Урана гексафторид очистка

Трудностей очистки ядерного горючего от рутения пытались избежать, применяя сухие методы, исключающие растворение урановых блоков. Вместо азотной кислоты их обрабатывали фтором. Предполагалось, что уран нри этом перейдет в летучий гексафторид и отделится от нелетучих фторидов осколочных элементов. Но рутений и тут остался верен себе. Оказалось, что он тоже образует летучие фториды. [c.245]

Химические концентраты урана в дальнейшем подвергают дополнительной очистке в целях получения урана необходимой чистоты для Использования в качестве реакторного топлива. В настоящее время наибольшее распространение получили экстракционные методы очистки продуктов переработки урановых руд. Основным экстрагентом, применяемым в большинстве технологических схем, является трибутилфосфат, растворенный в разбавителе — керосине или гексане. После очистки на химических заводах получают окислы, тетрафторид, гексафторид урана и металлический уран. [c.262]

Возможность очистки топлива дистилляцией фторидов основана на различии в летучестях гексафторида урана UFa и фторидов продуктов деления. За редким исключением, фториды продуктов деления менее летучи, чем UFo. По этой причине даже при грубой перегонке можно добиться значительной очистки. Привлекательность этого метода для химиков и технологов, занимающихся проблемами разделения, объясняется двумя причинами. Во-первых, основные принципы и технология фракционной перегонки достаточно хорошо разработаны и освоены. Вторая причина связана с особой ролью UFg при разделении изотопов. Весьма выгодна с экономической точки зрения возможность регенерации урана этим методом непосредственно в виде UFe в тех случаях, когда регенерированный уран должен направляться на обогатительную установку для увеличения в нем концентрации урана-235. [c.469]

Исследуется возможность регенерации ядерного горючего, т. е. очистки урана от радиоактивных осколочных элементов, с помощью фторидов. В основу метода положено фторирование облученного в атомном реакторе уранового горючего, а затем отделение урана в виде летучего гексафторида. Получение иРе особенно выгодно в тех случаях, когда регенерированный уран направляют на диффузионную установку для обогащения. Эффективность описанного метода подтверждают данные табл. 4, из которых видно, что за редким исключением фториды продуктов деления менее летучи, чем гексафторид урана. [c.34]

Прямой процесс фторирования и испарения фторидов был разработан Аргоннской национальной лабораторией для выделения урана и плутония из отработанной двуокиси урана, использовавшейся в качестве ядерного топлива для производства энергии. После удаления оболочки топливные элементы обрабатываются фтором для превращения окислов в соответствующие фториды. Уран может быть отделен от плутония за счет большей скорости фторирования тетрафторида и различия в химической активности гексафторидов. Таким путем достигается разделение урана и плутония и их высокая очистка от продуктов деления. [c.123]

Дальнейшую очистку урана производят экстракцией уранилнитрата трибутилфосфатом, разбавленным керосином (при выделении урана из экстракта азотной кислотой). Для повышения эффективности ступени керосин можно заменять менее вязкими углеводородами, например гексаном. На некоторых заводах применяют экстракцию этиловым эфиром или метилизобутилкето-ном при добавлении нитрата аммония в качестве высаливающего средства. Реэкстракцию осуществляют водой. В результате получают уран высокой степени чистоты, который затем перерабатывают на металл или в случае необходимости разделения изотопов — на гексафторид. [c.656]

Опытная регенерация облучённого уранового и уран-плутониевого топлива среднего выгорания ( 10%) реактора БОР-60 после примерно 3-х месячной послереакторной выдержки проводилась газофторидным способом в двух вариантах возгонки гексафторидов урана и плутония аппарате движущегося слоя и в пламенном реакторе факельного типа. Для очистки урана и плутония использовалась фторидно-сорбционная схема. [c.175]

В случае фторирования облучённого уран-плутониевого топлива (с выгоранием 10,4% и временем выдержки 2,5 года) в лабораторном пламенном аппарате факельного типа выход в гексафториды с полным их разделением сорбционным методом составил для урана > 99%, для плутония 89-ь91%. При опытной газофторидной регенерации облучённых смесей U-Pu топлива, коэффициенты очистки последних от продуктов деления составили для урана 10 , для плутония 10 -Ь Это был обнадёживающий результат. [c.176]

