萃取分离法处理高放废液的进展

评述了近几年用萃取分离法从高放废液中去除超铀锕系元素的进展情况,着重介绍世界上已有的应用前景较好的ＴＲＵＥＸ流程（美）、ＤＩＡＭＥＸ流程（法）、ＤＩＤＰＡ流程（日）、ＣＴＨ流程（瑞典）和ＴＲＰＯ流程（中国）。     

分离法处理我国高放废液概念流程

文章描述分离法处理我国高放废液概念流程。经此流程分离处理后，废液中绝大部分组分降级为非α中低放短寿命废物，可作水泥固化地表处置。剩下极少量。废物和少量含Ｓｒ、Ｃｓ的非ａ。高放废物，使需玻璃固化并于深地层贮库的废物减少到很小数量。高放废物的减容（重）倍数为１２．５，α废物减容（重）系数为３９．４。     

从高放废液中分离锕系元素流程进展

本文评述了从高放废液中分离锕系元素的流程 ,简要讨论了世界上可能有应用前景的TRUEX、DIAMEX、DIDPA和TRPO流程 ,以及相关的An(Ⅲ ) Ln(Ⅲ )分离流程。     

Thorex流程离心萃取器验证台架实验

钍基核燃料后处理Thorex流程的发展倾向于酸式进料,单循环。基于30级10mm环隙式离心萃取器台架系统,对酸式进料、单循环Thorex流程工艺进行台架实验验证。实验结果表明:全流程钍回收率为99.994%,铀回收率为99.30%,钍中去铀分离因子SF_(U/Th)为1.5×10~2,铀中去钍分离因子SF_(Th/U)为2.2×10~4。增加1B工艺段(钍铀分离段)补萃级数应可以进一步提高铀回收率。     

处理高放废液的溶剂萃取流程中反萃剂的选择

简要评述了国内外处理高放废液的萃取流程中所采用的反萃剂。用于TRPO流程的较高浓度的硝酸和后续的碳酸铵以及用于二酰胺流程的乙异羟肟酸 稀硝酸是比较有效的反萃剂     

高放废液中Pu的分离和纯化

本工作以某高放废液为研究对象，结合阴离子交换法和萃取法，通过一系列条件实验确定了从高放废液中分离出放化纯钚的流程。实验中，先后进行了树脂种类的选择、流速对实验效果的影响、提高钚收率的实验研究、Pu和Np价态的调节实验、钚与TOPO／环己烷中萃取行为的研究和干扰核素的去污研究等条件实验。     

高放废液处理与处置不同技术方案的放射性健康风险比较

本文估计和比较了乏燃料后处理高放废液不同处理和处置方案的风险。结果表明：两种方案之间风险只有很小的差别；如果分离流程中对风险贡献最大的９９Ｔｃ核素有足够的去污因子，高放废液就能降级成为中、低放废液。本文还指出只有分离和嬗变相结合的技术方案才能真正降低高放废液的处置风险。     

50级Φ10mm微型离心萃取器热实验装置的研制

介绍了用于ＴＲＰＯ萃取流程中的热实验装置──５０级１０ｍｍ微型环隙式离心萃取器的整体结构，给出了５０级离心萃取器为满足ＴＲＰＯ萃取流程热实验的紧凑布置，转速的微机监测系统，自动取样装置。装置在热实验中运行良好。     

用三烷基氧膦(TRPO)从高放废液中去除锕系元素—TRPO流程模拟料液串级实验

用改进的TRPO流程进行了从动力堆乏燃料后处理高放废液模拟料液中去除锕系元素的串级实验验证。流程中采用了模拟料液中镎的电解还原调价,以提高镎的去除效果。当料液酸度为1mol/l HNO_3时,经过几级萃取能有效地去除模拟料液中>99.9％的镅、钚、镎、铀。改进了早期采用氨羧络合剂络合反萃锕系元素的流程,采用高酸、草酸和碳酸钠分别反萃Am+RE,Np+Pu和U,使锕系元素分成三组,它们之间的交叉沾污很小。裂片元素在流程中的行为分成三类,除稀土、钯、锆、钼随锕系元素共萃外,其他裂片被部分萃取或不被萃取。文中给出了锕系元素和Tc在各级中的浓度剖面,也给出了它们和裂片元素在各物流中的分布。     

从高放废液中分离79 Se的流程研究

建立了离子交换法与沉淀法相结合的、从高放废液中分离79Se的放化流程.该流程具有去污效果好的特点,对137Cs,90Sr,90Y,99Tc,154Eu的去污因子大于104,对125Sb,113Sn的去污因子大于103,对237Np为2×102.整个流程的收率约为53%.由该流程分离出的79Se样品能够很好地满足液闪测量和质谱测量的要求.     

环隙式离心萃取器快速提取钚的应用研究

以小型环隙式离心萃取器为核心器件,设计了一套用于钚元素的环隙式离心萃取系统。该系统在2000 8000 r/min离心转速和1/3-1两相流比(o/a)范围内,水力学性能表现良好,无明显夹相;以0.1 mol/L TOPO/环己烷为萃取体系,0.01 mol/L草酸溶液为反萃体系,在短时间内完成6 mol/L HNO3溶液中Pu(IV)的萃取分离操作,其中两级萃取率大于90%,单级反萃率超过96%,显示出该系统萃取速度快、效率高的特点,可用于钚元素的快速提取。     

稀TBP萃取流程废液中镎、钚的回收

为回收稀TBP萃取流程台架温实验废液中的镎、钚，并为建立废液回收流程提供基础工艺参数，本工作对1AW和1BP进行了萃取剂浓度、萃取反萃相比、氧化还原条件实验。     

DHDECMP-TBP/OK萃取模拟高放废液中锕系元素的工艺研究

测定了22%DHDECMP 42%TBP/OK从模拟高放废液中萃取锕系元素的分配比;在微型离心萃取器(转鼓=10mm)串联台架上,进行了从模拟高放废液中萃取锕系元素的工艺条件研究。结果表明,经6级萃取、2级洗涤、6级反萃,流比AF∶AX∶AS=1∶1 5∶0 5,BF∶BX=1∶1时,在萃取器A中,U,Np,Pu,Am的回收率均大于99 9%;在反萃器B中,Am的反萃率>99 9%,U,Np和Pu的反萃率分别为2%,39%,2%。     

高放废液贮槽气镇器搅拌系统的数值模拟研究

以后处理厂高放废液贮槽气镇器搅拌系统为模拟对象,其中气相、液相和固相分别为空气、硝酸钠水溶液和球磨后的钛白粉,基于颗粒动力学理论,建立适用于高放废液贮槽气镇器搅拌系统的气、液、固三相流动的数学模型,用CFD商用计算软件对其进行计算,得到了高放废液贮槽气镇器搅拌过程中气、液和固三相的速度、压力和相含率等详细数据。研究结果表明,计算值与实验值吻合较好,验证了建立的数学模型的正确性和适用性,为高放废液贮槽气镇器搅拌系统进一步优化设计和放大提供参考。     

高放废液中^(137)Cs的萃取去除北大核心CSCD

高放废液的处理处置是影响核能可持续发展的重要因素之一。从高放废液中萃取分离高释热放射性核素^(137)Cs不仅有利于实现高放废液的安全处置,也可满足^(137)Cs在诸多工业领域的应用需求。研究提出了以杯芳烃冠醚衍生物为萃取剂从高放废液中萃取分离Cs的工艺流程,并分别采用模拟和真实高放废液对流程进行了验证实验。结果表明,模拟高放废液实验中Cs(Ⅰ)的萃取率达到99.9%,热实验中^(137)Cs的萃取率达到99.95%。该工作所提出的工艺流程为进一步开展我国动力堆高放废液处理及^(137)Cs分离提取提供了参考数据。     

用TRPO从高放废液中去除锕系元素的研究──微型离心萃取器串级冷实验

采用微型离心萃取器进行了ＴＲＰＯ流程从模拟高放废液中去除锕系元素的冷实验。实验中用Ｎｄ代替Ａｍ，Ｚｒ代替Ｎｐ、Ｐｕ，在模拟高放废液稀释３倍、酸度为１．０ｍｏｌ／ｌ时，采用１２级萃取、４级洗涤能有效地去除模拟高放废液中９９．９％以上的Ｎｄ、Ｚｒ，满足了冷实验要求，并且萃取中不出现三相，可以使萃入的Ｆｅ洗下６０％，避免大量Ｆｅ进入后续流程。采用硝酸、草酸分别反萃Ｎｄ和Ｚｒ，使Ｎｄ和Ｚｒ分成二组，交叉污染很小。文中给出了硝酸、Ｎｄ、Ｚｒ等在各级的浓度剖面和它们在各物流中的分布。     

铀钚萃取洗涤-共反萃工艺的离心萃取器台架实验研究

由于快堆MOX乏燃料放射性强,需要缩短停留时间以降低溶剂辐解,本工作以离心萃取器为萃取设备,在短停留时间下进行了快堆MOX乏燃料后处理铀钚萃取洗涤-共反萃工艺研究。研究结果显示,该工艺在单级停留时间约20s时具有良好的铀钚收率,萃取洗涤过程中铀和钚收率均大于99.99%,共反萃过程中铀和钚收率分别为99.99%和99.94%;同时能有效防止第三相的形成,避免钚的聚合沉淀。     

同步辐射晶体单色器晶体热应变的模拟与实验结果的比较

报道了同步辐射装置光束线关键部件之一的晶体单色器晶体热应变的ANSYS有限元模拟结果,并与实验结果进行了比对,模拟结果在实验误差范围(约士15%)内与实验数据符合,证明了模拟结果的可靠性.