DE3332954A1

DE3332954A1 - Verfahren zur abtrennung von neptunium aus einer organischen phase bei der wiederaufarbeitung bestrahlter kernbrenn- und/oder brutstoffe

Info

Publication number: DE3332954A1
Application number: DE19833332954
Authority: DE
Inventors: Zdenek Dr. 7500 Karlsruhe Kolarik; Robert 6728 Germersheim Schuler
Original assignee: Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Current assignee: Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
Priority date: 1983-09-13
Filing date: 1983-09-13
Publication date: 1985-03-28
Also published as: FR2551745A1; FR2551745B1; US4659551A; GB2149195B; GB2149195A; DE3332954C2; GB8422183D0

Description

Kernforschungszentrum Karlsruhe, den 8.9.1983 Karlsruhe GmbH PLA 8342 Gl'/he

ANR Ioo2597

Verfahren zur Abtrennung von Neptunium aus einer organischen Phase bei der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kern-Brenn- und/oder Brutstoffe.

Beschreibung:

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Abtrennung von Neptunium aus einer organischen Phase , die bei der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrenn- und/ oder Brutstoffe entsteht, wenn diese in einer wäßrigen, starken Säure aufgelöst werden und Uran-, Plutonium- und Neptunium-Ionen, sowie Teilmengen von Tritium und von Spaltprodukten in lonenforrn mit einem organischen, in einem Verdünnungsmittel gelösten Extraktionsmittel aus der wäßrigen in die organische Phase überführt werden, welch letztere einem ersten und einem zweiten Waschschritt bzw. Dekontaminationsschritt in Bezug auf Spaltproduktionen unterzogen wird.

Abgebrannte Kernbrennstoffe , beispielsweise aus Leichtwasser-Kernreaktoren (LWR-Brennstoffe), werden mit dem Purex-Verfahren mit dem Ziel wiederaufgearbeitet, die in ihnen enthaltenen x^ertvollen Spaltstoffe, nämlich Uran und Plutonium, wiederzugewinnen. Die chemische und radiochemische Reinheit der gewonnenen Uran- und Plutoniumendprodukte muß sehr hohen Anforderungen standhalten. Eine der radioaktiven Verunreinigungen, die besonders aus dem Uranprodukt mit einer hohen Effektivität entfernt werden müssen, ist Neptunium.

In LWR-Brennstoffen entsteht das Neptunium häuptsächlich in der Reaktionskette ²³⁸U(n,2n)²³⁷U(B)²³⁷Np. Ein hoch abgebrannter Brennstoff enthält einige Hundert mg Np pro kg, aber nach der Wiederaufarbeitung dürfen die Uran- und Plutoniumprodukte höchstens mit ^1 ppm bzw.^ 1000 ppm Np kontaminiert sein. Das bedeutet, daß für Neptunium während des gesamten Verfahrens Dekontaminationsfaktoren von ^500 bzw.>50 in der Uran- bzw. Plutoniumreinigung erreicht werden müssen.

Eine effektive Abtrennung des Neptuniums von Uran und Plutonium ist vor allem dadurch erschwert, daß das Neptunium in verschiedenen Prozeßlösungen in zwei oder sogar drei nebeneinander existierenden Wertigkeitsstufen anwesend sein kann, die sich in der Extrahierbarkeit mit z.B. Tributylphosphat (TBP) stark unterscheiden: Neptunium(V) ist praktisch nicht extrahierbar, Neptunium(IV) ist ziemlich schwach extrahierbar und die Extrahierbarkeit von Neptunium(VI) ist mit der von Plutonium(IV) vergleichbar. In vielen Extraktionsoperationen des Purex-Verfahren neigt das Neptunium dazu, sich zwischen dem Raffinat und dem Extrakt mehr oder weniger gleichmäßig zu verteilen.

