Регенерация урана

Рис. 9.4.3. Схема системы выделения молибдена-99. 1 — реактор 2 — холодильник 3 — насос 4 — бак выдержки топливного раствора 5 — колонка сорбционная 6 — сосуд сбора молибдена 7 — ёмкости чистых растворов 8 — система регенерации урана 9 — система сбора, выдержки

Обычно ОЯТ выдерживается в пристанционных хранилищах не менее года. За это время короткоживущие продукты деления в значительной степени распадаются, и общая активность ядерного топлива снижается примерно в 100 раз [4]. Такая выдержка или охлаждение топлива необходима, поскольку непосредственно после извлечения из реактора его активность столь высока, что вызывает серьёзные затруднения при переработке, связанные с радиационными повреждения реагентов, необходимостью увеличения толщины биологической защиты и т. д. В выдержанном ядерном топливе основную долю активности составляют радионуклиды 2г, N5, 5г, Ри, РЬ, V, Ьа, Се, Рг, N(1, Рт, Ва, Те, I, Сз. Более длительная выдержка ОЯТ нецелесообразна, поскольку дальнейшее уменьшение активности продуктов деления происходит уже значительно медленнее. Выдержанное топливо подвергается химической переработке с целью регенерации урана и извлечения накопившегося плутония. Одновременно с этим из топлива извлекаются и осколочные радионуклиды, представляющие интерес для практического использования в промышленности, медицине или научных исследованиях. [c.517]

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]

Для получения радиоактивных изотопов — продуктов деления урана — можно проводить облучение урана или его соединений нейтронами в ядерном реакторе, а также использовать отработанное ядерное горючее — урановые стержни — после извлечения из них плутония и регенерации урана, т. е. из сбросных растворов. [c.248]

Метод извлечения зависит от способа извлечения плутония и регенерации урана, в результате чего получаются сбросные растворы, содержащие продукты деления. [c.250]

Получение из продуктов деления урана. Технеций получают из сбросных растворов после выделения плутоний и регенерации урана из отработанных тепловыделяющих элементов реактора. Приведем в качестве примеров некоторые способы выделения технеция. [c.275]

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]

Удобным для производства методом является окисление тетрафторида урана кислородом с дальнейшей регенерацией урана из оксифторида восстановлением водородом . [c.442]

Регенерация урана (тория) и выделение плутония ( зи пр . водят к отделению большого количества осколков деления — радиоактивных изотопов, количество которых в настоящее время превышает возможность их использования. В связи с этим встает задача ликвидации радиоактивных отходов атомной промышленности и радиоактивных отходов лабораторий, применяющих радиоактивные вещества. [c.467]

После того как уран, природный или обогащенный, получен в виде металла, окиси или другого желаемого соединения, ему должна быть придана форма, необходимая для использования его как тепловыделяющего элемента в реакторе. Изготовление твэлов относится к области металлургии, а не химии и здесь рассматриваться не будет. Но, однако, надо подчеркнуть, что оно включает в себя покрытие урана оболочкой в целях защиты его от взаимодействия с теплоносителем, а удаление оболочки составляет, важную часть процесса химической регенерации урана из отработанных твэлов. [c.22]

Методы удаления радиоактивных отходов зависят от. природы отходов, от типа и уровня радиоактивности, а также от их химических свойств. Например, почти все высокоактивные отходы, постоянно образующиеся в больщих количествах, поступают с экстракционного процесса регенерации урана и плутония. Эти отходы могут быть в виде концентрированных кислых или щелочных растворов солей. В табл. 12.1 показаны основные компоненты типичных отходов производственных процессов. [c.305]

Экстракционная технология регенерации урана из отработавших ТВЭЛов энергетических и промышленных реакторов (уран-графитовые реакторы для производства плутония) заканчивается получением нитратных реэкстрактов (растворов) урана, содержание изотопа и-235 в которых понижено по сравнению с содержанием этого изотопа в исходном ТВЭЛе. После того, как на радиохимическом [c.195]

Вторую задачу можно решать с помощью традиционной гидрохимической технологии, в общем виде описанной в начале гл. 4. Мы, однако, предложили для решения проблемы регенерации урана и вовлечения последнего в топливный цикл прямой плазменный процесс разложения реэкстрактов урана, который значительно сокращает длину технологической цепи, стоимость получения дисперсного оксидного материала, не порождая при этом никаких экологических проблем [2, 8, 9]. В зависимости от способа повышения содержания изотопа ГГ-235 в регенерированном уране можно представить две технологические схемы получения из него сердечников ТВЭЛ (рис. 4.19). В обеих схемах используется один и тот же плазменный процесс переработки нитратных реэкстрактов уранила, однако оксиды урана должны обладать разными физико-химическими и технологическими свойствами. Для обоих вариантов плазменного процесса проведены НИР и ОКР, построены сравнительно мощные стендовые плазменные установки (пилотные заводы), проведены их испытания, разработаны технологические и аппаратурные схемы, проведены промышленные испытания процесса, получены промышленные партии оксидных урановых материалов, изучены их физико-химические и технологические [c.196]

