Схема извлечения продуктов делени

ПОЛНЫЕ СХЕМЫ ИЗВЛЕЧЕНИЯ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ И УДАЛЕНИЯ ОТХОДОВ [c.247]

Схемы выделения индивидуальных продуктов деления. Ниже описывается несколько промышленных методов извлечения С5 37. [c.703]

Схема, разработанная в Англии, показана на рис. 1У.З [55]. Для совместного извлечения на первой стадии урана и тория применяют 40%-ный ТБФ, но экстракцию проводят из раствора нитрата алюминия при недостатке кислоты. Благодаря этому удается уже в первом цикле экстракции отделить основную массу продуктов деления. Разделение урана-233 и тория проводится на стадии реэкстракции 0,01 М раствором НЫОз, причем первым реэкстрагируется торий. Во всех схемах с использованием ТБФ предусматривают очистку экстрагента от продуктов радиолиза. [c.209]

Технологическая схема процесса. Технологическая схема редокс-процесса производства плутония и урана показана на рис. 8. 3. Разделение компонентов в основном производится в трех колоннах в следующем порядке в колонне I экстрагируются уран и плутоний, причем основная масса продуктов деления остается в водной фазе в колонне II органический раствор из колонны I контактируется с восстановительным раствором для извлечения плутония в колонне III уран реэкстрагируется из органического раствора. [c.319]

Таким образом, в процессе с применением трифторида хлора, как и в процессе с трифторидом брома, в основном расходуется только фтор. Плутоний фторируется до нерастворимого фторида и может быть извлечен теми же методами. Поведение продуктов деления, по существу, такое же, как и в процессе с применением трифторида брома. Технологическая схема такого процесса представлена на стр. 334. [c.333]

Основные трудности связаны с окончательным удалением радиоактивных отходов, а не с их обработкой, поэтому обсуждение методов обработки приводится в следующей главе. Отделение специфических продуктов деления, таких как Сз или 5гЗ°, помимо извлечения полезных побочных продуктов, является неотъемлемой составной частью некоторых схем обработки отходов и поэтому также рассматривается в гл. 18. [c.221]

Фторидную схему можно считать классической схемой извлечения плутония из облученного урана. По этой схеме были впервые выделены весомые количества плутония [10 ]. Сущность схемы заключается в том, что фторид Ри (1У) соосаждается с фторидом лантана, тогда как фторид Ри (VI) пе соосаждается. При осаждении на фториде лантана из восстановительной среды плутоний отделяется от урана и большей части продуктов деления. Совместно с ним на фториде лантана должны соосаждаться все редкоземельные продукты деления, а, возможно, также родий и иттрий. Могут соосаждаться барий и стронций, хотя их фториды не изоморфны с фторидом лантана, ио сорбируются им 111 ]. Не должны соосаждаться рутений, ниобий и цезий как легкорастворимые соединения. Ион фторцирконата может соосаждаться с фторидом лантана путем адсорбции (см. табл. 18) [12]. [c.79]

На этой основе можно разработать схему [32] для разделения плутония, урана и продуктов деления (рис. 7.4). Плутоний (IV) экстрагируется из исходного водного раствора раствором ТТА в бензоле, причем в водной фазе остается уран и почти все продукты деления, за исключением циркония. Следы захваченных продуктов деления отмываются из органической фазы при промывке разбавленным раствором азотной кислоты. Плутоний затем удаляется из органической фазы раствором, содержащим восстановитель. Плутоний (III) экстрагируется ТТА в значительно меньшей степени, поэтому плутоний переходит в водную фазу. Плутоний одновременно отделяется от циркония, поскольку последний в этих условиях из органической фазы пе вымывается. Затем цирконий удаляется из растворителя промывкой кислым оксалатно-нитратным раствором, после чего раствор ТТА в бензоле может быть использован повторно. Извлечение урана и его дальнейшая очистка производится экстракцией раствором ТТА в гексоне. [c.289]