Falls kein Versuch unternommen wird, die Extrahierbarkeit des Neptuniums zu beeinflussen,wird ein großer Anteil des Neptuniums (bis zu 99 %)in der ersten

Extraktionsoperation des Purex-Verfahrens, d.h. in der Coextraktion von Uran und Plutonium aus der Brutstofflösung in die organische Phase, mit den beiden Elementen extrahiert (W-Ochsenfeld, F.Baumgärtner, U.Bauder, H.-J. Bleyl, D.Ertel und G.Koch,

KfK 2558 (1977). In dem nächsten Schritt des Purex-Verf ahrens, d.ho bei der Trennung des Plutoniums vom Uran, teilt sich das Neptunium in zwei vergleichbare Anteile, die jeweils das Uran- und das Plutoniumprodukt begleiten- Es wäre zwar möglich, die Verteilung des Neptuniums zwischen diesen zwei Produkten zugunsten des Uran- oder Plutoniumproduktes zu verschieben, aber dazu müßte die Konzentration von Salpetersäure in dem organischen, uran- und plutoniumhaltigen Strom genau kontrolliert werden. Dies ist jedoch in der Praxis nicht immer möglich und es muß damit gerechnet werden, daß das Uran- sowie das Plutoniumprodukt mit Neptunium kontaminiert ist und daß die Abtrennung des Neptuniums erst in den folgenden Reinigungszyklen für Uran und Plutonium erfolgt. Dort ist dann ein Dekontaminationsfaktor von 200 bis 300 bzw= 20 bis 3O zu erreichen»

Es ist also offensichtlich, daß das Problem am elegantesten gelöst würde, wenn das Neptunium schon am Anfang des Extraktionsteils des Purex-Verfahrens vom Uran und Plutonium abgetrennt würde. Das heißt, daß es gelingen müßte, daß Neptunium bei der Coextraktion von Uran und Plutonium und der anschließenden Wäsche des organischen Produktes in den Raffinatstrom zu

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Bericht der Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH

schicken. Das Neptunium liegt in der Einsatzlösung für die Coextraktion (Brennstofflösung) überwiegend in der sechswertigen Form vor. Es muß also ein Reduktionsmittel gefunden werden, daß das extrahierbare Neptunium (VI) zum nicht extrahierbaren Neptunium (V), nicht aber das extrahierbare Plutonium(IV) zum nicht extrahierbaren Plutonium(III) reduziert. Es ist auch wichtig, daß das Neptunium(V) nicht weiter zum einigermaßen extrahierbaren Neptunium(IV) reduziert wird. Die Erfüllung aller dieser Bedingungen ist äußerst schwierig, weil sich bei der Coextraktion des Urans und des Plutoniums eine ziemlich hohe Konzentration von Salpetersäure (3 bis 4,2 Mol/l) in der wäßrigen Phase einstellt. Die hohe Säurekonzentration verlangsamt die Reduktion von Neptunium(VI) zum Neptunium (V) und begünstigt nicht nur eine weitere Reduktion des Neptuniums zum Neptunium(IV), sondern auch eine Disproportionierung des Neptuniums (V) zum Neptunium (IV) und Neptunium (VI). Das entstehende Neptunium(IV) kann dann Plutonium(IV) zu Plutonium(III) reduzieren.

In der Literatur wurde nur eine Möglichkeit beschrieben, das Neptunium schon bei der Coextraktion von Uran und Plutonium in das Raffinat zu überführen (W.L.Poe, A.W.Joyce und R.I.Martens, Ind.Eng.Chem.,Process Des. Dev. 2_, 314 (1964)). Das dabei verwendete Reduktionsmittel, salpetrige Säure, verhindert zwar das Entstehen von Neptunium(IV) und Plutonium(III), ermöglicht jedoch keine sehr effektive Abtrennung des Neptuniums. In der Veröffentlichung von Poe et al sind

keine Zahlenangaben zu finden, aber dem Text-kann entnommen werden, und unsere eigenen Erfahrungen bestätigen dies, daß ein nicht unerheblicher Anteil des Neptuniums mit Uran und Plutonium extrahiert wird und in die Reinigungszyklen gelangt.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, aus Extraktionsmittel-Lösungen eines Verfahrens zur Wiederaufarbeitung von bestrahlten Kernbrenn- und/oder Brutstoffen das mit den zu gewinnenden Spaltstoffen Uran und Plutonium mitextrahierte, unerwünschte Neptunium bereits zu Beginn des Wiederaufarbeitungsverfahrens abzutrennen und dadurch die Endproduktlösungen einerseits des Urans andererseits des Plutoniums im Hinblick auf Neptunium weitestgehend zu dekontaminieren. Das Neptunium soll aus der organischen Phase der Coextraktion von Uran und Plutonium selektiv in Bezug auf U und Pu in eine wäßrige Abfall-Lösung überführt werden, ohne daß Uran und/oder Plutonium mit in die wäßrige Abfall-Lösung gelangen.