После получения стабильного потока технологической (U F)-плазмы можно проектировать и внедрять разнообразные новые технологии получения и регенерации урана, фтора, а также различных соединений, необходимых как в ядерном энергетическом цикле, так и в смежных областях техники и технологии. Наиболее актуальной выглядит технология плазменной атомизации отвального гексафторида урана с последующим пространственным разделением урана и фтора. Для такого разделения могут быть использованы различные технические приемы [c.547]

Регенерация урана. Растворы с высоким содержанием урана от производственных операций и из лабораторий собирают в геометрически безопасных сосудах, анализируют на уран (главным образом для проверки на критическую массу) и затем упаривают до минимального объема в периодически работающем испарителе. Концентрат хранится в других геометрически безопасных контейнерах и затем возвращается в аппараты приготовления исходного раствора для питания колонн. Этот узел также показан на рис. 3. [c.19]

Описанный процесс не предусматривает метода регенерации урана, но на опытной установке была достигнута очистка урана от активности путем повторных кристаллизаций уранил-аммоний-фосфата. [c.315]

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]

Данный метод позво.ляет провести регенерацию урана с выходом 99,9% и выделение плутония с выходом не менее 98%. Суммарные коэффициенты очистки от у-активных продуктов деления составляют для О 1,2-10 и для Рн 8-10 . [c.203]

В технологии урана экстракционные процессы — одни из важнейших. Они применяются для концентрирования и очистки урана при переработке разнообразных урансодержащих продуктов. С помощью экстракции уран извлекают из рудных растворов и сорбционных регенератов. Аффинаж урановых концентратов производят почти исключительно экстракционным методом. Основным гидрометаллургическим способом регенерации урана пз разнообразных отходов также является экстракционный процесс. Этим способом перерабатывают и облученный уран. [c.98]

Экстракционный передел используется и для регенерации урана из отходов его производства — переработка бракованных тепловыделяющих элементов, регенерация из отходов газодиффузионных заводов и т. д. [c.163]

Для получения из продуктов деления урана, долгоживущих радиоактивных изотопов ( °5г, Тс, Се, Фт, облучение урана или выдерживание тепловыделяющих элементов проводят длительное время, практически до регенерации урана и извлечения плутония сбросные растворы выдерживают 2—2,5 года для распада короткоживущих изотопов. Извлечение короткоживущих изотопов ( 8г, =>2г, 1211 оВа, Се, 14зрг, N(1, и др.) проводят из свежих растворов после удаления урана и плутония после облучения мишени в течение 1— 3 месяцев. [c.248]

Переработка отработавшего свой срок ядерного горючего с целью регенерации урана, извлечения 2зэрц отделения продуктов деления основывается на окислительно-восстановительных реакциях, [c.458]

Для нормальной работы атомного реактора и поддержания цепной ядерной реакции в нем должно находиться достаточное количество горючего, свободного от неделящихся элементов, способных поглощать нейтроны. Сгорание горючего и замещение его продуктами деления, способными поглощать нейтроны, в совокупности приводит к уменьшению реактивности реактора. Поэтому в реактор с оиущенны.ми регулирующими стержнями необходимо загружать больше горючего, чем это требуется для поддержания цепной реакции, и по мере его выгорания стержни можно постепенно извлекать. Но существует предел избыточного количества горючего, которое может быть загружено в реактор, поэтому время от времени приходится заменять твэлы реактора, содержащие большую часть (а иногда почти всю) своей исходной загрузки. В связи с высоким содержанием способного к делению урана в отработанном горючем, высокой стоимостью извлечения его из руд и в ряде случаев с его и.чотопным обогащением оно еще представляет слишком большую ценность, выбрасывать его нецелесообразно. Регенерация урана предполагает химическое отделение его от продуктов деления. Поскольку продукты деления обладают высокой радиоактивностью, регенерация горючего должна осуществляться дистанционно в зоне, экранированной для защиты персонала от облучения, а разделение должно быть таким полным, чтобы радиоактивность извлеченного горючего была достаточно низка для безопасной работы с ним на сложных операциях приготовления твэлов. К трудностям работы заводов по регенерации горючего добавляются неизбежные потери горючего (что отра- [c.24]

