Выделение плутония урановых руд

В самом деле, химические исследования необходимы практически на всех этапах производства ядерной энергии и последующей переработки ядерных отходов. Так, геохимия играет решающую роль при поиске урановых месторождений. Далее, химическое разделение является важнейшей стадией всего технологического цикла, начинающегося с концентрирования руды на урановых мельницах, завершающегося полностью автоматизированной и управляемой на расстоянии переработкой топливных элементов ядерных реакторов. Роль последней стадии неоднозначна. Выделение плутония из продуктов деления, с одной стороны, вносит элемент рециклизации в использование ядерного топлива, что можно приветствовать. С другой — делает более доступным плутоний, который может применяться и для производства ядерного оружия. [c.73]

Сорбционный, экстракционный и ректификационный аффинаж в технологии получения ядерных материалов. Сорбционный и экстракционный аффинаж нашел широкое применение в технологии получения и регенерации ядерных материалов. Еще на начальных этапах становления и развития урановой технологии был внедрен сорбционный аффинаж урана, в частности сорбция урана из пульп. В дальнейшем использование сорбции расширилось применительно к регенерации урана и выделению плутония из отработавшего ядерного топлива ядерных реакторов на металлическом и оксидном топливе. [c.37]

В качестве примеров приведем способы выделения плутония из азотнокислых растворов отработанного уранового топлива, содержащего также алюминий или другой металл, из которого изготовляют защитные чехлы. [c.545]

Лабораторные исследования процесса хлорирования облученного уранового ядерного горючего. Сообщение 3. Выделение плутония разделением паров хлоридов с помощью газовой хроматографии на активированном угле. [c.172]

Урановые стержни периодически извлекаются из реактора (с заменой новыми) и подвергаются сложной химической переработке для выделения образовавшегося плутония. Так как выход плутония невелик, он обходится в конечном счете очень дорого. Однако затраты на производство плутония все же меньше, чем па выделение эквивалентного количества из изотопной смеси. [c.527]

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]

Урановые стержни периодически извлекаются из реактора (с заменой новыми) и подвергаются сложной химической переработке для выделения образовавшегося плутония. Так как выход плутония невелик, он обходится в конечном счете очень дорого. Однако затраты на производство плутония все же меньше, чем на выделение эквивалентного количества из изотопной смеси. Кроме того, само производство плутония может быть поставлено В1 гораздо больших масштабах. [c.460]

Интересно отметить, что плутоний получается при работе уранового реактора. Поэтому он может быть впоследствии выделен и сам по себе использован в качестве ядерного горючего. [c.343]

Вильсон [41] использовал высокую избирательность экстракции Ри(1 / ) третичными аминами для выделения плутония из урановых блоков. В качестве экстрагента применялся раствор трилауриламина (ТЛА) в Амско (керосин). Этот процесс позволяет за один цикл отделить плутоний от урана и продуктов деления (см. табл. 49). [c.346]

Из схемы на рис. 15.1 видно, каким образом при экстракциопно-реэкстракционной регенерации урана и выделении плутония из облученного ядерного топлива возникают жидкие радиоактивные отходы. Из этой первичной экстракционной цепи возникают две вторичные урановая и плутониевая. В них проводится экстракционный аффинаж урана и плутония, в результате которого получают их чистые продукты, а также жидкие радиоактивные отходы. [c.709]

Старик и сотр. [210] применили соосаждение плутония с диацетатом уранила для очистки плутония от естественных а-активных радиоэлементов (Ра, ТЬ, На, Ро), содержащихся в урановой смоляной руде, и показали возможность полного отделения от указанных элементов при 2-кратном осаждении. Выделение проводят из 0,1 N азотнокислого раствора. Вначале в этом растворе окисляют плутоний до шестивалентного состояния броматом калия. При окислении плутония марганец, содержащийся в руде, выпадает в осадок в виде перекиси. Это способствует лучшей очистке плутония от радиоэлементов (особенно от протактиния). После отделения осадка перекиси марганца Ри(У1) осаждают с осадком диацетата уранила, при 90°С двойным объемом 45%-ного раствора ЫаСООСНз из раствора 2 N НЫОз. Плотный кристаллический осадок диацетата уранила отделяют декантированием и после промывания растворяют ъ 2 N НЫОз. Эту операцию повторяют. После растворения осадка производят осаждение из восстановительной среды и тем самым отделяют плутоний от урана. Для более тщательного отделения урана авторы работы [210] после коицентрирова ния плутония (соосаждение с гидроокисью) применяли экстракцию ди-этиловым эфиром. [c.280]

Пеппард и др. [590] применили экстракцию 0,1 М раствором ТТА в бензоле для окончательной очистки микрограммавых количеств плутония, выделенного из отходов от переработки урановых руд. [c.334]

Для удаления продуктов деления из урановых стержней последние растворяют в азотной кислоте и образующийся кислый раствор уранилнитрата после добавления нитрата натрия экстрагируют трибутилфосфатом в непрерывном противоточном экстракторе (пурекс-процесс). Все радиоактивные отходы, в том числе цезий и рубидий, концентрируются в водной, а уран и плутоний — в органической фазе. Применяются и другие процессы [308, 311] разделения ядерного горючего (бутекс-процесс , висмут-фосфат-ный процесс, редокс-процесс , ТТА-процесс, торекс-процесс и т. д.). От этих процессов зависит состав радиоактивных отходов (табл. 20) и в конечном итоге — выбор того или иного метода выделения цезия и рубидия [286, 311—315]. [c.320]