Die Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß die vorwiegend mit Uran (VI), Plutonium(IV) und Neptunium (VI) beladene organische Phase anstelle des zweiten Dekontaminationsschrittes folgender Behandlung ausgesetzt wird, bevor die organische Phase zur Uran-Plutonium-Trennung oder zur Uran-Plutonium-Coreextraktion weitergeleitet wird;

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a) Inkontaktbringen der organischen Phase mit einer im Gegenstrom geführten wäßrigen, verdünnte HNO₃₇ Butyraldehyd und eine geringe Konzentration Sulfaminsäure enthaltenden Lösung zur selektiven Reduktion des Np(VI) zu Np(V) und zur selektiven Rückextraktion des Np(V) (in Bezug auf U und Pu) aus der organischen in die wäßrige Phase,

b) Inkontaktbringen der wäßrigen, mit Np(V) und mit Teilmengen von Tritium und Spaltprodukten beladenen Phase aus a) mit einer frischen Extraktionsmittel-Lösung mit einem Fluß, der 1/10 bis 1/5 des Flusses der zu dekontaminierenden organischen Phase entspricht, zur Sicherung der Selektivität der Rückextraktion des Np (V) in Bezug auf U und Pu und

c) Abtrennen der aus b) erhaltenen wäßrigen Phase mit Np (V), T und Spaltprodukten von der organischen Phase.

Vorteilhafterweise wird die wäßrige Reduktions- und Rückextraktionslösung mit einer Konzentration von Butyraldehyd von 0,2 bis 0,3 Mol/l, mit einer Konzentration an SuIfaminsäure von O,002 bis 0,006 Mol/l und mit einer HN0₃-Konzentration von 0,5 bis 1,2 Mol/1 verwendet.

Eine besondere Ausbildung des erfindungsgemäßen Verfahrens ist dadurch gekennzeichnet, daß die relativen Flüsse bzw. das Verhältnis der Flüsse der mit U(VI),

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ΛΑ *

Pu(IV) und Np(VI) beladenen organischen Lösung zu der wäßrigen, Butyraldehyd enthaltenden Lösung zu der frischen organischen Extraktionsmittel-Lösung 1,0 zu 0,15 bis 0,25 zu 0,1 bis 0,2 betragen bzw. beträgt.

Das bekannte Fließschema der Coextraktion von U und Pu des Purex-Verfahrens kann eine zweite Wäsche der mit Uran und Plutonium beladenen organischen Phase einschließen (Fig. 1). Nachdem die beladene organische Phase in dem HS-Teil des HA/HS-Extraktors mit einer konzentrierteren Salpetersäurelösung gewaschen worden ist, wird sie in dem AS-Extraktor mit einer verdünnteren Säurelösung zwecks einer verbesserten Dekontamination von Spaltprodukten nachgewaschen. Dabei wird die schwachsaure Waschlösung aus dem AS-Extraktor in den HS-Teil des HA/HS-Extraktorsgeführt. Diese zweite Wäsche der beladenen organischen Phase kann für die Abtrennung des Neptuniums ausgenützt werden, allerdings unter zwei Voraussetzungen: die Säurekonzentration in dem wäßrigen Waschstrom wird auf einen für die Reduktion des Neptuniums (VI) günstigen Wert herabgesetzt und die zweite Wäsche wird von der ersten Wäsche abgekoppelt, indem der wäßrige Waschstrom aus dem AS-Extraktor nicht in den HA/HS-Extraktor, sondern nach einer Rückwäsche mit einer frischen TBP-Lösung zum Abfall geführt wird. Eine schematische Darstellung dieser erfindungsgemäß vorgeschlagenen Verfahrensweise bei der Coextraktion von U und Pu im Purex-Verfahren gibt