Трехокись урана UO3, или оранжевая окись, — промежуточный продукт в процессах извлечения урана из руд и регенерации атомного горючего. Ее получают разложением при температурах ниже 450°С пероксида урана или уранилиитрата, образующихся в обычных процессах экстракционной очистки или регенерации урана. иОз имеет ряд структурных модификаций, в том числе несколько гидратов, имеющих окраску от желтой до коасной. При 750° С UO3 легко восстанавливается до UO2 водородом или расщепленным аммиаком. Это единственный окисел урана, термодинамически стабильный на воздухе в интервале температур 450—600° С. Выше [c.111]

Пиропроцессы наиболее перопехтивны для регенерации урана из горючего реакторо1В на быстрых нейтронах. Посколь ку загруз ка горючего щ таких реакторах особенно высокая, с экономической точки зрения желательно до минимума сократить длительность переработки. В связи с тем что в энергетическом спектре реакторов на быстрых нейтронах отсутствуют нейтронные яды, а сечения поглощения нейтронов обычно сравнительно малы, нет необходимости в глубоком извлечении специфических ядов из горючего, предназначенного для возвращения в этот реактор. Поэтому для непрерывной работы реактора на быстрых нейтронах горючее должно сохраняться неизменным в химическом, физическом и. металлургическом отношении за счет использования для извлечения основной массы продуктов деления простого и дешевого процесса с последующим дистанционным изготовлением твэлов. [c.263]

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]

Цирконий может растворяться при нагревании в НгЗОл, а также в растворах НР или фторидов. Растворение твэлов на основе циркония рассмотрено в разделе 9.2, В растворах и в большей части своих соединений цирконий существует в четырехвалентном состоянии. Ион 2г + очень сильно гидролизуется, и из сильнокислых растворов может осаждаться гидроокись циркония. Ион циркония имеет большую склонность к комплексообразованию, чем четырехвалентные ионы церия, тория и плутония. Он образует очень стойкие комплексы с фто-ридпым ионом. Окись циркония чрезвычайно тугоплавка. Потенциально она может быть использована в качестве материала аппаратуры для нирометаллургических процессов и как конструкционный материал в реакторах, Тетрафторид циркония — весьма полезный компонент как расплавленного атомного горючего (см, раздел 14,6), так и солевого расплава для высокотемпературного процесса регенерации урана, основанного па возгонке летучих фторидов (см, раздел 10,9), [c.409]

Экстракционно-реэкстракциоппый аффинаж также нашел широкое применение при получении и регенерации ядерного топлива реакторов на тепловых нейтронах. В связи с пуском в эксплуатацию в России, Франции, Англии и Японии радиохимических заводов для извлечения плутония и регенерации урана из отработавшего топлива энергетических и транспортных ядерных реакторов роль экстракции еще более возрасла, хотя она и имеет ограничения при переработке отработавшего топлива реакторов на быстрых нейтронах. [c.37]

Па основании результатов испытаний плазменного пилотного завода сконструирована и спроектирована мощная плазменная установка для промышленного завода. Технологическая схема установки показана в общем виде на рис. 4.24. Она включает в себя узел плазменной денитрации уранилнитратных реэкстрактов узел сепарации дисперсного оксида урана и газовой фазы узел улавливания оксидов азота из газообразных продуктов денитрации с последующим переводом этих оксидов в (5 -Ь 8)-нроцентную азотную кислоту узел упаривания последней до 20-процентной HNOз (ЗN). Эта кислота должна далее использоваться в экстракционном процессе регенерации урана из облученных ТВЭЛ. [c.207]

Большое значение имеет способ регенерации фильтроэлемента. Накопленный опыт показывает, что регенерация вибростряхиванием, наложением ультразвука, обдувкой струей газа недостаточно эффективна и приводит к быстрому необратимому забиванию фильтра. Эти способы надо совмещать с другими, нанример с обратной отдувкой. Обратная отдувка — наиболее простой и эффективный способ регенерации. Однако во избежание забивки пор при выборе режима регенерации следует учитывать специфику их структуры. Так, для предотвращения необратимой забивки пор проводят частичную регенерацию фильтра при соотношении скорости регенерации Ур и скорости фильтрации Уф р/Уф = 0,5 -г 0,6 последнее справедливо только для фильтров, изготовленных из округлых порошков. Для фильтров, изготовленных из несферических порошков, производят регенерацию при соотношении Ур/Уф = 0,7 -Ь 0,8 однако это справедливо только для грубопористых фильтров. По данным авторов [7, 9 11], для мелкопористых фильтров с размером пор 24-7 мкм наилучшие результаты достигаются при Ур/Уф = 1,0 4-1,3 в этой же работе наиболее перспективной признана регенерация с помощью эжекционной импульсной обратной отдувки она позволяет проводить регенерацию без остановки работы фильтра и сокращает расход балластного газа в 3-5 раз. [c.651]

