Экстракция плутония из ядерного горючего

Таким образом, целесообразно обратить большее внимание на экстракцию внутрикомплексных соединений с точки зрения ее использования в ядерной технологии. Некоторые шаги в этом направлении предпринимаются. Американские химики описали схему переработки облученного ядерного горючего, основанную на применении ТТА [244, 884]. Оценивалась возможность использования для этой же цели купферонатов [245, 885]. Салицилальдоксим применяли для выделения осколочного стронция [886]. При помощи теноилтрифторацетона выделяли плутоний из урановой смоляной руды [887], америций и кюрий из облученных плутония и урана [888]. Была исследована возможность применения р-дике-тонов для разделения редкоземельных элементов [180, 889]. [c.269]

Большое практическое значение имеет метод экстракции при переработке ядерного горючего [4,5]. Уран и плутоний могут быть разделены экстрагированием органическими растворителями при отношении 1 10 000, будучи при этом отделены от 35 осколочных элементов со степенью очистки 10 и с выходом 99%. При этом экстрагирование проводится при весьма большой радиоактивности растворов в аппаратах непрерывного действия с автоматическим управлением процессом. [c.433]

На рис. 9-12 показан наиболее удобный тип пульсирующей колонки, применяемой для экстракции урана и плутония при переработке ядерного горючего [5]. Обрабатываемый азотнокислый раствор Р, содержащий уран, плутоний и осколки деления. [c.449]

В зависимости от состава исходных сырьевых источников — сбросных промышленных растворов после регенерации урана и плутония — приходится прибегать к различным методам выделения чистых осколочных изотопов. Как известно, для очистки делящихся материалов из отработанных тепловыделяющих элементов реактора от продуктов деления чаще всего применяют экстракционные методы. Одним из таких методов является метод экстракции уранилнитрата и четырехвалентного плутония в трибутилфосфат из водных азотнокислых растворов. Этот метод лежит в основе технологии так называемого нью-рекс-процесса регенерации ядерного горючего. В случае пью-рекс-процесса водный раствор, полученный после отделения урана и плутония, содержит, помимо осколков деления, большие количества азотной кислоты и нитрата натрия, следы уранилнитрата, а также примеси продуктов коррозии аппаратуры. [c.703]

Роль окислительно-восстановительных реакций и, Ыр и Ри в технологии переработки ядерного горючего огромна. Современные промышленные методы извлечения Ри и Мр и регенерации и, методы их разделения и очистки от радиоактивных продуктов деления основаны на различии окислительно-восстановительных свойств этих элементов. Например, для очистки плутония от продуктов деления при экстракции трибутилфосфатом ((пурекс-процесс) плутоний необходимо стабилизировать в четырехвалентном состоянии с другой стороны, для отделения от урана плутоний должен быть переведен в неэкстрагируемую трехвалентную форму, в то время как уран должен оставаться в шестивалентном состоянии. При этом необходимо учитывать термодинамическую неустойчивость Ри (IV) в слабокислых растворах, особенно при повышенной температуре, возможные побочные процессы, связанные с окислительным действием среды (НМОз), влияние ионизирующего излучения и т. д. От правильного выбора восстановителя или окислителя и от условий проведения реакции зависит успешность той или другой технологической операции. [c.5]

Создание экстрагентов, позволяющих селективно извлекать ценные составляющие реакторного топлива (уран, плутоний, торий), привело к широкому использованию экстракционных процессов в технологии ядерного горючего. Помимо всего прочего, экстракция позволяет сконцентрировать вещества и тем самым уменьшить объемы сбросных высокоактивных растворов. [c.206]

Химизм экстракции нитратов других элементов во многом сходен с экстракцией урана и плутония. Наиболее экстрагируемыми нитратами являются те, которые легко образуют нейтральные комплексы. Согласно Флетчеру [221], по способности к комплексообразованию нитраты элементов, находящихся в облученном ядерном горючем, а также попавших в растворы в качестве примесей и продуктов коррозии, можно разбить на три группы (табл. 2.26). К первой группе относятся- [c.101]

При разработке технологии ядерного горючего необходимо иметь в виду, что, когда в растворе одновременно присутствуют радиоактивные элементы с различными химическими свойствами, всегда какие-нибудь из них могут находиться в коллоидном состоянии. Это может сильно сказаться как на извлечении элемента, так и на коэффициентах очистки. Так, при извлечении плутония путем осаждения на носителе радиоколлоид плутония может или захватываться осадком носителя, если коллоидные агрегаты достаточно велики, или уноситься с раствором, если размеры частиц очень малы. В процессах, основанных на экстракции, переход коллоидных агрегатов из одной жидкой фазы в другую может сильно нарушить очистку. Из этого следует, что для правильного решения технологического процесса важно знать условия образования коллоидов для каждого элемента, т. е. знать условия, благоприятствующие сорбции элемента на взвешенных загрязнениях или приводящие к образованию истинных коллоидов. [c.104]