Удаление радиоактивных ксенона и криптона иэ смесей с другими газами представляет определенный интерес для ядерной индустрии. Возможность осуществления удаления путем избирательного проникания через мембраны иа силиконового каучуаз. изучалась Комиссией США по атомной энергии, и подробная информация об экспериментальных результатах и экономике процесса содержится в работах /72-75/. Процесс очистки от загрязнений можно применять для следующих газов а) воздуха помещений, в которых установлены ядерные реакторы, после случайной утечки продуктов распада б) газовых отходов из установок для обработки истощенного реакторного топлива в) газов, которые используются для создания защитной оболочки в некоторых типах ядерных реакторов (например, таких, как охлаждаемые расплавами солей или натрием реакторы с расширенным воспроизводством ядерного топлива, которые непрерывно выделяют газообразные продукты деления). На фиг. 18 показана схема газоразделительной установки для извлечения ксенона и криптона из аргоновой защитной оболочки охлаждаемого натрием реактора на быстрых нейтронах мощностью 1000 МВт. Через установку необходимо непрерывно пропускать небольшой поток защитного газа, удаляя иэ него значительное количество радиоактивных благородных газов, образующихся в качестве продуктов деления, чтобы стало возможным возвращение более 90% питательного газового потока в реактор или выпуск его в атмосферу. Выходящий из верхней части газоразделительной установки газ, содержащий концентрированный ксенон и криптон, сжимают до 155 ати и отправляют в обычный цилиндрический резервуар. Производительность, размер и затраты на установку дпя трех скоростей выделяемого газа, вычисленные в работе /75/, приведены в табл. 6. Значения скорости соответствуют рециркуляции 90,99 и 99,8% питательного потока после снижения радиоактивности возвращаемого газа до приемлемого уровня. [c.361]

Высокая экстракционная способность и избирательность аминов по отношению к Ри(1У) и Мр(1У) в азотнокислых средах послужила основой для разработки схем выделения этих элементов из растворов ОЯГ. Большое число работ посвящено применению экстракции аминами для конечной доочистки (аффинажа) плутония и нептуния — переработки растворов, прошедших предварительную очистку и имеющих относительно низкую у-актив-ность и малое содержание примесей. Вместе с тем исследовалась возможность извлечения плутония непосредственно из высокоактивных растворов, получаемых при растворении ОЯГ. Наряду -со схемами извлечения плутония описаны также схемы выделения урана из азотнокислых растворов, получаемых при растворении некоторых видов ОЯГ 336, 337], извлечения урана и тория из сернокислых растворов, содержащих -активные продукты деления [520, 749], разрабатываются схемы извлечения плутония и нептуния из водных отходов переработки облученного урана. Экстракция аминами может быть использована также для извлечения и разделения трансплутониевых элементов [779, 780] и для выделения технеция [781], протактиния и некоторых других радионуклидов из радиоактивных материалов. [c.214]

Отмечается также [208], что применение экстракции аминами для извлечения плутония из растворов облученного естественного урана, несмотря на вероятные преимущества такой схемы, по-видимому, мало перспективно, так как для переработки таких растворов давно применяются схемы, основанные на совместном извлечении урана и плутония трибутилфосфатом, и накоплен большой производственный опыт. Более перспективной схема извлечения плутония аминами в начале процесса может оказаться для переработки облученных твэлов ядерных реакторов на быстрых нейтронах, в состав которых входит значительное количество плутония [784]. При переработке твэлов этого типа потребуется (для обеспечения экономичности топливного цикла) быстрое возвращение плутония в цикл, из чего вытекает необходимость перерабатывать топливо с малым временем выдержки, имеющее очень высокую р- и у-активность. Предполагается, что радиационно устойчивые амины будут подходящими экстрагентами для быстрого извлечения и очистки плутония при переработке твэлов реакторов на быстрых нейтронах. Ожидается (784], что в этом случае плутоний можно быстро (без длительной выдержки топлива) извлечь из облученных твэлов и повторно использовать. Рафинат, содержащий все продукты деления и уран, может храниться неопределенное время или выдерживаться до снижения активности в нужных пределах, после чего из него может регенерироваться уран по известным схемам с применением ТБФ [208]. [c.215]