Схема незамкнутого ядерного энергетического цикла сформировалась в основном в 50-е годы, и многие его особенности определялись тем, что основной сферой приложения ядерной энергии тогда была военная сфера так развивалась атомная промышленность в США, СССР, Великобритании, Франции, Китае, таким же образом началось ее развитие и в других странах, обладавших или обладаюш,их ядерным оружием Южно-африканской республике, Индии, Пакистане. Несмотря на повсеместный режим секретности, в котором развивались атомная наука и техника, и разные исходные позиции, основные элементы схемы ядерного энергетического цикла в разных странах повторяются, хотя в силу определенных причин имеются и некоторые различия [1]. Последние касаются в основном техники и технологии вскрытия урановых руд (кислоты, гцелочи, подземное, наземное, автоклавное и т.п. выщелачивание урана) выбора экстрагентов и их разбавителей при аффинаже природного и регенерированного урана локации аффинажной технологии природного урана (до или после получения гексафторида урана в последнем случае используют ректификацию) технологии и техники производства гексафторида урана (фторирование тетрафторида урана или оксидного сырья фторирование в аппаратах кипящего или псевдоожиженного слоя или в пламенных реакторах) технологии разделения изотопов урана (диффузионная, центробежная, лазерная) технологии и техники производства ядерного топлива из тетрафторида или гексафторида урана (водные или неводные технологии, пламенные или плазменные реакторы) наличия или отсутствия регенерации урана и т.д. На эти различия сильно влияет тип энергетического реактора (нанример, использование оксидного или металлического ядерного топлива, легководного (Ь УК) или тяжеловодного (САКВи) реактора и т.п.). [c.731]

Экстракционная технология переработки облученного ядерного топлива и последующей регенерации урана заканчивается получением плава гексагидрата нитрата уранила при внедрении плазменной технологии (см. главы 4, 5) процесс заканчивается получением UaOg (или UO2 при использовании растворимого восстановителя), который, в зависимости от технологии разделения изотопов урана, направляют или на карботермическое восстановление урана (если уран будут обогащать по изотопу U-235 по технологии AVLIS), или на производство гексафторида урана (если уран обогащают по диффузионной, центробежной технологиям или по технологии MLIS). Во втором случае обогащенный по изотопу U-235 гексафторид урана направляют на производство оксидов урана по плазменной технологии (см. главы 11 и 12). [c.735]

Растворение металлического урана, в особенности облученного, в галоидофторидах имеет особо важное значение в связи с регенерацией урана из тепловыделяющихся элементов энергетических ядерных реакторов. Для изучения всех процессов, связанных с такого рода переработкой урановых материалов, потребовалось исследование систем с соответствующим выделением фаз и с получением их характеристик. [c.73]

Пентафторид иода предложено применять в качестве ингибитора, в атмосфере которого при 450—700° С успешно проходит пиролиз политетрафторэтилена с превращением его в устойчивые промежуточные полимерные соединения, находящие применение в качестве смазок и гидравлических жидкостей [101, 102]. Описано применение пентафторида иода в атомной промышленности для регенерации урана из горючего после нейтронного облучения [103, 104]. Всю массу обрабатывают пептафторидом иода, который фторирует уран до гексафторида, отделяемого далее перегонкой. [c.289]

Известен [34] способ регенерации урана из цирконийсодержащих топливных элементов обработкой раствором фтористоводо- [c.337]

Максимальная эффективность при работе пульсирующих колонн обычно достигается в тех случаях, когда дисперсной фазой является фаза с большей скоростью потока. Однако при первичной экстракции более высокая эффективность достигалась (даже при отношении расходов органической и водной фаз, равном 3 1) в том случае, когда фаза с более высоким расходом (органическая) являлась сплошной фазой. В тех случаях, когда дисперсной фазой была органическая, наблюдалась большая тенденция кремнийсодержащих частиц к скоплению на границе раздела фаз и в верхней части колонны. Возникала необходимость удаления этих веществ из колонны и отдельной их переработки с целью регенерации урана. Становился также более вероятным захват твердых частиц органической фазой и унос их в промывную колонну. Кроме того, из данных, полученных на Ок-Риджском опытном заводе, следовало, что извлечение было одинаково хорошим как в том случае, когда органическая фаза являлась дисперсной, так и тогда, когда она была сплошной фазой. Это, по-видимому, было обусловлено высокой вязкостью водной фазы. [c.152]