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Fig. 2 und ein Vergleich der Figuren 1 und 2'macht dann den Unterschied zwischen dem erfindungsgemäßen und dem zum Stande der Technik gehörigen Fließschema deutlich. Bei dem herkömmlichen Fließschema (Fig. 1) würde das im AS-Extraktor bei einer niedrigeren Säurekonzentration aus der organischen Phase herausgewaschene Neptunium (V) in den HA-Teil des KA/HS-Extraktors gelangen, wo es bei der dort herrschenden höheren Säurekonzentration in der wäßrigen Phase teilweise dxsproportxonieren würde. Die dabei entstehenden Wertigkeitsstufen (IV) und ^VI) des Neptuniums wurden dann wieder extrahiert werden. Auch der Dekontaminationseffekt der 2. Wäsche könnte bei dem herkömmlichen Fließschema (Fig. 1) zunichte gemacht werden: die im AS-Extraktor durch die schwächere Säure rückextrahierten Spaltprodukte könnten im HA/HS-Extraktor bei der höheren Säurekonzentration wieder in die organische Phase überführt werden. So könnte es zu einer Akkumulierung von Neptunium und Spaltprodukten in der HA/HS/AS-Kette kommen.

Das erfindungsgemäße Verfahren, das beispielsweise durch das Fließschema der Fig. 2 des Purex-Verfahrens erläutert wird, ist zwar komplizierter als das herkömmliche Fließschema (Fig. 1),weist aber wesentliche Vorteile auf:

1) es ermöglicht, wie im Beispiel gezeigt wird, eine effektive Abtrennung eines wesentlichen Anteils des Neptuniums schon vor der Uran-Plutonium-Trennung und vor der Reinigung beider Produkte, bei der dann

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gegebenenfalls ein niedriger Dekontaminationsfaktor ( ■<■ 5) zum späteren Erreichen der geforderten Reinheit genügt;

2) falls eine tritiumfreie Lösung von Salpetersäure für die 2. Wäsche benutzt wird, dient der Waschgang auch zur Entfernung von Tritium aus der organischen, mit Uran und Plutonium beladenen Phase;

3) die organische Phase wird zusätzlich von Spaltprodukten wie Zirkonium gereinigt, die bei niedrigen Säurekonzentrationen schwach extrahierbar sind; dabei werden die herausgewaschenen Spaltprodukte direkt in den Abfall geführt;

4) die neptunium- und gegebenenfalls tritiumhaltige wäßrige, aus dem AS-Extraktor austretende Waschlösung kann getrennt von dem Raffinatstrom aus dem HA/HS-Extraktor aufbewahrt werden; so kommt das Reduktionsmittel für das Neptunium (VI) nicht in Berührung mit der Hauptmenge der im HA/HS-Extraktor vom Uran und Plutonium abgetrennten Spaltprodukte und mögliche Redox- oder Fällungsreaktionen des Reduktionsmittels mit Metallionen werden vermieden;

5) bei einem etwaigen Durchbruch des Plutoniums in die neptuniumhaltige, aus dem AS-Extraktor austretende wäßrige Lösung müßte der Prozeß nicht abgebrochen werden.

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Die Einsatzlösung w^Lrd nach der üblichen Weise ge-

wonnen, d.h. durch Auflösung von Kernbrennstoff in heißer Salpetersäure, Entfernung von Feststoffen und Einstellung von Metall- und Saurekonzentrationen. Die Konzentration von Salpetersäure soll 2 bis 3,5 Mol/l betragen, vorzugsweise 3,0 Mol/l, und die von Uran (VI) 150 bis 300 g/l, vorzugsweise 240 g/l. Die Plutonium (IV)-Konzentration ist durch den Abbrand des Brennstoffes gegeben. Mit dieser Einsatzlösung HAF wird der HA/HS-Extraktor nach dem in Fig. 2 dargestellten Fließschema beschickt. Als Extraktor eignet sich ein Misch-Absetzer mit 3 bis 24 Stufen; eine pulsierte Kolonne mit Siebboden oder Füllung, eine nicht pulsierte, gepackte Kolonne, eine Oldshue-Rushton-Kolonne usw., jeweils 1 bis 8 m hoch; ein mehrstufiger Zentrifugalextraktor oder eine Batterie von nacheinander geschalteten einstufigen Zentrifugalextraktoren usw. Der relative Fluß der Einsatzlösung wird für den Vergleich mit den Flüssen anderer Lösungen als 1 definiert.

