CS215404B1 - Connection for continuous and programmable production of precipitated semiproducts of ceramic fuel - Google Patents
Connection for continuous and programmable production of precipitated semiproducts of ceramic fuel Download PDFInfo
- Publication number
- CS215404B1 CS215404B1 CS140377A CS140377A CS215404B1 CS 215404 B1 CS215404 B1 CS 215404B1 CS 140377 A CS140377 A CS 140377A CS 140377 A CS140377 A CS 140377A CS 215404 B1 CS215404 B1 CS 215404B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- contactor
- inlet
- downstream
- continuous
- precipitated
- Prior art date
Links
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 title claims description 7
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 title claims description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims 2
- 239000000047 product Substances 0.000 claims description 13
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N Ammonia Chemical compound N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 8
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 claims description 6
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 5
- 229910021529 ammonia Inorganic materials 0.000 claims description 4
- 238000001035 drying Methods 0.000 claims description 4
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 claims description 4
- ATRRKUHOCOJYRX-UHFFFAOYSA-N Ammonium bicarbonate Chemical compound [NH4+].OC([O-])=O ATRRKUHOCOJYRX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 3
- 235000012501 ammonium carbonate Nutrition 0.000 claims description 3
- 239000001099 ammonium carbonate Substances 0.000 claims description 3
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical class [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims description 2
- 239000002244 precipitate Substances 0.000 claims description 2
- 239000012429 reaction media Substances 0.000 claims description 2
- BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L Carbonate Chemical class [O-]C([O-])=O BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L 0.000 claims 1
- 239000007900 aqueous suspension Substances 0.000 claims 1
- ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N nitric acid;plutonium Chemical compound [Pu].O[N+]([O-])=O ZQPKENGPMDNVKK-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 239000003960 organic solvent Substances 0.000 claims 1
- 239000002994 raw material Substances 0.000 claims 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 claims 1
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 8
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 6
- 239000000543 intermediate Substances 0.000 description 4
- SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H uranium hexafluoride Chemical compound F[U](F)(F)(F)(F)F SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H 0.000 description 4
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 3
- BNGXYYYYKUGPPF-UHFFFAOYSA-M (3-methylphenyl)methyl-triphenylphosphanium;chloride Chemical compound [Cl-].CC1=CC=CC(C[P+](C=2C=CC=CC=2)(C=2C=CC=CC=2)C=2C=CC=CC=2)=C1 BNGXYYYYKUGPPF-UHFFFAOYSA-M 0.000 description 2
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N Hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 230000007062 hydrolysis Effects 0.000 description 2
- 238000006460 hydrolysis reaction Methods 0.000 description 2
- 239000002609 medium Substances 0.000 description 2
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910019142 PO4 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- XSQUKJJJFZCRTK-UHFFFAOYSA-N Urea Chemical compound NC(N)=O XSQUKJJJFZCRTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- -1 alkyl phosphate ester Chemical class 0.000 description 1
- 239000012736 aqueous medium Substances 0.000 description 1
- 239000012431 aqueous reaction media Substances 0.000 description 1
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 1
- 239000004202 carbamide Substances 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 239000011824 nuclear material Substances 0.000 description 1
- 150000007524 organic acids Chemical class 0.000 description 1
- 235000005985 organic acids Nutrition 0.000 description 1
- 239000010452 phosphate Substances 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011265 semifinished product Substances 0.000 description 1
- 239000002002 slurry Substances 0.000 description 1
- 239000007858 starting material Substances 0.000 description 1
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- 125000005289 uranyl group Chemical group 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Description
I Vynález se týká zapojení operačních jednotek j pro nepřetržitou a programovatelnou výrobu srá- i i zených, různě modifikovaných poloproduktů kera- : mického jaderného paliva, např. způsobem podle ; čs. autorského osvědčení č. 173 523 nebo podle čs. autorského osvědčení č. 174 298 a podle čs. i autorského osvědčení č. 179 211.The invention relates to the involvement of operating units for the continuous and programmable production of precipitated, variously modified semifinished products of ceramic nuclear fuel, e.g. čs. author's certificate No. 173 523 or according to MS. author's certificate No. 174 298 and according to MS. author's certificate No. 179 211.
