[发明专利]铀、钚、镎共萃取的方法

说明书

技术领域

本发明属于核燃料循环技术领域，具体涉及铀、钚、镎共萃取的方法。

背景技术

²³⁷Np是超铀元素，为易裂变核材料，是后处理厂的副产品之一，半衰期长达2.14×10⁶年。在典型的轻水堆乏燃料中，每吨乏燃料中约含500～700克²³⁷Np；在快堆乏燃料中，每吨乏燃料中大约含有200克²³⁷Np。

由于²³⁷Np放射性毒性大，在核燃料循环中若将其作为核废物进行玻璃固化后地质处置，处置成本高并且会对生态环境产生难以估计的影响。而如果将大于99%的²³⁷Np从乏燃料中分离出来，则能够大大降低核废物的放射性毒性和地质处置成本。另外，从核燃料中分离出的²³⁷Np也是一种重要的战略资源：²³⁷Np是生产²³⁸Pu的主要原料：由²³⁷Np辐照生产的Pu产品中²³⁸Pu的同位素丰度约为80%-85%，主要应用于航天器的核动力电源系统。

在核燃料后处理中，镎与铀、钚、裂片等元素共存于核燃料溶解液中。溶解液首先进入PUREX流程第一萃取循环的共去污段（1A萃取器），采用萃取剂（30%TBP/稀释剂）将铀、钚萃取到有机相（1AP），实现铀、钚与裂片元素、镧系元素和其它锕系元素的分离，萃余相为1AW（经过浓缩后即为高放废液HLLW）。由于镎的化学形态复杂，镎在共去污段的走向相当分散，部分镎可以与铀、钚一起被萃取进入有机相，其余部分则与裂片元素一起进入萃余液（1AW），将镎定量的控制进入单一液流（1AW或1AP）是十分困难的。因此，为了从乏燃料溶解液中分离回收²³⁷Np，在PUREX流程的共去污段（1A）有效地控制镎的走向是关键技术。

镎在硝酸溶液中有Np(IV)、Np(V)、Np(VI)三种价态形式，在乏燃料溶解液中主要以不被萃取的Np(V)存在。TBP对于不同价态镎的萃取能力为：Np(VI)>Np(IV)＞>Np(V)。基于镎的这些性质，目前在PUREX流程的共去污段发展出了两种基本的方法回收镎：

（1）在共去污阶段将镎赶入到水相萃余液（1AW）；

在美国萨凡那河厂，为了使95%的Np赶入水相萃余液中，在萃取段的有机相进口附近加入5.3mol的NaNO₂，稳定1AF进料中的Np(V)，使其不被氧化和萃取；通过调整工艺参数，采用高的铀饱和度来抑制在进料级附近Np(VI)的萃取，促使镎进入水相萃余液（HLLW）。

这种方法的缺点是，将镎与强放射性的裂片元素一起赶入高放废液，由于高放废液的放射性活度很高，因而在随后分离镎的过程中，对生产用的材料、试剂的耐辐照性能和安全防护要求高，生产成本高，产生的放射性废物多。

(2)在共去污阶段将镎与铀、钚共萃取，进入有机相（1AP）。

美国汉福特厂，法国UP3厂，英国温茨凯尔厂，日本动燃团等均采用铀、钚、镎共萃取的方法从乏燃料溶解液中回收镎。在共去污阶段将大部分的镎与铀、钚萃取到有机相中，使镎与HLLW分离，镎被萃取到有机相（1AP）后，在后续流程中可以控制镎在铀线净化循环或钚线纯化循环中进行分离回收。

该方法是在溶解液1AF进入1A萃取器之前，通过加入一定量的硝酸将镎氧化到六价，反应式为：

这种调整价态的方法需要仔细控制亚硝酸的浓度，因为如果亚硝酸过量，将会发生亚硝酸还原Np(VI)到Np(V)的反应。另外由于上式为可逆反应，仍然会有部分Np(V)不能被氧化成Np(VI)，使得料液中的镎难以被完全萃取进入1AP有机相，镎的萃取率不高，例如，在共去污（1A）阶段从溶解液中萃取到有机相中镎的萃取率，法国UP-3厂约为82%，英国温茨凯尔厂约为70%，日本动燃团约为88%。

为了将溶解液中的镎氧化到六价态，日本原子能研究所在开发PARC流程时，使用NH₄VO₃将Np(V)氧化到Np(VI)，但是这种方法也只能将92%的镎萃取进入有机相，而且由于需要过量加入NH₄VO₃，大量NH₄VO₃进入高放废液后，会增加放射性废物的含盐量，从而增大核废物处置的难度和成本。

发明内容

（一）发明目的