Highly efficient and selective extraction of Pu(IV) using two alkyl-substituted amides of nitrilo triacetic acid from nitric acid solutions

硝酸 化学 萃取(化学) 核化学 稀释剂 酰胺 草酸 锕系元素 六边形 螯合作用 配体(生物化学) 无机化学 药物化学 色谱法 有机化学 受体 生物化学
作者
Ananda Karak,Bholanath Mahanty,Prasanta K. Mohapatra,Richard J. M. Egberink,T.P. Valsala,Darshan B. Sathe,Ranu Bhatt,Jurriaan Huskens,Willem Verboom
出处
期刊:Separation and Purification Technology [Elsevier BV]
卷期号:279: 119584-119584 被引量:8
标识
DOI:10.1016/j.seppur.2021.119584
摘要

Liquid-liquid extraction of the actinide ions UO22+, Pu4+, Am3+ was carried out from nitric acid feed solutions using two tripodal amide extractants, viz., N,N,N',N',N",N"-hexa-n-octylnitrilotriacetamide (HONTA) and N,N,N',N',N",N"-hexa-n-dodecylnitrilotriacetamide (HDDNTA) in 10% isodecanol + 90% n-dodecane diluent. The metal ion extraction trend was: Pu(IV) ≫ U(VI) > Am(III) at 3 M HNO3, HONTA being a superior extractant than HDDNTA. Slope analysis indicated ML2 type species for both Pu(IV) and Am(III) at 3 M HNO3 and pH 2.0, respectively, whereas, only in case of HONTA, a ML type species was obtained with U(VI) at 3 M HNO3. Back extraction data suggested that a mixture of 0.5 M HNO3 + 0.5 M oxalic acid was efficient for quantitative stripping (∼90%) of Pu(IV), whereas 1 M Na2CO3 and 1 M α-HIBA gave satisfactory back extraction for U(VI) and Am(III), respectively. The ligand solutions showed reasonably good radiation stability up to an absorbed total gamma ray dose of 274 kGy. Distribution data were also obtained under U(VI) loading conditions for possible nuclear fuel cycle applications.

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