In dem HA/HS-Extraktor wird die Einsatzlösung mit der organischen Phase HX im Gegenstrom kontaktiert. Die organische Phase besteht aus einem Extraktionsmittel und einem Verdünnungsmittel. Das Extraktionsmittel ist eine organische Verbindung, die in ihrem Molekül eine Phosphorylgruppe und keine dissoziationsfähigen Wasserstoffatome enthält. Es kann also ein Phosphor-

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säuretriester, Phosphonsaurediester, Phosphinsäureester oder ein Phosphinoxid angewandt werden, d.h. eine Verbindung des Typs (^R0^__n ^R _n ^P0 wobei η = 0 bis 3 und R eine Alkyl-, Aryl-, Alkylaryl- oder Arylalkylgruppe ist und die R-Gruppen gleich oder verschieden sind. Vorzugsweise wird Tributylphosphat (T?P) als Extraktionsmittel benutzt. Die Konzentration des Extraktionsmittels soll in dem Bereich 0,2 bis 1,5 Mol/l liegen, vorzugsweise bei 1,1 Mol/l und wird so gewählt, daß die Viskosität der organischen Phase und ihre Dichte für die Trennung der flüssigen Phasen nach der Kontaktierung in dem Extraktor auch bei Beladung mit Uran günstig sind und daß die Verteilungskoeffizienten einzelner Komponenten für alle während des Prozesses durchzuführenden Extraktionsoperationen annehmbar sind. Das Verdünnungsmittel kann ein individueller aliphatischer Kohlenwasserstoff sein, von Pentan bis zu einem hohen Kohlenwasserstoff mit einem Schmelzpunkt von > 10 C? ein individueller alicyclischer Kohlenwasserstoff mit oder ohne eine Seitenkette? ein halogeniertes Alkan, wie z.B. Tetrachloromethan oder eine Verbindung des Typs C F₂ ,ο mit η > 5 usw.; in allen Fällen kann das Molekül des Verdünnungsmittels eine verzweigte oder unverzweigte Kette enthalten. Weiter kann eine Mischung von Kohlenwasserstoffen, z.B. Kerosin, die aliphatische und daneben auch alicyclische oder aromatische Kohlenwasserstoffe enthält, angewandt werden. Die organische Phase wird in den HA/HS-Ex-

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traktor nach dem in Fig. 2 gegebenen Fließschema mit einem relativen Fluß von 2 bis 4 eingespeist. Der Fluß der organischen Phase soll so eingestellt werden, daß ihre Beladung nach dem Verlassen des HA/HS-Extraktors zwischen 60 und 8O %, vorzugsweise bei 70 % der gesamten Kapazität des Extraktionsmittels liegt.

Die mit Uran und Plutonium beladene organische Phase wird im Waschteil des HA/HS-Extra.ktors mit der Waschlösung HAS gewaschen, die 2 bis 4 Mol Salpetersäure/1 enthält, vorzugsweise 3 Mol/l. Den HA/HS-Extraktor verläßt die organische Phase als HXP-Strom, in dem das Uran und das Plutonium schon von Spaltprodukten weitgehend befreit sind. Unmittelbar nach dem Austritt aus dem HA/HS-Extraktor wird der HXP-Strom in die Mitte des AS-Extraktors eingeführt. Dort wird er im Gegenstrom mit der Waschlösung ASS kontaktiert, die Salpetersäure, das Reduktionsmittel für das Neptunium (VI) und ein salpetrige Säure zersetzendes Mittel enthält. Als Reduktionsmittel für das Neptunium (VI) wird Butyraldehyd angewandt, und zwar bei einer Konzentration von 0,2 bis 0,3 Mol/l in dem ASS-Strom, vorzugsweise 0,25 Mol/l. Die salpetrige Säure, die in kleinen Mengen u.a. durch Radiolyse in dem System entsteht und die Reduktion von Neptunium (VI) zum Neptunium (V) stört, wird mit SuIfaminsäure zersetzt, deren Konzentration im ASS-Strom 0,002 bis 0,006 Mol/l, vorzugsweise 0,004 Mol/l beträgt. Die Salpetersäurekonzentration im ASS-Strom soll im Bereich 0,5 bis 1,2 Mol/l