Выше перечислены далеко не все исследования, касающиеся изучения экстракции трансурановых элементов различными растворителями, а лишь те из них, которые имеют важное значение в связи с использованием указанных растворителей в качестве экстрагентов при выделении и очистке плутония из облученного урана экстракционным методом. Более или менее подробное описание методов промышленной переработки ядерного горючего с применением метилизобутилкетона (редокс-процесс), трибутилфосфата (пурекс-процесс) и других растворителей дается в ряде обзоров [9, 13, 63]. [c.202]

Международная конференция, состоявшаяся в Харуэлле (Великобритания) 27—30 сентября 1965 г., была посвящена хи.мии экстракции металлов, причем рассмотренные металлы не ограничивались применяемыми в атомной энергетике. Основное внимание, однако, на конференции уделялось вопросам переработки облученного ядерного горючего поведению продуктов деления — циркония, ниобия и рутения — в процессах с растворителями, радиолизу и гидролизу экстрагентов и разбавителей, использованию четырехвалентного урана в качестве восстановителя плутония. Здесь интересны результаты исследований форм циркония и рутения в системах, условий их существования и превращений, связь с радиолизом и гидролизом растворителей и очистка плутония и урана от этих продуктов деления. Поведение циркония и рутения в реальных производственных условиях значительно отличается от поведения в процессах на лабораторных и пилотных установках, что затрудняет полное объяснение явлений и предсказание их. Обилие представленных в докладах данных и критическое рассмотрение их заслуживают серьезного внимания. [c.5]

Экстракция расплавленными металлами. Для извлечения плутония из урана после нейтронного облучения применялась специфическая разновидность жидкостной экстракции. При этом плутоний экстрагировался из расплавленного урана в расплавленный металл, не смешивающийся с ураном 134]. В качестве экстрагентов применялись серебро, церий, лантан и магний, так как все они не смешиваются с ураном ни в расплавленном, ни в твердом состоянии. Мак-Кензи [35] установил, что при одинаковом весовом соотношении серебра и урана, содержащего 0,1% плутония, при температуре 1350° С 88% плутония переходит в расплав серебра. Небольшая добавка золота увеличивает экстракцию плутония. Можно с уверенностью сказать, что экстракция расплавленными металлами будет привлекать все большее внимание для решения разнообразных задач, возникающих в связи с проблемой переработки облученного ядерного горючего. [c.291]

Развитие ядерной индустрии дало мощный импульс широкому распространению экстракции неорганических веществ. В настоящее время без использования процессов жидкостной экстракции немыслимы как производство нового, так и переработка облученного ядерного горючего. Экстракция специально подобранными эффективными экстрагентами (трибутилфосфа-том (ТБФ), аминами, фосфорорганическими кислотами) используется в технологиях производства ядерного горючего для разделения и очистки плутония, отделения урана и тория от продуктов деления после выщелачи- [c.35]

Метод экстракции получил применение для выделения радиоактивных изотопов не только из растворов, но и из расплавов [5]. Например, из расплавленного урана можно экстрагировать плутоний расплавленным серебром или магнием расплавленный висмут, содержащий 0,1—0,2% урана и применяемый в качестве ядерного горючего, очищается от осколков деления урана экстрагированием их расплавленной при 450° эвтектической смесью КС и Li I. [c.433]

Для повышения степени разделения различных элементов (урана, плутония и продуктов деления) при переработке ядерного горючего процесс экстракции и реэкстрации повторяют несколько раз, т. е. проводят несколько циклов экстракции. [c.450]

Для отделения от ядерного горючего осколков деления употребляется также метод экстракции урана и шестивалентного плутония метилизобутилкетоном (гексоном) из водных растворов, содержащих небольшой избыток азотной кислоты (редокс-нроцесс). Высаливающим агентом, повышающим экстрагируе-мость, служит нитрат алюминия. Поэтому отходы реактора после редокс-процесса сильно загрязнены А1(ЫОз)з кроме того, в них могут присутствовать заметные количества солей аммония и ртути. [c.703]

Следы нептуния были получены Макмилланом и Абелсоном, а плутония — Сиборгом, Макмилланом, Кеннеди и Уолом в 1940 г. при бомбардировке урана. Оба элемента получаются в достаточных количествах из тепловыделяющих элементов урановых ядерных реакторов. Но в больших масштабах производится только плутоний, который используют как ядерное горючее, так как, подобно он подвергается делению его ядерные свойства, по-видимому, препятствуют возможности использования его в водородных бомбах. Более тяжелые элементы получаются последовательным захватом нейтронов плутонием-239 в реакторах с высокими пoтoкa нI нейтронов (>10 нейтрон1см -сек) следы этих элементов можно получить при бомбардировке изотопов Ри, Ат или Ст тяжелыми ионами В, С, N. О или Ые. Современные обширные сведения об актинидах в целом (как и о многих других элементах, образующихся в результате деления ядер или используемых в ядерной технике) являются прежде всего результатом работ в области ядерной энергии. Выполнение этих исследований в значительной мере способствовало прогрессу в методах и техническом оснащении лабораторий. Такие операции, как разделение на ионообменных смолах, экстракция растворителями, работа с микрограммовыми количествами веществ и с неустойчивыми или сильно радиоактивными соединениями, были развиты и усовершенствованы в процессе осуществления программы исследований в области ядерной энергии. [c.527]

