Растворение тепловыделяющих элементов из урана

Рис. 8. 1. Схема растворения уран-алюминиевых тепловыделяющих элементов в азотной кислоте.

При растворении отработанных тепловыделяющих элементов (с целью их регенерации) большинство продуктов деления вместе с ураном переходит в раствор. Выделяющиеся при этом газы содержат газообразные продукты деления Хе , Кг и большую часть радиоактивного йода, которые также находят широкое применение [c.14]

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]

Проблема хил ическоп очистки урана более сходна с проблемой извлечения урана из отработанных тепловыделяющих элементов, чем с проблемой извлечения урана из руды. Это объясняется тем, что уран находится в концентрированной форме и загрязнен небольшими количествами большого числа химических элементов, не в разбавленной сложной слшси, которая требует сложной специальной химической обработки. Таким образом, наиболее часто используемый метод очистки урана заключается в растворении в ННОз и экстракции селективным органическим растворителем, имеющим высокую емкость по урану. [c.187]

Схема растворения уран-алюминиевых тепловыделяющих элементов изображена на рис. 8. 1. [c.314]

В тепловыделяющих элементах из — А1-сплава с алюминиевой оболочкой содержание алюминия по отношению-к урану настолько велико, что при растворении их в азотной кислоте в исходном растворе создается концентрация А1(КОз)з, достаточная для высаливания урана. Поэтому А1(МОз)з в этом случае добавляется только в промывные растворы. [c.339]

Как уже отмечалось, переход от природного к обогащенному урану и необходимость обеспечения более высоких температур в реакторе, по-видимому, приведет к разработке таких тепловыделяющих элементов, которые будут представлять значительные трудности на стадии растворения. В связи с этим, по-видимому, большое внимание будет уделено обработке различными галоидными соединениями, включая использование расплавленных солей. Использование же хлоридов или фторидов в водной или в неводной среде будет сопряжено с проблемой коррозии оборудования. В случае обработки в водной среде для применения обычных процессов экстракции может потребоваться дополнительная подготовка раствора. [c.260]

Если тепловыделяющий элемент состоит из урана, тория или сплава урана с алюминием, то для растворения обычно применяют азотную кислоту с соответствующим катализатором. Когда тепловыделяющие элементы одеты в алюминиевую оболочку, последнюю удаляют растворением в едком натре, содержащем нитрат натрия, либо в азотной кислоте с добавкой катализатора. Если оболочка сделана из циркония, его сплавов или нержавеющей стали, ее можно снять механическим путем или растворить в плавиковой, серной или соляной кислоте, царской водке или в расплавах солей [14]. Эти растворители пока еще не имеют широкого применения вследствие трудности подбора материала для аппаратуры и его дороговизны (металлический титан, тантал и др.). После растворения оболочки уран (или торий) должен остаться нетронутым. Для ускорения процесс растворения ведут при температуре кипения растворителя. [c.41]

Тепловыделяющие элементы, содержащие сплав циркония с ураном, а также циркониевую оболочку растворяют в плавиковой кислоте или в смеси плавиковой и азотной кислот. Чем выше содержание циркония, тем больше должна быть доля фтор-иона. Растворение циркония идет по уравнению [c.45]

В присутствии фосфорной кислоты можно отделить плутоний от урана и продуктов деления экстракцией ТБФ. Шевченко, По-вицкий и Соловкин [247] описали метод переработки облученных тепловыделяющих элементов первой атомной электростанции СССР. Получаемые после растворения тепловыделяющих элементов азотнокислые растворы содержали уран (от 100 до 120 г/л), плутоний, молибден, магний, осколочные элементы и фосфорную кислоту (до 46 г/л). Кислотность растворов составляла 5 М НМОз. Метод заключался в раздельном экстракционном извлечении сначала урана, а затем Ри(1У) 20%-ным раствором трибутилфосфата в гидрированном керосине. [c.324]

Для растворения тепловыделяющих элементов применяются следующие реагенты азотная кислота для алюминия, металлического урана, металлического тория, двуокиси урана и ураноалюминиевых сплавов едкий натр для алюминия и урано-алюми-ниевых сплавов плавиковая кислота для циркония и ураноциркониевых сплавов и серная или соляная кислота для нержавеющей стали и матриц из этой стали, содержащих иОг. Если для переработки топлива применяется экстракционный пурекс-процесс, то для растворения алюминиевых оболочек металлического урана используется едкий натр. После растворе1ШЯ оболочки уран, практически не подвергающийся действию щелочи, растворяется в азотной кислоте. Отсутствие нитрата алюминия в поступающем на переработку растворе упрощает в дальнейшем удаление [c.308]

Нет нужды подробно описывать все стадии химического разделения плутония и урана. Обычно разделение их начинают с растворения урановых брусков в азотной кислоте, после чего содержащиеся в растворе уран, нептуний, плутоний и осколочные элементы разлучают , применяя для этого уже традиционные радиохимические методы — осаждение, экстракцию, ионный обмен и другие. Конечные плутонийсодержащие продукты этой многостадийной технологии — его двуокись РиОг или фториды — РиРз или РиР4. Их восстанавливают до металла парами бария, кальция или лития. Однако полученный в этих процессах плутоний не годится на роль конструкционного материала — тепловыделяющих элементов энергетических ядерных реакторов из него не сделать, заряда атомной бомбы не отлить. Почему Температура плавления плутония — всего 640° С — вполне достижима. [c.400]

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]

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]