Реэкстракция. При проектировании узла реэкстракции использовались данные, полученные на колоннах диаметром 50 и 150 мм, опробованных на опытном заводе. Были использованы также данные, полученные при исследовании аналогичных операций в пурекс-процессе регенерации урана и плутония из отработанных тепловыделяюших элементов [20, 21, 22]. Ввиду того, что при повышении температуры устойчивость комплекса уранилнитрата с ТБФ уменьшается, рабочая температура в реэкстракционной колонне была выбрана равной 60° С. Повышение температуры позволило увеличить отношение расхода органической фазы к расходу воды при реэкстракции. Кроме того, повышение температуры улучшает условия массопередачи, так как уменьшается вязкость и увеличивается скорость диффузии. Вследствие уменьшения вязкости и увеличения разности плотностей фаз при повышении температуры возрастает также производительность колонны. Экспериментальная работа, проведенная при использовании стандартной насадки , показала, что величина ВЕП в этом случае составляла около 60 см. На полноту реэкстракции урана значительно влияет концентрация продуктов гидролиза в экстрагенте. При умеренном содержании продуктов гидролиза отношение расхода органического раствора к расходу воды должно составлять не более 1 0,9. При проектировании реэкстракционной колонны для завода это отношение было принято равным 1 1. [c.154]

Фракционная дистилляция. Полученный на ойерации фторирования технический гексафторид урана возго-ииется и подается в тарельчатую колпачковую колонну (100 тарелок) диаметром 0,61 м. В этой колонне из поступающего гексафторида удаляются летучие примеси. Проходящая фракция обрабатывается в системе регенерации отходов с целью извлечения урана. Остатки из этой первой колонны поступают во вторую 50-тарель-чатую колонну, в которой из гексафторида удаляются высококи-пящие фториды. Во всех случаях используются кипятильники с естественной циркуляцией. В качестве конструкционного материала для дистилляционной установки применяется, главным образом, монель. Все погоны, за исключением конечного продукта, подвергаются обработке с целью регенерации урана. Продукт собирается непосредственно в 10-тонный контейнер для транспортировки, анализируется и доставляется потребителю. [c.503]

В работе [324] опубликованы предварительные результаты разработки технологии регенерации урана и плутония из не содержащих легирующих компонентов облученных твэлов, основанной на экстракции ЧАО. При растворении материала этих твэлов в НЫОз получаются растворы, не содержащие высаливателя, который способствует извлечению урана аминами, как описано выше. Вместе с тем, если используется смесь плутония с обогащенным ураном, необходимо извлекать и регенерировать не только плутоний, но и уран. Попытка подобрать для этой цели новые экстрагенты вместо широко изученного ТБФ обусловлена небходи-мостью быстро возвращать ценные компоненты в топливный цикл, что связано с сокращением времени выдержки облученного материала, несмотря на его высокую р- и у-активность. Ввиду того что амины слабо извлекают уран из азотнокислых растворов без высаливателя, предложено [324] использовать для этой цели растворы нитратов ЧАО в ароматических разбавителях. Нитраты [c.223]

Нитрат уранила имеет большое значение при регенерации урана из разнообразных отходов производства. Обрезки и стружка металлического урана, бракованные тепловыделяющие элементы растворяют в концентрированной азотной кислоте и перерабатывают экстракционным методом. Различные твердые отходы (зола после сжигания фильтров, урансодержащий мусор, пыль и шлак иирометаллургических процессов) подвергают азотнокислому выщелачиванию для регенерации урана. Гидрометаллургическая переработка облученного урана осуществляется только через азотнокислые растворы нитрата уранила. [c.39]

Движение жидкостей ио каналам возможно только в одну сторону — в направлении, обратном вращению ротора. Переток фаз из канала в канал в радиальном нанравлентги обеспечивается перфорированными отверстиями в металлической ленте. При пересечении потоков фаз они смешиваются у входа в перфорированные отверстия, а в каналах м ежду перфорациями частично расслаиваются. Многократно повторяющееся смешение и разделение жидкостей в роторе экстрактора обеспечивает сравнительно высокую степень разделения фаз. Для жидкостной экстракции урана из водных растворов при сравнительно невысоких коэффициентах распределения исиользуются экстракционные колонны. Их применяют для аффинажа урана на стадии тонкой очистки, где уран извлекается из водных азотнокислых растворов органическими растворителями (ТБФ, метилизобутилкетоном и др.). Колонные экстракторы пригодны также для регенерации урана из отходов газодиффузионных заводов, из бракован-яых твэлов и других отходов уранового производства. [c.187]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология