Nd и Th, соответственно.
Изучена эффективность совместного извлечения неодима и тория из модельного раствора, имитирующего растворенные осадки накопленных высокоактивных отходов, на твердофазных экстрагентах отечественного и импортного производства на основе N,N,N’,N’-тетраоктилдигликольамида (ТОДГА и DN RESIN-B). Для селективного извлечения тория применяли ТФЭ на основе четвертичного аммониевого основания TEVA Resin-B. Показана возможность достижения требуемых коэффициентов очистки. По эффективности сорбции на ТФЭ DN Resin-B и ТОДГА компоненты раствора можно расположить в следующем порядке: Th>Nd>U.
Проведены испытания двухстадийной схемы с предварительным выделением тория на твердофазном экстрагенте TEVA RESIN-B и последующим извлечением неодима на твердофазном экстрагенте DN Resin-В. Установлено, что предварительное выделение тория позволяет увеличить эффективность очистки от неодима в 3 раза. Однако эффективность извлечения тория на ТФЭ TEVA Resin-B ниже, чем на ТФЭ ТОДГА и DN Resin-B. С учетом этого, предпочтительной выглядит схема с двумя последовательными ступенями очистки на ТФЭ DN Resin-B. Снижение содержания урана в модельном растворе с 3.2 г/дм3 до 0.9 мг/дм3 позволило значительно увеличить эффективность извлечения неодима и тория.
Скачивания
Литература
Logunov M.V., Karpov V.I., Dru-zhinina N.E. Approaches to Reprocessing of Highly Radioactive Sludge Accumulated at the Mayak PA.Voprosy radiacionnoj be-zopasnosti. 2011; 1: 15-28. (In Russ.)
Kozlov P.V., Remizov M.B., Makarovskij R.A. Main Approaches, Prac-tices and Challenges Faced at Reprocessing of Liquid Radioactive Waste with Complex Chemical Composition Stored in Vessels. Radioaktivnye othody. 2018; 4(5): 55-66. (In Russ.)
Postanovlenie pravitel’stva no. 1069 ot 19.10.2012.
Turanov A.N., Karadashev V.K. Re-covery of Rare-Earth Elements From Nitric Acid Solutions Using Polymer Sorbent Im-pregnated With Diphenyl (Dialkyl Car-bamoyl Methyl) Phosphine Oxides. Radio-himija. 2002; 44(6): 506-511. (In Russ.)
Miljutin V.V., Gelis V.M. Sorption of Ions of REE(III), Th(IV) and U(VI) from Nitric Acid Solutions Using Tetraoctyl Di-glycolamide-Based Sorbents. Radiohimija. 2015; 57(5): 438-441.
Ansari S.A., Pathak P.N. N, N, N’, N’,–Tetraoctyl Diglycolamide (TODGA): A Promising Extractant for Actinide-Partitioning from High-Level Waste (HLW). Solv. Extr. Ion Exch. 2005; 23(4): 463-479.
Chuhlanceva E.V., Sergeeva N.L. De-termination of Americium Macroquantities Using Tetraoctyl Diglycolamide Impregnat-ed Sorbent for Subsequent Spectral Deter-mination of Impurities in Americium Diox-ide. Analitika I kontrol’. 2012; 16(2): 143-150. (In Russ.)