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liegen und vorzugsweise 0,8 Mol/1 sein. Der -relative Fluß der ASS-Lösung soll 0,45 bis 0,55, vorzugsweise 0,50 sein. Bei dem Kontakt der HXP- und ASS-Lösungen in dem rechten Teil des AS-Extraktors wird das Neptunium (VI) zum Neptunium (V) reduziert und in die wäßrige ASS-Lösung, zusammen mit einem Teil der im HA/ HS-Extraktor nicht entfernten Spaltprodukte überführt. Gleichzeitig werden in die ASS-Lösung auch gewisse Mengen von Uran und Plutonium überführt, die wieder aus der ASS-Lösung in die ,organische ASX-Lösung extrahiert werden. Dazu wird die ASX-Lösung, die die gleiche Zusammensetzung hat wie die HX-Lösung, in dem linken Teil des AS-Extraktorsmit der ASS-Lösung im Gegenstrom kontaktiert. Der relative Fluß der ASX-Lösung soll in dem Bereich 0,3 bis 0,6 liegen und vorzugsweise 0,4 sein. Die ASS-Lösung wird nach dem Austritt aus dem AS-Extraktor entweder zum hochaktiven oder (wahrscheinlicher) zum mittelaktiven Abfall geschickt= Die vom Neptunium gereinigte organische Lösung HXP" wird nach dem Austritt aus dem AS-Extraktor entweder zur Uran-Plutonium-Trennung (sog.-¹¹ earlysplitting") oder zur Coreextraktion von Uran und Plutonium (sog.-"late splitting") weitergeführt.

Beispiel:

Eine simulierte HAF-Einsatzlösung, die 245 g U(VI)/1, 4,4 g Pu(IV)/l, 190 mg Np(VI)/! und 2,9 Mol Salpetersäure/1 enthielt, wurde in die 8.Stufe eines 16-stufigen, als HA/HS-Extraktor dienenden Laboratoriums-

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Misch-Absetzer eingespeist. Der Fluß dieser'Lösung war 150 ml/h. Zur Bestimmung der Effektivität der Abtrennung von Neptunium wurde das Neptunium mit

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dem Isotop Np markiert, dessen Gammaradioaktivität mit einem Natriumjodidkristall im Energiebereich 0,9 bis 1,1 MeV gemessen wurde. In die erste Stufe des Misch-Absetzers wurde als organische Phase HX eine 30 vol.%-ige Lösung von Tributylphosphat in einer Mischung von n-Alkanen (C,_Q bis C,₃) eingeführt. Der Fluß der organischen Phase betrug 400 ml/h. In die 16.Stufe des Misch-Absetzers wurde eine Waschlösung eingeleitet, die 3,0 Mol Salpetersäure/1 enthielt und deren Fluß 4O ml/h war. Die beladene organische Phase HXP verließ den HA/KS-Extraktor in der 16.Stufe und enthielt 86 g U(VI)/1, 1,54 g Pu(IV)/!, etwa 60 mg Np (VI)/1 und 0,23 Mol Salpetersäure/1. Der Fluß der organischen Phase erhöhte sich durch die Aufnahme von Uran (VI) auf etwa 415 ml/h. Sie wurde in die 8.Stufe eines weiteren, als AS-Extraktor dienenden 16-stufigen Laboratoriums-Misch-Absetzer eingeleitet. In die 16.Stufe dieses AS-Extraktors wurde eine ASS-Lösung eingeführt, die 0,2 Mol Butyraldehyd/1, 0,004 Mol Sulfaminsäure/1 und 0,5 Mol Salpetersäure/1 enthielt mit einem Fluß von 8O ml/h. Die 1.Stufe des AS -Extraktors wurde mit einer organischen Lösung ASX beschickt, die die gleiche Zusammensetzung wie die HX-Lösung und einen Fluß von 60 ml/h hatte.Die Effektivität der Abtrennung des Neptuniums wurde mit dem Dekontaminationsfaktor (DF) charakterisiert, der als das Verhältnis der in dem HXP-Strom in den AS-Extraktor in einer Zeiteinheit eintretenden Gesamtmenge des

