Ядерное горючее растворители при экстракции

Экстракция металлов органическими растворителями продолжает развиваться быстрыми темпами. Все возрастающий интерес к ней обусловлен в первую очередь прогрессом в технологии ядерного горючего, где экстракция заняла твердые позиции, а также совершенствованием методов извлечения и очистки редких и цветных металлов. [c.5]

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]

В табл. 3-16 приведены данные о растворителях, используемых для экстракции в процессах переработки ядерного горючего. [c.619]

Тепловыделяющие элементы такого типа все еще проходят стадию исследования. Процесс переработки этих твэлов следует рассматривать с точки зрения растворения наиболее тугоплавкого материала, содержащего одновременно воспроизводящие и делящиеся материалы. Ядерное горючее в этих твэлах может быть на основе графита или состоять из таких тугоплавких смесей, как UO2—ВеО. Твэлы обычно делаются в форме цилиндрических таблеток длиной около 6,35 мм и диаметром 6,35 мм. Предложенное горючее для галечного реактора (PBR) является необычным в том отношении, что оно выполнено в виде ш ариков диаметром около 38,1 мм. При растворении такого горючего иа основе графита графитовая матрица должна быть разрушена. Ниже приводятся усовершенствованные способы, позволяющие подготовить твэлы к переработке экстракцией органическим растворителе.м (см. разделы 10.2—10.6). Эти твэлы можно разделить на три категории [c.221]

В мировой литературе появилось большое число работ, посвященных изучению новых экстракционных систем, поискам более эффективных растворителей, развитию теории экстракции. Подробный обзор опытных данных по применению экстракции в аналитической химии содержится в переведенной на русский язык книге Моррисона и Фрейзера Экстракция в аналитической химии , ГХИ, Л., 1960. В монографии В. М. Вдовенко Химия урана и трансурановых элементов , Изд. АН СССР, М.-Л., 1960, описаны экстракционные методы, применяемые при регенерации ядерного горючего. Большое значение имеет химическая теория экстракции металлов, изложенная в книге В. В. Фомина Химия экстракционных процессов , Атомиздат, М., 1960. Тем не менее Жидкостная экстракция Альдерса в значительной степени сохраняет свое значение, поскольку в ней рассматриваются вопросы, почти не затрагиваемые в других монографиях. [c.5]

Т. широко применяют в аналитич. химии для отделения и разделения элементов методами экстракции, для концентрирования при определении следов металлов, при переработке ядерного горючего, разделения элементов, близких по химич. свойствам, как, напр., редкоземельных или трансурановых элементов. К преимуществам Т. как экстрагента относятся высокие коэфф. распределения ионов металлов в системе вода—Т.— органич. растворители, что позволяет в большинстве случаев достигнуть практически полного извлечения, нелетучесть в широком интервале темп-р, вследствие чего работа с пим безопасна, малая растворимость в воде, малая чувствительность к радиоактивным излучениям, химическая инертность. Из р-ров нитратов Т. экстрагирует U ( 1), Се (IV), Zr, Hf, Th, Pu (IV), Ru (VI), РЗЭ, Np (IV), Np (VI), Am (VI), Au (IJI), Fe (III), S , Pa (IV). При определенных условиях уран может быть отделен практически от всех элементов. Для экстракции Т. применяют в виде р-ров в различных органич. растворителях (бензол, хлороформ, спирты, эфиры и т. д.) при этом снижаются коэфф. распределения, но увеличивается селективность. Для повышения селективности, кроме того, имеет большое значение применение различных маскирующих комплексообразующих в-в (в особенности комплексонов), а также выбор концентрации Т. в инертном растворителе, концент-)ации высаливателей и концентрация азотной к-ты. [c.128]

Важное значение для химии ядерного горючего имеют также исследования по экстракции различными органическими растворителями тория [51, 54, 55], циркония, ниобия, церия [56, 57] и других осколочных элементов [58], а также протактиния [59—62] и урана [33—50]. Во многих из перечисленных работ были определены степень сольватации нитратов, состав и прочность образующихся комплексов этих элементов в водной и органической фазах. [c.202]

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]

Примеры экстракции солей металлов органическими растворителями описаны еще в прошлом веке, однако интенсивные исследования в этой области начались лишь в начале 50-х годов настоящего столетия. Их стимулировало развитие атомной промышленности, и на первых порах они имели чисто технологический характер. Параллельно в аналитической химии разрабатывались экстракционные способы анализа и разделения элементов. Благодаря этим работам экстракция стала одним из ведущих направлений в гидрометаллургии, заняла прочные позиции в технологии ядерного горючего и получает все более широкое применение в промышленности редких, цветных и благородных металлов. [c.5]

