[发明专利]一种从核燃料后处理废液中回收锝的方法

说明书

本发明属于乏燃料后处理技术领域，涉及一种从核燃料后处理废液中回收锝的方法。所述的方法依次包括如下步骤：(1)对含锝的硝酸废液进行脱硝处理、浓缩处理；(2)加入多苯基吡啶硝酸盐的溶液进行沉淀处理；(3)对沉淀料液进行搅拌处理、陈化处理与过滤处理，所得滤饼为含锝产品。利用本发明的从核燃料后处理废液中回收锝的方法，能够采用大阳离子沉淀法，选择性地从核燃料后处理的废液中沉淀高锝酸根阴离子(TcO₄^‑)，得到较纯的锝产品，从而极大简化锝的提取工艺。

技术领域

本发明属于乏燃料后处理技术领域，涉及一种从核燃料后处理废液中回收锝的方法。

背景技术

锝-99是核反应堆中产额较高的长寿命裂变产物，裂变产额约为6％，半衰期约为2.11×10⁵年。锝-99具有很强的迁移性，在放射性废物地质处置中，锝-99可以从玻璃固化体迁移到地下水中，对生物圈具有潜在的长期性辐射危害风险。锝-99最安全的处置方式是将其从核燃料后处理放射性废液中提取出来，通过热中子嬗变为稳定的或短寿命的钌元素，通过分离-嬗变可彻底消除其危害。

从后处理过程提取锝-99有以下几类已报道或已申请的专利：

(1)美国提出的UREX+流程、刘方等提出的分离锝的PUREX流程。该类方法采用乙异羟肟酸作为关键试剂，对后处理主工艺流程框架进行了很大的改动，不适用于传统的PUREX流程后处理工厂。

(2)离子交换法。后处理废液中锝浓度较高，废液组成复杂，并且含有微量的有机试剂降解产物，不宜采用离子交换法。离子交换法只适用于低浓度锝的捕集，并且有机试剂降解产物很容易影响离子交换剂使用寿命。同时离子交换剂在卸出后将产生大量的放射性固体废物，不利于放射性废物最小化。

(3)以三辛胺、N235、Aliquat336、吡啶及其衍生物、丁酮等作为萃取剂，用萃取法进行提取。萃取法中需要多步萃取、洗涤、反萃过程，虽然可以实现锝的高回收率和净化因子，但是工艺过程繁琐，会产生较多的水相及有机相放射性废液。

发明内容

本发明的目的是提供一种从核燃料后处理废液中回收锝的方法，以能够采用大阳离子沉淀法，选择性地从核燃料后处理的废液中沉淀高锝酸根阴离子(TcO₄^-)，得到较纯的锝产品，从而极大简化锝的提取工艺。

为实现此目的，在基础的实施方案中，本发明提供一种从核燃料后处理废液中回收锝的方法，所述的方法依次包括如下步骤：

(1)对含锝的硝酸废液进行脱硝处理、浓缩处理；

(2)加入多苯基吡啶硝酸盐的溶液进行沉淀处理；

(3)对沉淀料液进行搅拌处理、陈化处理与过滤处理，所得滤饼为含锝产品。

本发明的相关原理如下：

(1)采用多苯基吡啶硝酸盐作为沉淀剂(以四苯基吡啶硝酸盐为例，结构如下式(I)所示)。多苯基吡啶阳离子是一类大阳离子，与高锝酸根这一类较大的阴离子容易形成沉淀，而与阳离子不发生反应。锝提取过程中需要分离的杂质离子主要有铀(UO₂²⁺)、钚(Pu⁴⁺)、锶(Sr²⁺)、铯(Cs⁺)、锆(Zr⁴⁺)、钌(RuNO³⁺)，等，在低酸条件下均以阳离子存在，在采用大阳离子沉淀高锝酸根阴离子时，这些杂质离子不会进入沉淀。因此，采用该方法，可以通过一个沉淀步骤实现锝的选择性提取和纯化。

四苯基吡啶硝酸盐与高锝酸根沉淀反应式