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PUREX流程中锝的分布特性研究进展

发布时间:2021-09-19 09:41
  99Tc是多价态、高产额裂变产物核素,在PUREX流程中具有特殊的萃取行为和氧化还原特性,是动力堆乏燃料后处理工艺中需要控制走向的重要核素。本文首先阐述了锝的基本化学性质,重点论述了锝在PUREX工艺流程中铀钚共去污段、锝洗段和铀钚分离段的分布特性,分析了不同酸度、离子浓度和还原反萃体系等因素对锝走向的影响,为将来进一步控制其走向和分离提供参考。 

【文章来源】:核化学与放射化学. 2020,42(05)北大核心CSCD

【文章页数】:10 页

【部分图文】:

PUREX流程中锝的分布特性研究进展


不同HNO3和铀浓度条件下

示意图,去污,示意图


长寿命人造放射性核素99Tc(T1/2=2.1×105 a)主要是由反应堆中235U热中子裂变产生的,也是一个具有较高裂变产额(6.13%)和高度迁移性的裂变产物[1],是环境放射性安全评估过程中重点关注的三个以阴离子状态存在的核素(99Tc、129I、79Se)之一[2]。后处理废液中的99Tc在地质处置过程中极易挥发泄露[3],泄露到环境中后,可在微生物、植物和某些无脊椎动物体内积累,进而对生态系统构成长期潜在的危害。随着核电事业的发展,核燃料燃耗加深及235U初始丰度的提高,锝含量显著增加,使锝在动力堆乏燃料后处理工艺中成为一个需要重点关注的元素。在PUREX流程中,锝的化学行为主要涉及三个工艺单元,即铀钚共去污段、锝洗段和铀钚分离段,共去污分离循环示意图示于图1。锝行为的复杂性主要体现在两个方面:(1) 共去污过程中锝与其他金属离子发生共萃取,流程中影响锝共萃行为的因素复杂;(2) 在铀钚分离过程中锝与还原剂发生复杂反应,可能对铀钚分离造成影响。因此,掌握锝的工艺过程特性及其分离技术对于后处理工艺设计、锝的走向控制和生态安全等均具有非常重要的意义。本文主要针对锝在PUREX流程中的分布特性研究进展进行综述,并提出今后的研究重点和建议。1 锝的化学性质简介

氧化电势,价态


不同价态锝的氧化还原电位示于图2[4]。在HNO3溶液中,锝离子的稳定性顺序为:Tc(Ⅶ)>Tc(Ⅳ)>Tc(Ⅴ)>Tc(Ⅵ)[5]。TcO-4是Tc(Ⅶ)在水溶液中最稳定的存在形式,是一种中等强度的氧化剂,可以被多种还原剂还原,如非质子酸[6]、羟胺[7]、Fe(Ⅱ)[8]、Sn(Ⅱ)等[9]。PUREX流程中,在含PO键的有机配体存在下,TcO-4能够与U(Ⅵ)、Pu(Ⅳ)和Zr(Ⅳ)等金属离子共萃进入有机相,对这些元素的纯化和分离造成影响,而且由于锝的催化氧化还原反应,造成在后处理过程中关键锕系元素的价态很难控制[10]。由于TcO-4在水溶液中具有高溶解度和低络合性的特点,因此很难被一般岩石和矿物质吸附,导致其在环境中可快速迁移。由于其高度迁移性,工艺废液中的锝泄漏风险较高,如在美国Hanford后处理厂所处的渗流带和地下水中就检测到了高浓度的99Tc,严重威胁了当地的生态安全[11]。

【参考文献】:
期刊论文
[1]PUREX流程1A槽中锝的走向分析[J]. 王辉,刘方,孙亚茹,张磊,郑卫芳.  核化学与放射化学. 2019(05)
[2]后处理Purex流程洗锝工艺条件的选定与验证[J]. 周常新,王孝荣,何辉,陈延鑫,周贤明,任凤仪.  原子能科学技术. 2014(S1)
[3]硝酸体系中Tc(Ⅶ)与乙异羟肟酸的反应动力学研究[J]. 晏太红,左臣,郑卫芳,张柏青,张宇,鲜亮,卞晓艳,李传博.  原子能科学技术. 2012(09)
[4]APOR后处理流程1B槽中锝的走向[J]. 王辉,魏艳,刘方,贾永芬,刘占元.  核化学与放射化学. 2012(02)
[5]双羟基脲与HNO2的反应动力学及对Pu(Ⅲ)的稳定作用[J]. 晏太红,郑卫芳,叶国安,张宇,鲜亮,卞晓艳,迪莹.  核化学与放射化学. 2009(02)
[6]乙异羟肟酸在TRPO简化流程中的应用[J]. 张平,刘秀琴,王建晨,宋崇立.  核化学与放射化学. 2004(03)
[7]HNO3-TBP/OK体系中锆、锝共萃取行为的研究[J]. 欧阳应根,李瑞雪,娇海洋,赵雅平,林松.  核化学与放射化学. 2003(02)
[8]乙异羟肟酸用于Purex流程中Np/U的分离[J]. 郑卫芳,章泽甫,林漳基,常志远,朱建民,朱兆武.  核科学与工程. 2001(04)
[9]N,N-二甲基羟胺对Pu(Ⅳ)的还原反萃和相应的计算机模型[J]. 何辉,胡景炘,张先业,肖松涛,朱文彬,王方定.  核化学与放射化学. 2001(02)
[10]乙异羟肟酸改善Purex流程铀产品中U-Pu的分离[J]. 郑卫芳,刘黎明,常志远.  原子能科学技术. 2000(02)

硕士论文
[1]TBP-煤油从硝酸介质中萃取七价锝的动力学研究[D]. 王辉.中国原子能科学研究院 2007



本文编号:3401375

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