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]

Метод экстракции применяется почти повсеместно при очистке технических концентратов для получения урана, используемого как ядер-ное горючее, и при извлечении урана из отработанного ядерного горючего. Перспективы применения метода экстракции в схемах переработки рудного сырья очень велики благодаря большому разнообразию растворителей. Воз.можно, что будут найдены такие селективные растворители, экстракция которыми позволит непосредственно получать кондиционный концентрат, минуя стадию вторичной экстракции (повторной очистки). Большое значение для развития обоих методов будет иметь экономика процесса извлечения урана из пульп. [c.229]

Это соединение играет важную роль в технологии урана. Почти каждая технологическая схема получения урана из руды или переработки ядерного горючего включает на той или иной стадии перевод урана в азотнокислый уранил. Хорошая растворимость нитрата уранила в эфирах и многих других органических растворителях используется в процессах экстракции. [c.39]

Экстракционные методы находят все более широкое применение не только в радиохимическом анализе, но и в технологии ядерного горючего. Извлечение неорганических соединений из водных растворов и перевод их в органические растворители основаны на их превращении в соединения с отличными от исходных свойствами, способные в той или иной степени растворяться в применяемом растворителе. Экстракцией выделяется ряд радиоактивных изотопов Оа, Аи, Мо, 8Ь, Аз, Оз, 1г, Р1, Рд, Се, ТЬ, 2г, Н , ЫЬ, Ра, и, Ыр, Ри, Ат, Ст, Вк и др. Экстрагируе-мость шестивалентных актинидов органическими растворите-л 1ми неодинакова [c.565]

Жидкое ядерное горючее гомогенного реактора, находящееся в во.дном растворе, очищают экстракцией органическим растворителем с добавкой большого количества высаливателя. Охлажденное. до твердого состояния горючее из реактора с расплавленной солью может быть переработано растворением в подкисленном растворе нитрата алюлшния, однако высокотемпературный процесс возгонки фторида (слг раздел 10.9) является более простым для переработки этого вида топлива. [c.203]

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]

В настоящее время при регенерации отработанного ядерного горючего экстракцией чаще всего используются методы, основанные на экстрагируемости некоторых смешанных комплексов иО +илиРи + с нитрат-ионом и органическими растворителями, содержащими кислород. Преимущество этих методов в их исключительной избирательности. [c.79]

Разделение жидких смесей на компоненты играет большую роль в ряде отраслей промышленности. Среди различных методов разделения жидких смесей все возрастагош,ее значение приобретают процессы экстракции, основанные на применении избирательных растворителей, в которых компоненты смеси растворимы в различной степени. Помимо лесохимической и нефтяной промышленности, где экстракция сравнительно давно является одним из основных технологических процессов - , следует отметить все более широкое ее применение в ряде новых отраслей промышленности, например в производствах синтетического каучука, капролактама, антибиотиков, а также ядерного горючего - 7. После применения экстракции в атомной технике в этой области были развернуты широкие исследования, часть которых, проведенных в Харуэлле (Англия), освещена в предлагаемой вниманию читателей серии статей Пратта. Среди опубликованных отечественных и зарубежных работ по вопросам экстракции (см. ссылки 21, 59, 90, 96, 98, 100) серия статей Пратта представляет собой один из самых современных, но не исчерпывающий обзор проблем экстракции в системах жидкость—жидкость. В связи с этим сделана попытка дополнить обзор Пратта на основе главным образом работ советских исследователей. [c.129]

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]

Вопросы переработки морской (океанской) воды с целью по лучения ядерного горючего обсуждаются уже около 20 лет. К на стоящему времени исследованы различные процессы выделение соединений урана из воды флотация, экстракция с помощью ор ганических растворителей, осаждение с помощью различных коа гуляторов, поглощение с помощью различных сорбентов. Послед ний процесс, точнее поверхностная сорбция — адсорбция, счита ется наиболее эффективным, так как не связан с использованиел большого количества химических веществ, способных существеннс загрязнять перерабатываемую воду, изменять ее биологически( свойства за счет изменения pH. Лучшими адсорбентами счита ются гидроокись титана и ионообменные смолы на основе полиа мидных соединений [62]. [c.264]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология