Экстракция америция и европия тетраоктил дигликольамидом во фторированных полярных разбавителях
Дипломная работа - Химия
Другие дипломы по предмету Химия
Экстракция америция и европия тетраоктил дигликольамидом во фторированных полярных разбавителях
Введение
Интенсивное развитие ядерной энергетики привело к накоплению жидких и твердых радиоактивных отходов, представляющих серьёзную опасность для окружающей среды. Уменьшить количество радиоактивных отходов возможно, совершенствуя технологии переработки ядерного горючего, в частности, уменьшая объём подлежащих захоронению и утилизации уже имеющихся отходов. Основным способом переработки отходов ядерного топлива является жидкостная экстракция.
При переработке ядерного топлива образуются отходы как высокой, так и средней активности, содержащие долгоживущие радионуклиды (90Sr, 137Cs и актиниды). Наибольшую опасность представляют долгоживущие b/g-излучатели и a-излучатели - трансурановые элементы. Необходимо решать проблему хранения этих радионуклидов.
Большую часть растворов с высоким содержанием в них солей долгоживущих нуклидов можно обработать, а затем отделить низкоактивные отходы, чтобы их можно было захоронить в поверхностном хранилище, а продукты высокоактивных долгоживущих нуклидов разместить в геологических формациях или в долговременном хранилище. Эти высокоактивные отходы (ВАО) занимают лишь несколько процентов от общего объёма, и после их экстракции появляется возможность захоронить эту малую долю в хранилищах, отвечающих требованиям по хранению ВАО.
Возможны два альтернативных способа переработки отработанного топлива:
- Неразделенная смесь долгоживущих радионуклидов остекловывается, и полученные стеклоблоки направляются на временно контролируемое хранение в специальное хранилище. Срок выдерживания таких отходов - 50 - 100 лет - для обеспечения разрушения радионуклидов 137Cs и 90Sr.
В этом случае неизбежно выявляется ряд недостатков: большой объем материала, остекловывающегося вместе с радионуклидами, повышает затраты как на стадии варки стекла, так и при хранении отходов. Кроме того, целый ряд макрокомпонентов (как-то кристаллизующиеся в отдельную фазу при остекловывании благородные металлы) оказывает вредное влияние на качество получаемого стекла.
- Альтернативным способом является выделение долгоживущих радионуклидов из общей массы и концентрирование их в малых объемах растворов, подлежащих остекловыванию и дальнейшему хранению. Оставшаяся после выделения радионуклидов балластная масса отходов направляется на отверждение для последующего приповерхностного хранения в виде низкоактивных отходов.
Были начаты исследования по извлечению актинидов и долгоживущих продуктов деления из кислых растворов, остающихся после растворения отработанного топлива. В дальнейшем актиниды (америций, кюрий) и продукты деления, такие как 135Cs, предполагается подвергать процессу трансмутации или капсулировать в специальные матрицы.
Для выделения актинидов уже было предложено несколько процессов, основанных на различных экстрагентах. А именно:
- TRUEX-процесс, в котором в качестве экстрагента используется октил - (фенил) - N, N-диизобутилкарбамоилметилфосфиноксид (CMPO),
- DIAMEX-процесс, использующий N, N, N, N-диметилдибутилтетрадецилмалонамид (DMDBTDMA),
- DIDPA-процесс, использующий диизодецилфосфорную кислоту,
- TRPO-процесс, основанный на применении в качестве экстрагента триалкилфосфиноксида [1 - 5].
Все эти процессы, проходившие тестирование как на модельных, так и на реальных ВАО, тем не менее, имеют ряд недостатков. В частности, таковыми для TRUEX-процесса являются недостаточная реэкстракция америция и кюрия при сниженной кислотности и образование побочных продуктов, вызванное разложением экстрагента. DIDPA-процесс, в свою очередь, не применим к концентрированным ВАО без предварительной денитрации, которая приводит к осаждению актинидов. Недостаток TRPO-процесса - в его невозможности применения в интервалах кислотности 3 - 4 М HNO3, обычно встречающейся в растворах ВАО. Полностью сжигаемый DMDBTDMA, хоть и рассматривался как перспективный вариант, всё же является слабым экстрагентом по отношению к америцию и кюрию в интервалах кислотности меньше 3 М HNO3 [3].
Таким образом, для того чтобы минимизировать объем отхода, нужны соединения, способные эффективно и избирательно удалить нуклиды из кислой и / или сильно засоленной среды. Фосфорорганические соединения, применяющиеся в настоящее время в экстракционных процессах, имеют ряд серьезных недостатков, в частности, невысокую селективность и недостаточную радиационную устойчивость. В связи с этим актуален поиск более эффективных катионсвязывающих соединений.
Помимо всего прочего, немаловажен и тот факт, что в понятие промышленного экстрагента входит не только само вещество, используемое для выделения радионуклидов, но и разбавитель, применяемый для приготовления растворов, необходимых для проведения процесса экстракции катионов из кислых и сильно засоленных сред. Поэтому также необходимо и развитие исследований в области поиска наиболее эффективных разбавителей для экстрагентов.
1. Аналитический обзор
.1 Моно- и диамиды как перспективные экстрагенты радионуклидов
диамид экстрагент радионуклид европий
Для минимизации вторичных отходов, возникающих в процессе переработки радиоактивных отходов, была разработана CHON-концепция, принятая во