После растворения горючего через расплав барботируется фтор при температуре около 650° С. П-ри этом уран возгоняется с виде UFe, а почти все (Продужты деления остаются в расплаве. При столь высокой температуре часть продуктов деления, особенно ниобий и рутений, заметно улетучивается, поэтому в дальнейше.м необходима очистка UFe. В процессе, разрабатываемом в Аргоннской национальной лаборатории, эта очистка достигается фракционной дистилляцией UFe, выделяющегося из фторидного расплава. В Ок-Риджской национальной лаборатории UFs очищается сорбционно-десорбциоиным методом, в основу которого положено образование при температуре 100° С комплексов гексафторида урана и некоторых примесей -с фторидом натрия, находящимся в виде слоя таблеток [c.261]

В еще недостаточно исследованном нитрофтор-процессе [31 — 33] облученные тепловыделяющие элементы реагируют с системой окислов азота и фторидов. Практический интерес представляют два реагента 20 мол.%-ный раствор NOj в жидком фтористом водороде и жидкость состава NOF 3HF. Обе жидкости реагируют почти со всеми компонентами используемых типов топливных материалов, превращая все элементы в соответствующие фториды. Эти фториды часто являются комплексными соединениями, содержащими окислы азота, которые можно превратить в нормальные фториды при осторожном нагревании. В созданной по этой схеме установке растворение облученного топливного элемента проводят в вертикально расположенной трубе из монель-металла диаметром 20—30 мм и длиной 150 см. В процессе растворения выделяются водород, криптон и ксенон. Нерастворимые комплексные фториды осаждаются в нижней части растворителя и удаляются из него промыванием и декантацией. Выходящий из растворителя раствор, содержащий уран и плутоний, выпаривают до сухого остатка, который подвергается термическому разложению до простых фторидов. К этому остатку добавляют жидкий трифторид брома смесь нагревают до 100—140° С. Образующиеся гексафторид урана и летучие фториды продуктов деления направляются в дистилляционную колонку, где происходит очистка паров гексафторида урана от продуктов и от BrFg. Полученный трифторид брома вновь используется для фторирования смеси фторидов [1, 2, 4]. [c.337]

Руфф и Хайнцельманн [1] в 1909 г. успешно получали гексафторид урана реакцией фтора с металлическим ураном, карбидом урана и пентафторидом его. В 1941 г. Абельсон (Национальное бюро стандартов) сообщил о применении тетрафторида урана в качестве материала для реакции с элементарным фтором. В первом технологическом процессе, предложенном Абельсоном для осуществления этой реакции, фторирование производилось при 274° С в присутствии плавленого хлористого натрия как катализатора [2]. На основе этого процесса Дюпоном [3] был спроектирован и построен завод. Реакция велась в двух никелевых трубках, работающих последовательно. Полученный продукт, который не вполне отвечал техническим условиям, очищался далее быстрым испарением. В качестве другого метода очистки исследовалась также фракционная дистилляция. [c.452]

Значительно более эффективными и экономически выгодными могут оказаться методы переработки ядерного горючего, не связанные с применением водных растворов. Первоначальный этап растворения в этом случае опускают, чем в большой степени облегчается превращение нужного материала в металл или окись на последнем этапе. Разработке таких методов было посвящено значительное число исследований. Предложен, например, метод отделения урана и плутония от продуктов деления в виде летучих гексафторидов UFe и PuFe, а также большое число пирометаллурги-ческих методов, один из которых, состоящий в очистке расплава, использовали для переработки ядерного горючего реактора EBR-II. В этом случае урановые тепловыделяющие элементы расплавляют в тиглях из окиси циркония при температуре 1300° в инертной атмосфере. Многие продукты деления, например инертные газы, щелочные и щелочноземельные металлы и кадмий, отгоняются другие образуют окислы и отделяются со слоем шлака. Однако отдельные продукты деления, например благородные металлы и молибден, остаются в расплаве с ураном . Из этого сплава при дистанционном управлении изготавливают (с добавлением свежей порции топлива взамен выгоревшей в реакторе) новые тепловыделяющие элементы, которые возвращаются в реактор. Относительная простота этого метода и его преимущества очевидны. [c.487]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология