Published 1973 | Version v1
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Application of aliphatic sulfoxides to uranium-fission products and zirconium-hafnium separations by liquid-liquid extraction

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Description

Tributyl phosphate (TBP) has been used for the industrial extraction of uranyl nitrate, but raised some problems for the separation of zirconium and hafnium. Therefore, a solvent has been found to replace the TBP for the uranium-fission products separation, and the author reports the test of this new solvent for the zirconium-hafnium separation. In the different parts of this research thesis, the author briefly presents the main characteristics of liquid-liquid extraction when applied to metals (in terms of installations and solvents), reports the use of aliphatic sulfoxides which are symmetric and linear in extraction, reports the analysis of physical-chemical properties of so-prepared bodies, and the test of their ability to extract uranium by using them diluted in carbon tetrachloride. He reports works performed in laboratory on the extraction of three elements (zirconium, molybdenum and cerium (III)). Then, while using an extraction column developed in the laboratory, the author presents the column characteristics, and results of continuous extraction of zirconium. He finally reports works on the search for a general equation for the simulation of zirconium sharing isotherms with respect to acidity, and reports the calculation of the mass action law coefficient to highlight the influence of the diluent on the extraction mechanism.

Abstract (French)

Apres quelques tentatives plus ou moins heureuses sur certains solvants, un corps s'est impose pour l'extraction industrielle du nitrate d'uranyle: le phosphate de tributyle, ou TBP. Ses qualites font qu'il a ete, et est encore, utilise pour beaucoup de separations, tres differentes de celles pour lesquelles il avait ete etudie a l'origine. On s'est cependant apercu que ce solvant, malgre d'indeniables avantages, possedait le defaut de se degrader lentement, d'ou des pertes financieres non negligeables. Il a donc paru utile d'approfondir la recherche d'autres solvants d'extraction de l'uranium, possedant les qualites du TBP, sans en avoir les defauts. Il a en outre ete montre que cette degradation etait en partie due au zirconium, metal present en quantite relativement importante dans les produits de fission, ce qui exclut l'utilisation du TBP pour une eventuelle separation rentable du zirconium et du hafnium. Apres avoir trouve un solvant pouvant remplacer le TBP dans la separation uranium-produits de fission, il etait donc logique de le tester pour la separation zirconium-hafnium, ce que nous avons tente de faire. Dans un premier chapitre, nous resumons brievement les principales caracteristiques de l'extraction liquide-liquide appliquee aux metaux, tant du point de vue des installations que des solvants usuels. Des details plus precis sont ensuite donnes sur l'extraction du nitrate d'uranyle par le TBP. Le second chapitre traite de l'utilisation des sulfoxydes aliphatiques symetriques lineaires en extraction. Apres avoir explique les raisons du choix de ces composes, et passe en revue les publications qui s'y rapportent, nous en proposons une synthese originale, permettant de fournir des quantites de solvant importantes dans les meilleures conditions. Les proprietes physico-chimiques des corps ainsi prepares sont analysees, et leur aptitude a extraire l'uranium est testee en les utilisant dilues dans le tetrachlorure de carbone. Dans la derniere partie de ce chapitre, nous deduisons que le di-n-heptylsulfoxyde dilue dans un solvant chlore, le trichloro-1,1,2-ethane, doit repondre aux conditions requises. Le troisieme chapitre fait partie d'un travail d'ensemble mene au laboratoire sur les proprietes extractives de ce nouveau solvant. En particulier, Chaieb a deja donne avec precision les resultats concernant les separations uranium-thorium et fer-cobalt-nickel. Nous traiterons, en ce qui nous concerne, les extractions de trois elements que nous avons choisis comme representant les produits de fission: le zirconium, le molybdene et le cerium (III). Les chiffres obtenus permettent de conclure sur l'eventuelle utilisation du di-n-heptylsulfoxyde dans la separation uranium-produits de fission. Nous avons voulu, pour l'etude de la separation zirconium- hafnium, depasser l'echelle 'laboratoire'. Ainsi que le montre le debut du quatrieme chapitre, les analyses en ampoules a decanter ont prouve que le solvant pouvait etre utilise dans la separation de ces deux metaux. Cependant, il restait a verifier que celui-ci possedait des caracteristiques physicochimiques compatibles avec une utilisation dans un extracteur continu. Le laboratoire a donc decide la construction d'une colonne d'extraction. Cette tache a ete menee a bien par Haesieger, qui, dans un memoire, a deja donne les caracteristiques de cet appareillage, les details de sa construction et analyse ses performances. Apres avoir brievement resume les caracteristiques de la colonne, nous donnons, dans la seconde partie du chapitre, les resultats concernant l'extraction, en continu, du zirconium, en vue de la preparation de zirconium dehafnie et de la separation Zr-Hf. Dans le dernier chapitre, nous donnons les resultats concernant la recherche d'une equation generale permettant de simuler les isothermes de partage du zirconium en fonction de l'acidite. Nous revenons egalement sur le mecanisme d'extraction du nitrate d'uranyle: le calcul, par une methode originale, du coefficient de la loi d'action de masse, a permis de mettre en evidence l'influence, non negligeable, du diluant sur le mecanisme de l'extraction. (auteur)

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Original title (French)
Application des sulfoxydes aliphatiques aux separations uranium-produits de fission et zirconium-hafnium par extraction liquide-liquide

Publishing Information

Imprint Pagination
172 p.
Report number
FRCEA-TH--13067

INIS

Country of Publication
France
Country of Input or Organization
France
INIS RN
52022085
Subject category
S11: NUCLEAR FUEL CYCLE AND FUEL MATERIALS; S38: RADIATION CHEMISTRY, RADIOCHEMISTRY AND NUCLEAR CHEMISTRY;
Resource subtype / Literary indicator
Thesis
Descriptors DEI
CALCULATION METHODS; CERIUM; CHEMICAL PROPERTIES; EXTRACTION COLUMNS; HAFNIUM; MATERIAL SUBSTITUTION; MOLYBDENUM; PHYSICAL PROPERTIES; REPROCESSING; SOLVENT EXTRACTION; SOLVENT PROPERTIES; SOLVENTS; SPENT FUELS; SULFOXIDES; TBP; URANIUM; URANYL NITRATES; ZIRCONIUM
Descriptors DEC
ACTINIDE COMPOUNDS; ACTINIDES; BUTYL PHOSPHATES; ELEMENTS; ENERGY SOURCES; EQUIPMENT; ESTERS; EXTRACTION; EXTRACTION APPARATUSES; FUELS; MATERIALS; METALS; NITRATES; NITROGEN COMPOUNDS; NUCLEAR FUELS; ORGANIC COMPOUNDS; ORGANIC PHOSPHORUS COMPOUNDS; ORGANIC SULFUR COMPOUNDS; OXYGEN COMPOUNDS; PHOSPHORIC ACID ESTERS; RARE EARTHS; REACTOR MATERIALS; REFRACTORY METALS; SEPARATION EQUIPMENT; SEPARATION PROCESSES; TRANSITION ELEMENTS; URANIUM COMPOUNDS; URANYL COMPOUNDS

Optional Information

Notes
112 refs.; Available from the INIS Liaison Officer for France, see the INIS website for current contact and E-mail addresses