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Neptuniums zu der im ASS-Strom aus dem AS-Extraktor in der gleichen Zeiteinheit austretenden Gesamtmenge des Neptuniums definiert wurde. Der DF-Wert schwankte während der Versuchszeit zwischen 100 und 360. Als typischer Wert kann ein DF von etwa 200 angegeben werden, der einer 99,5 %-igen Entfernung von· Neptunium aus dem HXP-Strom entspricht. Der Verlust von Plutonium in dem ASS-Strom war etwa 0,4 %, während der Uranverlust vernachlässigbar war (<0,l %). Es wurde eine gewisse Akkumulierung des Plutoniums in der wäßrigen Phase zwischen der 8. und 16.Stufe des AS-Extraktors beobachtet, aber durch die Einstellung der Urankonzentration im HXP-Strom und der Säurekonzentration im ASS-Strom auf geeignete Werte kann die Plutoniumkonzentration in dem genannten Gebiet des AS-Extraktors unter 3 g/l gehalten werden.

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Claims

Kernforschungszentrum Karlsruhe, den 7.9.1983 Karlsruhe GmbH PLA 8342 Gl/he ANR Ioo2597 Patentansprüche:

1. Verfahren zur Abtrennung von Neptunium aus einer organischen Phase, die bei der Wiederaufarbeitung bestrahlter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe entsteht, wenn diese in einer wäßrigen,starken Säure aufgelöst werden und Uran-, Plutonium- und Neptunium-Ionen, sowie Teil-Mengen von Tritium und von Spaltprodukten in Ionenform mit einem organischen, in einem Verdünnungsmittel gelösten Extraktionsmittel aus der wäßrigen in die organische Phase überführt werden, welch letztere einem ersten und einem zweiten Waschschritt bzw. Dekontaminationsschritt in Bezug auf Spaltproduktionen unterzogen wird,

dadurch gekennzeichnet, daß

die vorwiegend mit Uran (VI), Plutonium (IV) und Neptunium (VI) beladene organische Phase anstelle des zweiten Dekontaminationsschrittes folgender Behandlung ausgesetzt wird, bevor die organische Phase zur Uran-Plutonium-Trennung oder zur Uran-Plutonium-Coreextraktion weitergeleitet wird:

a) Inkontaktbringen der organischen Phase mit einer im Gegenstrom geführten wäßrigen, verdünnte HNO₃, Butyraldehyd und eine geringe Konzentration SuIfaminsäure enthaltenden Lösung zur

selektiven Reduktion des Np(VI) zu Np(V)- und zur selektiven Rückextraktion des Np(V) (in Bezug auf U und Pu) aus der organischen in die wäßrige Phase,

b) Inkontaktbringen der wäßrigen, mit Np(V) und mit Teilmengen an Tritium und Spaltprodukten beladenen Phase aus a) mit einer frischen Extraktionsmittel-Lösung mit einem Fluß, der 1/10 bis 1/5 des Flusses der zu dekontaminierenden organischen Phase- entspricht, zur Sicherung der Selektivität der Rückextraktion des Np (V) in Bezug auf U und Pu und

2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die wäßrige Reduktions— und Rückextraktionslösung mit einer Konzentration von Butyraldehyd von 0,2 bis 0,3 Mol/l, mit einer Konzentration an Sulfaminsäure von 0,002 bis O,006 Mol/l und mit 'einer HNO₃-Konzentration von 0,5 bis 1,2 Mol/l verwendet wird.

3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die relativen Flüsse bzw. das Verhältnis der Flüsse der mit U(VI), Pu(IV) und Np(VI) beladenen organischen Lösung zu der wäßrigen, Butyr-

aldehyd enthaltenden Lösung zu der frischen organischen Extraktionsmittel-Lösung 1,0 zu 0,15 bis 0,25 zu 0,1 bis 0,2 betragen bzw. beträgt.