Высаливание америция-241 в процессе сорбции с использованием твердофазного экстрагента на основе ТОДГА

На сегодняшний день в проекте «Прорыв» разрабатываются эффективные методы переработки облученного ядерного топлива (ОЯТ) для возвращения в топливный цикл долгоживущих радионуклидов с целью его замыкания. Одной из задач разработки замкнутого топливного цикла является переработка высокоактивных азотнокислых рафинатов PUREX-процесса. Для реализации данной задачи требуется выделение америция-241 из жидких радиоактивных отходов. При переработке и фракционировании ЖРО широко используют экстракционные и сорбционные технологии извлечения, очистки и концентрирования радионуклидов. Наибольшую эффективность и избирательность в процессах экстракции актиноидов (III) и лантаноидов (III) с редкоземельными (РЗЭ) и трансплутониевыми элементами (ТПЭ) из азотнокислых растворов переработки отработавших ядерных материалов показали экстрагенты на основе N, N, N’, N’ – тетраоктилдигликольамида (ТОДГА). Перед использованием твердофазного экстрагента на основе ТОДГА ионы вещества в растворе должны быть переведены в нейтральные комплексы или другие недиссоциированные соединения. Этого можно достичь путем добавления в раствор нейтральных солей, которые снижают растворимость разделяемых элементов, смещают экстракционное распределение и значительно повышают эффективность извлечения. Высаливаемое вещество извлекается в виде новой фазы – твердого осадка, жидкой или газовой фазы, причем в случае жидкостной экстракции происходит увеличение емкости экстрагента по целевому компоненту. Поэтому добавление в водную фазу солей-высаливателей, для повышения ионной силы раствора увеличивает коэффициенты распределения извлекаемых веществ, что в свою очередь, повышает емкость сорбентов. Целью настоящей работы является исследования процесса высаливания америция-241 в процессе сорбции с использованием опытного модифицированного образца ТВЭКС ТОДГА в исследуемых модельных растворах ЖРО с урановым макрокомпонентом для различных содержаний NaNO₃. В результате исследования выявлено, что наиболее высокие коэффициенты распределения при сорбции америция-241 и урана были получены в растворе с содержанием 100 г/л NaNO₃, однако для урана этот эффект выражен значительно меньше, чем для америция-241. В процессе исследования кинетики сорбции америция-241 и урана был выявлен эффект высаливания, который подтверждается величинами равновесных концентраций америция-241 и урана в растворе в одной и той же точке времени, но с разной концентрацией NaNO₃. Для америция-241 разница в равновесных концентрациях составила порядок в сторону ее уменьшения при увеличении концентрации NaNO₃ до 100 г/л. Использование данного эффекта позволяет получить максимальную емкость по америцию-241 в системе с урановым макрокомпонентов.

1. Adamov E.O., Mochalov Y.S., Rachkov V.I., Khomyakov Yu.S., Shadrin A.Yu. et al. Spent nuclear fuel reprocessing and nuclear materials recycling in two-component nuclear energy. Atomic energy. 2021;130:29–35. https://link.springer.com/article/10.1007/s10512-021-00769-w

2. Адамов Е.О., Каширский А.А., Муравьев Е.В., Толстоухов Д.А. Структура и параметры двухкомпонентной ядерной энергетики при переходе к замыканию ядерного топливного цикла. Известия Российской академии наук. Энергетика. 2016;5:14–32. EDN: WRJCHH. Режим доступа: https://elibrary.ru/download/elibrary_26931859_70056435.pdf (дата обращения: 25.07.2023).

3. Адамов Е.О., Алексахин Р.М., Большов Л.А., Дедуль А.В., Орлов В.В. и др. Проект «Прорыв» – технологический фундамент для крупномасштабной ядерной энергетики. Известия Российской академии наук. Энергетика. 2015;1:5–13. EDN TLUFGN. Режим доступа: https://elibrary.ru/download/elibrary_23112795_31777322.pdf (дата обращения: 25.07.2023).

4. Shadrin A.Y., Ivanov V.B., Skupov M.V., Troyanov V.M., Zherebtsov A.A. Comparison of closed nuclear fuel cycle technologies. Atomic Energy. 2016;(121):119–126. https://doi.org/10.1007/s10512-016-0171-2

5. Мясоедов Б.Ф. Калмыков С.Н., Шадрин А.Ю. Химические технологии замыкания ядерного топливного цикла. Вестник Российской академии наук. 2021;(91)5:459–469. EDN: UHXNNP. https://doi.org/10.31857/S0869587321050170

6. Ровный С.И., Шевцев П.П. Современное состояние и пути совершенствования радиохимической технологии выделения и очистки урана и плутония. Вопросы радиационной безопасности. 2007;2(46):5–13. EDN: JUUSRF. Режим доступа: https://elibrary.ru/download/elibrary_11643604_37252633.pdf (дата обращения: 25.07.2023).

7. Sharov V.E., Kostikova G.V. Influence of the nature of the diluent on the extraction of Eu(III), Am(III), and Cm(III) with N,N,Nꞌ,Nꞌ-Tetrabutyldiglycolamide from nitric acid solutions. Radiochemistry. 2023;(65):45–51. https://doi.org/10.1134/S1066362223010071

8. Potential benefits and impacts of advanced nuclear fuel cycles with actinide partitioning and transmutation. Paris: OECD Publishing. NEA. 2011. Available at: https://www.oecd-nea.org/jcms/pl_14572/potential-benefits-and-impacts-of-advanced-nuclear-fuel-cycles-with-actinide-partitioning-and-transmutation?details=true (accessed: 15.07.2023).

9. Runde W.H., Schulz W.W. Americium. In: Morss L.R., Edelstein N.M., Fuger J. (eds) The chemistry of the actinide and transactinide elements. Springer, Dordrecht. 2008. Р. 1265–1395. https://doi.org/10.1007/1-4020-3598-5_8

10. Lyzlova E.V., Glukhova A.V., Konnikov A.V., Dyug K.O. Development of a sorption technique for the selective separation of plutonium and americium from nitric acid intermediate-level wastes of chemical and metallurgical production. Radiochemistry. 2022;64(2):176–182. EDN: YBOFJM. https://doi.org/10.1134/S1066362222020096

11. Milyutin V.V., Gelis V.M., Nekrasova N.A., Firsova L.A., Kharitonov O.V., Baulin V.E. Sorption of REE(III), Th(IV), and U(VI) ions from nitric acid solutions with sorbents based on tetraoctyldiglycolamide. Radiochemistry. 2015;57(5)513–517. EDN VAGAEX. https://doi.org/10.1134/S1066362215050100

12. Виданов В.Л., Парабин П.В., Гуров Г.Л. Широков С.С., Шадрин А.Ю. «Горячий» тест разделения америция и кюрия методом вытеснительной комплексообразовательной хроматографии. Радиохимия. 2023;65(3):234–239. EDN: ENRFDS. https://doi.org/10.1134/S1066362223030049

13. Milyutin V.V., Khesina Z.B., Laktyushina A.A. Buryak A.K., Nekrasova N.A., Kononenko O.A., Pavlov Yu.S. Chemical durability and radiation resistance of sorbents based on N,N,N',N'-tetra-n-octyldiglycolamide. Radiochemistry. 2016;58(1):59–62. EDN: WSLYNB. https://doi.org/10.1134/S1066362216010094

14. Mokhodoeva O.B., Myasoedova G.V., Zakharchenko E.A. Solid-phase extractants for radionuclide preconcentration and separation. New possibilities. Radiochemistry. 2011;53(1):35–43. EDN: OCDEEH. https://doi.org/10.1134/S106636221101005X

15. Ansari S., Pathak P., Mohapatra P., Manchanda V.K. Chemistry of diglycolamides: promising extractants for actinide partitioning. Chemical Reviews. 2012;(3)112:1751–1772. https://doi.org/10.1021/cr200002f

16. Ansari S.A., Pathak P.N., Manchanda V.K., Husain M., Prasad A.K., Parmar V.S. N,N,N′,N′‐tetraoctyl diglycolamide (TODGA): a promising extractant for actinide partitioning from high level waste (HLW). Solvent Extraction and Ion Exchange. 2005;23(4):463–479. https://doi.org/10.1081/SEI-200066296

17. Sasaki Y., Tachimori S. Extraction of actinides (III), (IV), (V), (VI), and lanthanides (III) by structurally tailored diamides. Solvent Extraction and Ion Exchange. 2002;20(1):21–34. https://doi.org/10.1081/SEI-100108822

18. Horwitz E.P., McAlister D.R., Bond A.H., Barrans Jr R.E. Novel extraction of chromatographic resins based on tetraalkyldiglycolamides: characterization and potential applications. Solvent Extraction and Ion Exchange. 2005;23(3):319–344. https://doi.org/10.1081/SEI-200049898

19. Коровин В.Ю., Рандаревич С.Б. Синтез, свойства и применение твердых экстрагентов (обзор). Химическая технология. 1991;(5):3. Режим доступа: https://scholar.google.com/citations?view_op=view_citation&hl=ru&user=wd3JTiYAAAAJ&

20. citation_for_view=wd3JTiYAAAAJ:dshw04ExmUIC (дата обращения: 02.08.2023).

21. Аляпышев М.Ю., Бабаин В.А., Кенф Е.В. и др. Способ выделения америция из жидких радиоактивных отходов и отделения его от редкоземельных элементов. Патент РФ № 2603405 RU. Дата публикации 27.11.2016. Бюл. №33. Режим доступа: https://new.fips.ru/registers-doc-view/fips_servlet?DB=RUPAT&DocNumber=0002603405&TypeFile=html (дата обращения: 02.08.2023).

22. Klochkova N.V., Savel’ev A.A., Pozdnyakova N.Y., Pisanenko S.S., Anan’ev A.V. Investigation of americium sorption from model liquid radwaste solutions using TODGA-based solid-phase extractant. Atomic Energy. 2019;127:40–44. https://doi.org/10.1007/s10512-019-00581-7

23. Савельев А.А., Клочкова Н.В., Рачков В.И. Определение коэффициентов диффузии америция и урана в процессе их сорбции на твердофазном экстрагенте на основе ТОДГА. Вестник Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ». 2020;9(4):293–297. EDN: EBLTGY. https://doi.org/10.1134/S2304487X20040070

24. Савельев А.А., Клочкова Н.В., Рачков В.И. Методы аналитического контроля америция-241 и урана в процессе их сорбции на твердофазном экстрагенте на основе ТОДГА. Ядерная физика и инжиниринг. 2021;12(1):16–20. EDN: GKYTQM. https://doi.org/10.56304/S2079562920060482