[发明专利]一种从乏燃料后处理废液中萃取回收镎的方法

说明书

本发明属于核废物处理回收技术领域，涉及一种从乏燃料后处理废液中萃取回收镎的方法。所述的方法包括如下任选的、可替换顺序并可重复的步骤，并最终收集水相反萃取物：(1)用氧化剂将含镎的水相溶液中的镎氧化为六价，并在强酸性条件下加入含甲基膦酸二(1‑甲庚)酯的有机溶剂进行萃取；收集有机相加入还原剂，在稀酸性条件下进行反萃取，以将有机相中六价的镎选择还原为五价并反萃取进入水相，(2)用还原剂将含镎的水相溶液中的镎还原为四价，并在强酸性条件下加入含甲基膦酸二(1‑甲庚)酯的有机溶剂进行萃取；收集有机相，在稀酸性条件下进行反萃取，以将有机相中四价的镎反萃取进入水相。利用本发明的方法，能够制得纯度达标的硝酸镎溶液。

技术领域

本发明属于核废物处理回收技术领域，涉及一种从乏燃料后处理废液中萃取回收镎的方法。

背景技术

动力堆核电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异，燃耗33000中的乏燃料中镎-237含量约为500-600g/tU。乏燃料在后处理过程中主要回收钚和铀，镎-237则留在放射性废液中。留在放射性废液中的镎-237如若不提取出来，则会进入固化体。镎-237在固化体中迁移性强，不利于地质处置库的安全。同时，镎-237可用作原料经辐照转换为钚-238，成为航天电源和热源用的重要同位素材料。因此把镎-237从放射性废液中提取出来，一方面能减少废物处理时镎-237迁移性强造成的安全风险；另一方面提取出来的镎-237可作为制备钚-238的重要原料。因此，从乏燃料后处理厂废液中将镎提取出来有着重要的意义。

然而，在以回收铀、钚为目标的乏燃料后处理厂，镎不用分离提取回收，主要都进入后处理厂高放废液和中放废水处理后深埋。乏燃料后处理厂的高放废液和中放废液主要是2-3mol/L的硝酸水溶液，其中也有一定量的后处理过程引入的成分，如钠、锆、裂变产物元素、萃取剩余的铀、钚以及其他锕系元素如镎、镅、锔等。因此，要在放射性、成分复杂的放射性废液中将镎-237分离纯化提取出来具有一定技术难度。

美、俄、英、法、日等国家均研究过在乏燃料后处理厂中提取镎-237的流程，实现了在乏燃料后处理厂从高放废液和中放废液进行镎-237的提取回收。高放废液中提取镎的方法一般为：在乏燃料后处理厂共去污分离单元中，设法将镎赶入高放废液(1AW)中，然后从高放废液中提取镎。典型的用此法提取镎的国外厂家包括美国萨凡那河厂和西谷厂、英国的温茨凯尔厂等。另一种在中放废液中提取镎的一般方法为：在乏燃料后处理厂的共去污分离单元中，将铀、镎、钚共同萃取使之进入有机相(1AP)中，后继使镎进入放射性较低的废液中分离提取。典型的用此法提取镎的国外厂家包括美国的汉福特厂和中西部厂、法国的马库尔厂和阿格厂、俄罗斯的RT-1厂、日本的东海村厂等。

国际上乏燃料后处理厂提取镎的工艺主要有离子交换法和溶剂萃取法。离子交换法的原理是利用离子交换树脂对镎与其他锕系元素、裂片元素间的吸附能力的差异实现分离。其中一种方法是在特定条件下，让镎-237吸附在离子交换柱上，使用洗涤剂洗脱裂变产物元素、铀钚等其他元素之后，再将镎洗脱下来。根据镎-237对其他元素的去污要求，可能还需进行第二次或第三次重复的操作以进一步提高镎-237的纯度。

溶剂萃取法从乏燃料后处理厂废液中提取镎-237的原理是利用有机萃取剂对不同价态的镎、钚以及裂片元素萃取能力的差异将镎从废液中分离纯化出来。公开号为103305702A，发明名称为“一种从Purex流程的2AW+2DW中放废液中回收和纯化镎的工艺”的中国专利申请公开了使用磷酸三丁酯(TBP)为萃取剂的镎提取流程。该方法是在一定条件下，利用TBP对Np(IV、VI)萃取分配比较高，对Np(V)、Pu(III)、裂片元素萃取分配比低的特性，可实现铀、镎、钚的萃取回收，而与裂片元素分离。但是，30％TBP-稀释剂有机相萃取存在一个问题，即30％TBP-稀释剂有机相对四价镎在酸度较高的情况下萃取分配系数也仅为1-2，需要在高酸度(4mol/L以上硝酸)、高盐浓度存在强的盐析作用下，设计为多级萃取，才能保证对四价镎有足够的萃取率。这样在萃取四价镎时，需要采用较高的硝酸浓度或者加入很多盐分，这对于减少放射性废物的产生极为不利。