ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Урана диоксид из скрапа, образующегося при обработке ядерного топлива из "Извлечение металлов и неорганических соединений из отходов" Остатки, образующиеся на различных стадиях обработки ядерного топлива, обозначаемые как скрап , имеют достаточно высокое содержание ядерного топлива, что делает целесообразным его извлечение. Обычно одной из предварительных стадий в процессе извлечения ядерного топлива является кальцинирование скрапа для удаления летучих веществ с последующим растворением остатка в кислоте. [c.379] Известны также процессы сухого извлечения ядерного топлива из скрапа. По одному из них скрап сначала окисляют в ожиженном слое, затем измельчают и материал восстанавливают с получением исходных химических соединений с улучшенными характеристиками. [c.379] Известные процессы неприменимы для эффективного извлечения обогащенного ядерного топлива, в частности, соединений урана из фильтрующего материала, используемого для фильтрования воздуха, отводимого из процесса переработки ядерного топлива. Обычно такие фильтры, например т. н. ЯЕРЛ-фильтр, изготавливают из стекловолокна или из материалов, в состав которых входит стекловолокно. При прокаливании из стекловолокна образуется клинкер с включениями соединений урана, который не растворяется в большинстве обычно применяемых кислог. [c.379] До настоящего времени отработанные фильтры отправляли на захоронение или в целом виде обрабатывали кислотой в большом резервуаре. Обработка кислотой не обеспечивает полного выделения ядерного топлива. Кроме того, такая обработка требует больших трудовых затрат и использования больших количеств кислоты. [c.379] Схема такого процесса представлена на рис. 170. Первой стадией является прокаливание скрапа, за исключением фильтрующего материала, при температуре 750—1000 °С с получением окисленного материала или золы, в которых ядерное топливо находится в легкорастворимой форме. Получаемый материал просеивают для того, чтобы отделить частицы размером 250 мкм. Эти крупные частицы дополнительно измельчают в молотковой мельнице или в щековой дробилке с получением частиц размером 10—250 мкм. Если стадия просеивания не проводится, то весь материал размалывают. [c.380] Измельченный окисленный материал направляют в реактор для обработки кислотой конструкция реактора должна исключать возможность утечки ядерного топлива. Предпочтительно использовать 3—8 н. азотную кислоту и проводить обработку при 60—100 °С. Время контакта составляет 15—30 мин, смесь перемешивается механической мешалкой. Получаемый кислый раствор содержит 30—100 г/л ядерного топлива. Для обработки можно использовать и другие кислоты, например, серную. Скорость процесса кислотной обработки регулируется путем изменения скорости подачи сырья. [c.380] Отработанный фильтрующий материал, содержащий ядерное топливо, отделяют от носителя и разрыхляют. Затем материал обрабатывают раствором кислоты для растворения содержащегося в нем ядерного топлива. Нерастворимый твердый остаток отделяют от раствора путем фильтрования, а суспендированные твердые частицы отделяют в результате отстаивания. По крайней мере часть получаемого кислого раствора возвращают на стадию кислотной обработки, а остальной раствор направляют на выделение ядерного топлива. [c.381] Эту часть раствора выводят из отстойника в накопительный резервуар, а оттуда направляют на стадию экстракции органическим растворителем для извлечения ядерного топлива. Можно также проводить осаждение ядерного топлива из кислого раствора, действуя пероксидом водорода или щелочными агентами. [c.381] Вернуться к основной статье