Экстракция с помощью ТТА нашла применение и для определения америция-243 путем выделения и последующего измерения активности дочернего вещества нептуния-239 [308]. Описана даже полная схема переработки ядерного горючего с помощью ТТА [309]. В этом процессе происходит вначале отделение плутония (IV) от урана и продуктов деления (за исключением циркония) экстракцией раствором ТТА в бензоле. Индикаторные количества продуктов деления, попавщие в органический раствор, вымываются раствором НЫОз. Затем плутоний селективно реэкстрагируется разбавленным раствором НМОз, в который для восстановления плутония (IV) до неэкстрагируемой формы плутония (III) вводится восстановитель. После экстракции плутония из водного раствора извлекается уран раствором ТТА в гексоне. [c.154]

В настоящее время общепринятая основа технологических схем заводов по переработке облученного ядерного горючего — это экстракция. Как правило, на первом экстракционном цикле урап и плутоний совместно экстрагируются и раздельно реэкстраги-руются. Реэкстракты плутония могут содержать в небольшом ко- [c.372]

TOB [242]. Этот метод стал классическим и без него невозможно обойтись при очистке урана даже от очень малых количеств примесей, поглощающих нейтроны. В последние годы экстракция урана растворителями приобрела практическое значение в очень больпизх масвггабах. Другие актинидные элементы, в частности нептуетй и плутоний, также могут экстрагироваться органическими растворителями. Поэтому этот метод оказался очень эффективным при переработке ядерного горючего, для разделения урана, нептуния и плутония, а также для отделения этих элементов от сопровождающих их продуктов деления. Таким образом, неудивительно, что многочисленная армия исследователей занята проблемами, касающимися поведения актинидных элементов и их соединений в органических растворителях. Несмотря на все усилия, напш знания в этой области еще не достигли желаемого уровня. Правильное понимание поведения веществ в процессе экстракции растворителями затруднено вследствие отсутствия удовлетворительной теории поведения сильных электролитов в концентрированных растворах. р [c.211]

Последующие операции можно проводить различными методами [10, 11]. Урановое топливо, использовавшееся ранее для производства плутония, очищали путем ряда последовательных осаждений. Однако процессы осаждения и фильтрования почти неизбежно должны проводиться в режиме периодического действия и, следовательно, не являются лучшими при дистанционном управлении. Для этого случая значительно более удобными оказались процессы разделения методом экстракции органическими растворителями в колонках с противотоком. Эти методы получили гораздо большее распространение, чем методы осаждения в настоящее время применяется множество подобных методов и еще ббльшее количество разрабатывается и внедряется в производство. Состав растворов ядерного горючего из различных ядерных реакторов может изменяться в весьма широких пределах задачи химической переработки также могут быть разными. Первая стадия подавляющего большинства применяющихся процессов состоит в извлечении органическим растворителем урана, плутония и тория, если последний присутствует. При этом большая часть продуктов деления и компонентов сплава, из которого был изготовлен тепловыделяющий элемент, остается в водной фазе. Органической фазой чаще всего является раствор трибутилфосфата в некоторых органических веществах, например в керосине в качестве экстрагентов часто используют также различные спирты, кетоны и эфиры. [c.486]

Большие значения коэффициентов распределения и(У1), Ри(1У) и Ри(У1) между фазами применяемых смесей обеспечивают эффективное извлечение (>99,9%) урана и плутония уже на первой стадии процессов. В то же время активность сопутствующих продуктов деления (порядка 10 кюри на тонну ядерного горючего в исходном растворе) обычно уменьшается в несколько сот раз, хотя некоторые отдельные продукты, особенно рутений, частично переходят в органическую фазу. Для последующего отделения плутония от урана также используют экстракцию органическими растворителями. Для этой цели плутоний восстанавливают до трехвалентного состояния (величина коэффициента распределения Ри(1П) чрезвычайно мала) в таких условиях, когда валентность урана (VI) не изменяется. В качестве восстановителей используют Ее(П), ЗОг или гидразин разделение урана и плутония проводят методом противоточной экстракции. Последующие этапы очистки фракций методами экстракции или ионного обмена необходимо также проводить при дистанционном управлении дальнейшие операции возможны уже без специальной защиты от у-излучения. Однако и в этом случае надо принимать меры предосторож- [c.486]

На рис. 11.1 приведена технологическая схема производства металлического урапа и гексафторида через промежуточную стадию получения окислов и тетрафторнда. В качестве исходного продукта используют либо химические концентраты рудных заводов, либо отработанное ядерное горючее. В операциях экстракции рудные химическг[е концентраты очищаются от примесей из отработанного ядерного горючего извлекают плутоний, а уран очищают от осколочных элементов. Полученные азотнокислые растворы поступают на стадию получения трехокиси последнюю вначале восстанавливают до двуокиси, а затем гидрофторируют до тетрафторнда урана, используемого либо для металлургической плавки либо для производства гексафторида. [c.252]