Ekstraksiyon Kromatografi İle Düşük Düzey Laboratuvar Atık Çözeltilerinden Uranyum Ayırımı - The Separation Uranium From Low Level Radioactivite Waste Solutions By Extraction Chromatography

Ekstraksiyon Kromatografi İle Düşük Düzey Laboratuvar Atık Çözeltilerinden Uranyum Ayırımı

Ekstraksiyon kromatografisi, son yıllarda aktinitlerin ayrımı ve kazanımında uygulanmakta olan analitik bir tekniktir. Bu çalışmada, ekstraksiyon kromatografi tekniği ile düşük düzey radyoaktif atık çözeltisindeki uranyum(VI)‘ nın önderişimi ve ayrımı için bir metod geliştirilmiştir. Çalışmanın ilk kısmında,  standart uranyum çözeltisi ile denemeler yapılmış olup, uranyum, trioktilfosfin oksit (TOPO) ile yüklü silika jel kolonda ekstrakte edilmiştir. Belirlenen optimum koşullarda, 1 M HNO₃+1 M NaNO₃ ortamında uranyumun ekstraksiyon verimi %99,5±1,5 bulunmuştur. Değişik elüsyon çözeltileri ile yapılan elüsyon denemelerinde en yüksek elüsyon verimleri; 0,5 M HCl çözeltisi için % 83,6, 0,5 M H₃PO₄ çözeltisi için %84,3, 1 M H₃PO₄ çözeltisi için %97,6 ve 9 M HClO₄ çözeltisi için %92,3 olarak saptanmıştır. Metod doğrudan düşük düzey laboratuvar atık çözeltisine uygulandığında uranyum ekstraksiyon verimleri 3 M HNO₃ için %52,8; 1 M HNO₃+1 M NaNO₃ için %67,3 olarak saptanmıştır. Atık çözeltisine 1:1 HClO₄ ve %35’ lik H₂O₂ ile önişlem yapıldığında, 1 M HNO₃+1 M NaNO₃ ortamında uranyum ekstraksiyon verimi %95,7±2,3’ ye ulaşmıştır. Kolondan önce, 0,5 M H₂SO₄ çözeltisi ile toryum % 89,2±3,1 ve daha sonra 9 M HClO₄ çözeltisi ile uranyum %94,1±1,8  verim ile  elüye edilmiştir

The Separation Uranium  From Low Level Radioactivite Waste Solutions

By Extraction Chromatography

In recent years, extraction chromatography is an analytical technique which is applied for the separation and recovery of actinides. In this study, a method for the preconcentation and separation uranium(VI)  in low level radioactivite waste solution has been developed using extraction chromotograpy. In the first stage of the work, experiments were performend by standart uranium solutions and uranium was extracted on silica gel column coated with trioctylphosphine oxide. At determined optimum conditions, the yield of the uranium extraction in 1 M HNO₃+1 M NaNO₃ medium was found as 99.5±1.5%. Various stripping reactants tested in the experiments were as follows; 0.5 M HCl, 0.5 M H₃PO₄, 1 M H₃PO₄ and9 M HClO₄, 83.6%,  84.3%, 97.6% and  92.3%, respectively. By applying this method to the low-level laboratory waste solutions, uranium extraction yields in 3 M HNO₃ and 1 M HNO₃+1 M NaNO₃ were found as 52.8%, 67.3%, respectively. After the pretreatment with 4 mL 1:1 HClO₄ and 6 mL 35% H₂O₂, the uranium extraction yield reached to 95.7±2.3% in 1 M HNO₃+1 M NaNO₃. Firstly, thorium was eluted with 10 mL 0.5 M H₂SO₄ and then uranium was eluted with 20 mL 9 M HClO₄. The recoveries were 89.2±3.1% and  94.1±1.8%, respectively.