مطالعه تجربی عملکرد دو محلول toa و d2ehpa جهت استخراج حاللی اورانیوم از پسماند اسیدی

اورانیوم مهم‌ترین ماده در چرخه سوخت هسته‌ای است که در مراحل مختلف تحقیقات تولید و فرآوری آن و مراحل بعد از مصرف در راکتورها و هم‌چنین تحقیقات آزمایشگاهی به ‌‌صورت پسماندهای اورانیومی به ‌وجود می‌آیند. اورانیوم موجود در پسماندها با ارزش بوده و در صورت وارد شدن به محیط ‌‌زیست مشکلات پرتوی ایجاد می‌کنند، لذا جداسازی آن‌ها امری ضروری است. روش استخراج با حلال یکی از روش‌های مهم جداسازی در تولید و فرآوری سوخت هسته‌ای است که در تحقیق حاضر ترکیبات اورانیومی تهیه شده از پسماندها، با این روش بازیافت می‌شوند. پس از شناسایی عناصر موجود در پسماند، مقدار هر عنصر با استفاده از آنالیز اسپکترومتر کوپل شده القایی (icp) تعیین گردیده و در نهایت نوع ترکیب اورانیومی موجود در پساب مشخص شده‌اند. با توجه به نوع ترکیب مورد نظر آزمایش استخراج با دو حلال‌ مختلف تری‌اکتیل‌آمین (toa) و دی2اتیل هگزیل فسفریک اسید (d2ehpa) انجام گرفته که میزان درصد استخراج نهایی به‌ترتیب 96.12 و 99.01 درصد به دست آمده است. همچنین اثر نوع استخراج‌کننده، دمای استخراج، غلظت اسید، غلظت استخراج‌کننده، غلظت اولیه اورانیوم، نوع رقیق‌کننده، نسبت فاز آبی به آلی، زمان اختلاط فازها بر درصد استخراج و همچنین اثر شست ‌و شو کننده‌های مختلف بر فرآیند معکوس بررسی شده است.

Experimental study of uranium extraction from acidic wastage, functional comparison of two TOA and D2EHPA solutions

Uranium is the most important material in the nuclear fuel cycle that produces in the various stages of uranium production and processing research and afteruse in reactors, as well as laboratory researches as uranium wastage. The uranium in these wastages is valuable and may cause radiation problems if they enter the environment, so their separation is essential. The solvent extraction method is one of the most important separation methods in the nuclear industry that produced uranium components from wastages is recovered using this method in the current study. After identifying the presented components in the wastage, the amount of each component was determined by using Inductively Coupled Spectrometry (ICP) analysis and finally the type of present uranium compound in the wastage was specified. According to the desired compound, the extraction experiments were performed with two different solvents of trioctylamine (TOA) and di2ethylhexyl phosphoric acid (D2EHPA) which the extraction percentages were achieved 96.12% and 99.01%, respectively. Also, the effects of extractant type, extraction temperature, acid concentration, extractant concentration, initial uranium concentration, diluent type, aqueous to organic phase ratio, phase mixing time on extraction percentage as well as the effect of various rinses on the reverse process were investigated.