Использование аминов для извлечения плутония непосредственно из растворов облученного урана предложено и исследовано также другими авторами [356, 387, 778, 788, 789]. В работе [790] описана технологическая схема переработки ОЯГ, основанная на экстракции плутония ЧАО из азотнокислых растворов. Схема включает два цикла экстракции ЧАО, которые обеспечивают коэффициент очистки плутония от р- и у-активных продуктов деления 10 —10 . Остающийся в рафинате уран в дальнейшем выделяется упариванием рафината и термическим разложением нитрата и поступает на фторирование. [c.215]

Анализ технической литературы показывает, что за рубежом дня обработки газа применяются те же процессы, что и в СССР. Особенностью газопереработки США и Канады является то, что нет деления на природный и нефтяной газы осуществляется более глубокое извлечение этана и высших углеводородов из газов. Это определило более сложные схемы обработки углеводородного сырья и создание высокоэффективного оборудования. Тенденция применения низких температур в процессах переработки газа сохраняется." На установка и заводах осуществляется производство индивидуальных углеводородов. Следует отметить, что потребители продуктов переработки газов находятся в относительной близости к месту их производства. [c.14]

Радиохимическая переработка отработанного топлива, упаковка и захоронение радиоактивных отходов — исключительно важная проблема, поскольку стоимость переработки использованного топлива намного (примерно в 40 раз) превышает стоимость извлеченного при этом урана. Кроме того, в существующих радиохимических схемах переработки производится извлечение плутония, что увеличивает риск распространения ядерного оружия. Вследствие этого одна из ведущих ядерных держав — Соединенные Штаты Америки — ввела временный мораторий на переработку отработанного топлива АЭС и организовала хранение в государственных хранилищах. Однако ряд стран (в том числе Россия и США) продолжают исследования, направленные на дальнейшее разделение радиоактивных отходов на составляющие и поиски путей их надежной локализации и даже частичной ликвидации. В частности, представляется целесообразным выделение из продуктов деления в отдельную группу наиболее радиационноопасных а-излучающих радионуклидов, накопившихся в топливе, таких как америций, кюрий и других более тяжелых трансплутониевых элементов, для их последующего отдельного захоронения на более длительное время — примерно 10 лет (см. табл. 9.9.), а также выделение в отдельную группу долгожтущих (7 > 10 лет) 3-излуча-ющих продуктов деления, приведенных в табл. 9.8. При этом значительно сократятся объемы захораниваемых на длительное время а-излучающих нуклидов (из табл. 9.9 видно, что суммарная масса трансплутониевых радионуклидов составляет всего около 120 г на [c.170]

Дениг (И сотр. [14, 17] разработали схему последовательного выделения нептуния, урана и продуктов деления, В этой схеме на первой экстракционно-хроматографической колонке с ТБФ происходит. извлечение циркония, урана и нептуния из раствора НаСЮз в 8 М НМОз. На второй колонке с Д23ГФ(К из раствора МаСЮз в 9 М НС1 извлекаются ниобий, сурьма и иод. На третьей колонке, также заполненной Д2ЭГФК, из 0,1 М раствора НСГ извлекаются редкозем ельные элементы я молибден. Далее в каждой колонке производят разделение на отдельные компоненты с помощью избирательного элюирования. Полный процесс разделения, проводимый при повышенной температуре, требует менее 12 ч (включая радиохимическое определение) [14]. Некоторые из наиболее важных продуктов деления определялись рентгенофлуоресцентным методом [17]. [c.341]

Нептуний выделяется из уранового потока с водно-хвостовыми растворами второго и третьего урановых циклов, которые содержат кроме нептуния сопоставимые количества плутония и урана. Концентрирование этих растворов будет рассмотрено ниже. Получаемый при этом концентрат служит исходным для нептуниевой ветви схемы. Извлечение и очистка нептуния производится следующим образом. Из первичного концентрата, содержащего 5 М ННОз, экстрагируются шестивалентные уран, плутоний и нептуний, которые затем реэкстрагируются в 0,1 раствор нитрита натрия. Из полученного реэкстракта, содержащего не более 0,8 М НМОз, отмываются уран и рутений, а нептуний (V) остается в рафинате. Экстракт передается на экстракцию первого цикла, а рафинат на аффинажную очистку нептуния от продуктов деления и остатков плутония. Очистка нептуния на упомянутой операции невелика и составляет около 5 от 2г, 5—10 от Ки и до 500 от РЗЭ. [c.465]

В работе [604] рассмотрены результаты анионообменного аффинажа плутония и нептуния из восстановительных реэкстрактоз от экстракционной регенерации отработавших твэлов ВВЭР Нововоронежской атомной электростанции. В качестве сорбента в схеме аффинажа использовался гелевый винилпиридиновый анионит марки АВ-23М. Оценено влияние метода подготовки раствора к первому циклу совместного извлечения Ри(1У) и Нр(1У) на их извлечение и очистку от продуктов деления, а также способа разделения нептуния и плутония на степень их взаимной очистки во втором цикле. Авторами показано, что использование Ре (И) для стабилизации пары Нр(1У) — Ри(1У) на первом сорбционном цикле дает меньшие сбросы плутония и нептуния с фильтратом и промывными водами. Однако плутоний и нептуний от урана и осколочных элементов в этом случае очищаются хуже, чем в случае использования перекиси водорода. Плутоний и нептуний разделяются лучше, чем на стадии восстановительного элюирования, если Ри(1У) и Нр(1У) сорбируются по отдельности. Очистка от продуктов деления в этом случае тоже выше [604]. [c.379]

Рис. 26. Блок-схема очистки 1 г плутония от 10 г урана и 1 кюри циркония [75]. К. О. — коэффициент ОЧИ1СТК1И, Показывающий степень очистки, плутон ИЯ от осюметсгвующих мем ентов. Коэффициент очистки для продуктов деления, кроме циркония, должен быть >1000. На стадии реэкстракции с высокой кислотностью железо будет иметь тенденцию оставаться в растворителе. В схему включен сокращенный ТТА-цикл для извлечения циркония. Он может быть исключен, если можно допустить несколько более высокий уровень содержания циркония в очищенном плутонии

Для переработки отходов предложен ряд схем, включающих предварительное извлечение определенных продуктов деления перед удалением менее токсичных радиоактивных остатков. Эти схемы обычно основаны на обработке предварительно вы,а,ер-жаиных отходов продуктов деления в виде кислых нитратных растворов. Имеются две разновидности жидких отходов, содержащих продукты деления [c.247]

Лавроски [23] описал применение висмут-фосфатного метода переработки. На рис. 7.1 представлена схема этого процесса, взятая из его доклада. По этой схеме отделение плутония от урана и некоторых продуктов деления достигается уже па первой стадии извлечения. Плутоний стабилизируют в четырехвалентном состоянии введением нитрит-иона. Чтобы избежать осаждения уранилфосфата, добавляют сульфат-ион (в виде серной кислоты) и производят первое осаждение фосфата висмута. За этой стадией извлечения следуют два цикла очистки. Первый осадок фосфата вцсмута растворяют в концентрированной азотной кислоте, и плутоний окисляют до шестивалептного состояния сильными окислителями [c.279]

Одна из таких схем переработки ОЯГ, содержащего 25% Ри и 75% и, предназначенная для выделения плутония и отделения его от урана и продуктов деления, описана в работах 784, 785]. В этих работах показана возможность полного извлечения плутония и его отделения от урана экстракцией 15%-ным (0,3М) раствором аламина-336 в дибутилцеллосольве. По предварительным данным (784, 785], емкость этого органического раствора по плутонию недостаточно высока и составляет - 10,5 г/л, поэтому отмечается необходимость поиска сочетаний аминов и разбавителей, имеющих более высокую емкость. Система аламин-336 — дибутилцеллосольв исследована и в отношении химической устойчивости [786]. Исследовано также поведение некоторых продуктов деления при экстракции в рассмотренной системе 784, 785]. Получены коэффициенты очистки плутония от 2г—ЫЬ 250 и от Ки 40. Реэкстракция плутония проводилась СН3СООН. [c.215]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология