ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Технология химической переработки ядерного горючего из "Радиохимия и химия ядерных процессов" При этом образуются изотопы с таким отношением- , при котором ядра оказываются более стабильными. [c.617] Оптимальным временем охлаждения считается время в 100 дней. [c.617] Технологический цикл переработки ядерного горючего начинается с удаления оболочки с тепловыделяющих элементов механическим или химическим путем. Растворение оболочки, состоящей из алюминия, ведется в щелочи или азотной кислоте. [c.617] Тепловыделяющий элемент из сплава и—2г с большим содержанием циркония растворяется в фтористоводородной кислоте. При соотношении 1) 2г = 1 1 растворять сплав в фтористоводородной кислоте не следует вследствие образования тетрафторида урана. В этом случае растворение ведут в смесн азотной (1 моль) и фтористоводородной (2 моля) кислот. [c.617] Оболочки из нерн авеющей стали растворяют в серной кислоте. [c.617] Для тепловыделяющих элементов, в которых уран диспергирован в нержавеющей стали, рекомендуется вести полное растворение оболочки и сердечника в царской водке с последующим удалением иона хлора. [c.617] Реакции, имеющие место при растворении тепловыделяющих элементов с алюминиевой оболочкой в азотной кислоте в присутствии ртутного катализатора, приведены в табл. 2-16. [c.618] Приведенные в табл. 2-16 величины рассчитаны из следующего среднего состава отходящих газов 4% НОг, 70% N0, 23% N20, 3% Н2. [c.618] Процесс растворения тепловыделяющих элементов ведется при температуре кипения кислоты. Для регулирования скорости реакции кислоту добавляют постепенно. Содержимое аппарата растворяется в этих условиях в течение нескольких часов. Расход азотной кислоты на 1 г-атом урана составляет 4,5 моля. [c.618] Введение кислорода в реакционную смесь позволяет окислить до высших валентных состояний все азотсодержащие продукты реакции и сократить расход азотной кислоты до 2 молей на 1 г-атом урана. [c.618] В процессе растворения ТВЭЛ выделяются радиоактивный иод, ксенон и криптон, улавливаемые в специальных поглотителях. [c.618] Раствор, полученный в результате обработки блоков, передается в аппарат для приготовления исходного раствора, состав которого определяется последующей схемой разделения Ри, и и продуктов деления или ТЬ, и и продуктов деления. [c.618] Отделение урана от плутония основано на неодинаковой степени устойчивости их соединений различной валентности. [c.618] По фторидной схеме первой операцией также является восстановление плутония до четырехвалентного состояния. К полученному раствору сначала добавляется соль лантана или церия, а затем фтористоводородная кислота. При этом плутоний переходит в твердую фазу совместно с осадками фторидов лантана или церия уранглфторид UO2F2 в этих условиях остается в растворе. Осадок фторидов обрабатывается щелочами или растворяется в кислотах в присутствии борной кислоты. После растворения осадка снова производится осаждение плутония. Операция по растворению и осаждению повторяется несколько раз. Для отделения плутония от редкоземельных элементов и продуктов деления осуществляется цикл по окислению плутония до шестивалентного состояния и осаждению фторидов лантана или церия. [c.619] Висмут-фосфатный процесс заключается в осаждении четырехвалентного плутония совместно с фосфатом висмута BIP04 и отделении от висмута плутония в шестивалентном состоянии. [c.619] Как показывают материалы первой и второй Женевских конференций по мирному использованию атомной энергии, все большее значение в технологии переработки ядерного горючего приобретают в настоящее время экстракционные методы. [c.619] В табл. 3-16 приведены данные о растворителях, используемых для экстракции в процессах переработки ядерного горючего. [c.619] Вернуться к основной статье