Извлечение плутония из отработанных тепловыделяющих урановых элементов требует а) отделения высокорадиоактивных продуктов расщепления, которые одновременно образуются в сравнимых количествах, б) выделения урана для его повторного использования и в) осуществления всех химических операций при дистанционном управлении вследствие опасности облучения. Дополнительную опасность представляет чрезвычайно высокая токсичность плутония, 10 г которого составляют потенциально летальную дозу. Частицы двуокиси РиОг диаметром 1 мкм могут дать очень большую дозу облучения, достаточную, что бы двуокись была сильноканцерогенной. [c.544]

Экстракция плутония из водных растворов органическими растворителями применяется для выделения небольших его количеств из огромной массы уранового топлива. Экстракция плутония растворителями обычно осушествляется в нитратных системах, поскольку комплексообразуюшие адденды, например SO4 , Р0 , понижают коэффициенты распределения. Наиболее важными и часто применяемыми экстрагентами для плутония являются трибутилфосфат (ТБФ), метилизобутилкетон (гексон), диэтило-вый эфир, амины, теноилтрифторацетон (ТТА), купферрон, дибу-тилкарбитол и др. [c.478]

Экстракцию с НТТА можно использовать для выделения мнкрограммовых количеств плутония, присутствующего в урановых породах ]762]. [c.113]

В Советском Союзе изучение процессов экстракции применительно к проблемам радиохимии было начато в Радиевом институте Б. А. Никитиным, В. М. Вдовенко и сотрудниками. Было подробно исследовано распределение нитратов урана, плутония, нептуния и некоторых осколочных элементов между эфирами и водными растворами. Ъ результате была предложена экстракционная схема полной переработки облученного урана с применением в качестве экстрагента взрывобезопасной смеси дибутилового эфира с четыреххлористым углеродом (В. М. Вдовенко и М. П. Ковальская). В дальнейшем были разработаны как схемы полной переработки урановых блоков, так и частные схемы, применяемые для выделения отдельных радиоэлементов с использованием более эффективных экстрагентов — трибутилфосфата, алкилфосфорных 1сислот, монокарбоновых алифатических кислот, алифатических аминов, М. Ф. Пушленков, В. Б. Шевченко и сотрудники разработали схе.мы переработки облученных блоков на основе смесей трибутилфосфата с четыреххлористым углеродом и гидрированным керосином. Эти работы были доложены на Второй и Третьей международных конференциях по мирному использованию атомной энергии в Женеве. [c.23]

Эти реакции могут происходить в ядерных реакторах различных конструкций. Обычным топливом для реакторов является уран с естественным или несколько повышенным содержанием Применяются различные виды топлива, но чаще всего в виде металла, так как для уменьшения размеров реактора уран должен находиться в компактном состоянии. Обычно к моменту удаления топлива на переработку расходуется лишь сравнительно небольшая часть исходного количества Из уравнений реактора видно, что на каждый подвергшийся делению атом образуется примерно один атом Ри . Одновременно с плутонием образуется множество высокоактивных продуктов деления. Обычные химические проблемы, связанные с выделением небольших количеств плутония из огромных количеств уранового топлива, чрезвычайно осложняются больпшм разнообразием химических элементов, образуюхцихся при делении, и их чрезвычайно высокой радиоактивностью. Наличие столь большой радиоактивности вынуждает проводить все операции дистанционными методами за мощной зашдтой. [c.273]

Осн. исследования посвящены синтезу и выделению из природных руд трансурановых элем. Синтезировал изотопы элем. № 94 — плутоний-238 (1940, совм. с Э. М. Макмилланом, Дж. Кеннеди и А. Валем) и плутоний-239 (1941, совм. с Дж. Кеннеди, А. Валем и Э. Сегрэ). Показал, что плутоний-239 — эффективное ядерное горючее. Совм. с сотр. синтезировал изотопы элем. № 93 — нептуний-237 (1942), № 96 — кюрий-242 (1944), № 95— америций-241 (1945), № 97 — берк-лий-243 (1949), № 98 — калифорний-244 (1950), № 101 — менделевий-256 (1955). Принял участие в экспериментах по синтезу элем. № 102. Выделил (1948) совм. с М-. Перлманом следы природного плутония из урановой смоляной руды. Обнаружил (1952) с группой сотр. в образцах, собранных после термоядерного взрыва, изотопы элем. № 99 (эйнштейния) и № 100 (фермия). Выдвинул (1Й5) актинидную теорию размещения элем, с 2 >89 в периодической системе. Произвел (1966) вместе с В. Вайо-лой теоретическую оценку относительной стабильности ядер с Z== = 110, 114, 126. В 1963 выдвинул суперактинидную гипотезу размещения сверхтяжелых гипотетических элем, в периодической сис- [c.407]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология