[發明專利]一種從乏燃料后處理廢液中萃取回收镎的方法

有效

• 申請號: 201710259170.5
• 申請日: 2017-04-19
• 公開（公告）號: CN107245588B
• 公開（公告）日: 2019-03-12
• 發明（設計）人: 李峰峰;蔣德祥;何輝;唐洪彬;劉金平;周賢明
• 申請（專利權）人: 中國原子能科學研究院
• 主分類號: C22B60/02
• 分類號: C22B60/02
• 代理公司: 暫無信息
• 代理人: 暫無信息

本發明屬于核廢物處理回收技術領域，涉及一種從乏燃料后處理廢液中萃取回收镎的方法。所述的方法包括如下任選的、可替換順序并可重復的步驟，并最終收集水相反萃取物：(1)用氧化劑將含镎的水相溶液中的镎氧化為六價，并在強酸性條件下加入含甲基膦酸二(1?甲庚)酯的有機溶劑進行萃取；收集有機相加入還原劑，在稀酸性條件下進行反萃取，以將有機相中六價的镎選擇還原為五價并反萃取進入水相，(2)用還原劑將含镎的水相溶液中的镎還原為四價，并在強酸性條件下加入含甲基膦酸二(1?甲庚)酯的有機溶劑進行萃取；收集有機相，在稀酸性條件下進行反萃取，以將有機相中四價的镎反萃取進入水相。利用本發明的方法，能夠制得純度達標的硝酸镎溶液。

技術領域

本發明屬于核廢物處理回收技術領域，涉及一種從乏燃料后處理廢液中萃取回收镎的方法。

背景技術

動力堆核電站的乏燃料中含有一定量的镎，含量依乏燃料的燃耗不同而異，燃耗33000中的乏燃料中镎-237含量約為500-600g/tU。乏燃料在后處理過程中主要回收钚和鈾，镎-237則留在放射性廢液中。留在放射性廢液中的镎-237如若不提取出來，則會進入固化體。镎-237在固化體中遷移性強，不利于地質處置庫的安全。同時，镎-237可用作原料經輻照轉換為钚-238，成為航天電源和熱源用的重要同位素材料。因此把镎-237從放射性廢液中提取出來，一方面能減少廢物處理時镎-237遷移性強造成的安全風險；另一方面提取出來的镎-237可作為制備钚-238的重要原料。因此，從乏燃料后處理廠廢液中將镎提取出來有著重要的意義。

然而，在以回收鈾、钚為目標的乏燃料后處理廠，镎不用分離提取回收，主要都進入后處理廠高放廢液和中放廢水處理后深埋。乏燃料后處理廠的高放廢液和中放廢液主要是2-3mol/L的硝酸水溶液，其中也有一定量的后處理過程引入的成分，如鈉、鋯、裂變產物元素、萃取剩余的鈾、钚以及其他錒系元素如镎、镅、鋦等。因此，要在放射性、成分復雜的放射性廢液中將镎-237分離純化提取出來具有一定技術難度。

美、俄、英、法、日等國家均研究過在乏燃料后處理廠中提取镎-237的流程，實現了在乏燃料后處理廠從高放廢液和中放廢液進行镎-237的提取回收。高放廢液中提取镎的方法一般為：在乏燃料后處理廠共去污分離單元中，設法將镎趕入高放廢液(1AW)中，然后從高放廢液中提取镎。典型的用此法提取镎的國外廠家包括美國薩凡那河廠和西谷廠、英國的溫茨凱爾廠等。另一種在中放廢液中提取镎的一般方法為：在乏燃料后處理廠的共去污分離單元中，將鈾、镎、钚共同萃取使之進入有機相(1AP)中，后繼使镎進入放射性較低的廢液中分離提取。典型的用此法提取镎的國外廠家包括美國的漢福特廠和中西部廠、法國的馬庫爾廠和阿格廠、俄羅斯的RT-1廠、日本的東海村廠等。

國際上乏燃料后處理廠提取镎的工藝主要有離子交換法和溶劑萃取法。離子交換法的原理是利用離子交換樹脂對镎與其他錒系元素、裂片元素間的吸附能力的差異實現分離。其中一種方法是在特定條件下，讓镎-237吸附在離子交換柱上，使用洗滌劑洗脫裂變產物元素、鈾钚等其他元素之后，再將镎洗脫下來。根據镎-237對其他元素的去污要求，可能還需進行第二次或第三次重復的操作以進一步提高镎-237的純度。

溶劑萃取法從乏燃料后處理廠廢液中提取镎-237的原理是利用有機萃取劑對不同價態的镎、钚以及裂片元素萃取能力的差異將镎從廢液中分離純化出來。公開號為103305702A，發明名稱為“一種從Purex流程的2AW+2DW中放廢液中回收和純化镎的工藝”的中國專利申請公開了使用磷酸三丁酯(TBP)為萃取劑的镎提取流程。該方法是在一定條件下，利用TBP對Np(IV、VI)萃取分配比較高，對Np(V)、Pu(III)、裂片元素萃取分配比低的特性，可實現鈾、镎、钚的萃取回收，而與裂片元素分離。但是，30％TBP-稀釋劑有機相萃取存在一個問題，即30％TBP-稀釋劑有機相對四價镎在酸度較高的情況下萃取分配系數也僅為1-2，需要在高酸度(4mol/L以上硝酸)、高鹽濃度存在強的鹽析作用下，設計為多級萃取，才能保證對四價镎有足夠的萃取率。這樣在萃取四價镎時，需要采用較高的硝酸濃度或者加入很多鹽分，這對于減少放射性廢物的產生極為不利。