K přípravě poloproduktů a produktů keramického jaderného paliva byla v průběhu posledních desítiletí ověřena řada diskontinuálních postupů. Jde zejména o způsob přímé denitrace dusičnanu uranylu na kysličník uranový, srážení produktů i z roztoků dusičnanu uranylu amoniakem, močovinou nebo uhličitanem amonným, nebo srážení J organickými kyselinami nebo peroxidem vodíku. Obdobně lze zpracovávat i hexafluorid uranu po ; jeho hydrolýze ve vodném prostředí.A number of discontinuous processes have been tested over the past decades to prepare ceramic nuclear fuel semi-products and products. This is in particular a method of direct denitration of uranyl nitrate to uranium oxide, precipitation of products from uranyl nitrate solutions with ammonia, urea or ammonium carbonate, or precipitation with organic acids or hydrogen peroxide. Similarly, uranium hexafluoride may also be processed; its hydrolysis in aqueous medium.
V průmyslové praxi se ujaly prakticky jen i 3 technologické postupy. Výchozí surovinou je obvykle hexafluorid uranový, který se zpracuje bud na mokré cestě po hydrolyze dalším srážením ; amoniakem nebo uhličitanem amonným, nebo se i hexafluorid uranový v plynné fázi zřeaguje s vodní parou; poslední z postupů nemá však kvantitativní průběh a nezreagované podíly je nutno vždy zpracovat některým z obou prvých postupů. I srážení meziproduktů z vodných roztoků uranylových solí je provázeno obtížemi. Nejde jen o nesnadnouIn industrial practice, practically only 3 technological procedures have been adopted. The starting material is usually uranium hexafluoride, which is processed either on the wet path after hydrolysis by further precipitation; ammonia or ammonium carbonate, or even uranium hexafluoride in the gas phase reacts with water vapor; however, the latter procedure is not quantitative and unreacted proportions must always be processed using either of the first procedures. The precipitation of intermediates from aqueous solutions of uranyl salts is also accompanied by difficulties. It's not just difficult
215404 S filtrovatelnost sraženiny nebo nevýhodné složení a množství odpadních efluentů. U všech používaných postupů rezultují většinou poloprodukty značně znečištěné strženými ionty a tím je ovlivněno i další zpracování, popřípadě jakost výsledných produktů.215404 S filterability of the precipitate or disadvantageous composition and amount of waste effluents. In all the processes used, most of the semi-products result in greatly contaminated by entrained ions, and thus further processing or the quality of the resulting products is affected.
Dosažení žádaných jakostí meziproduktů i produktů není proto jednoduché a obtížná repródukovatelnost technologií ztěžuje i možnost automatizovat a programovat výrobní zařízení a zajistit jeho funkční nepřetržitost.The achievement of the desired quality of intermediates and products is therefore not easy and the difficult reproducibility of the technology makes it even more difficult to automate and program production equipment and ensure its operational continuity.
Většinu těchto potíží lze odstranit např. způsoby přípravy meziproduktů keramických jaderných paliv, obsahujících přírodní uran nebo uran obohacený izotopem 235 nebo plutoniem, podle výše uvedených čs. autorských osvědčení.Most of these problems can be overcome, for example, by methods of preparing intermediates of ceramic nuclear fuels containing natural uranium or uranium enriched in the isotope 235 or plutonium, according to the above mentioned U.S. Pat. of copyright certificates.
Způsoby přípravy podle těchto spisů řeší sice výhodně technologii preparace uvedených produk- , tů, nehovoří však již o vhodném výrobním září- | zení.The methods of preparation of these publications, while preferably addressing the technology of preparation of said products, do not speak of a suitable production process. zení.
Tento nedostatek odstraňuje podle vynálezu ' zapojení pro nepřetržitou programovatelnou výro- i bu srážených poloproduktů keramického jaderného paliva, jehož podstata spočívá v tom, že jsou za sebou spolu s jednotlivými mezizásobníky a separátory a s pomocnými oběhovými čerpadly a ventilátorem zapojeny ve třech stupních kontaktory, s výhodou ejektorového typu, a sušicí zařízení, přičemž na první kontaktor jsou připojeny vstup jaderné suroviny v plynné fázi nebo v roztoku a směsný vstup vodného reakčního média, na druhý kontaktor jsou připojeny· vstup reakčního média a vstup extrakčního média, na třetí kontaktor je připojen vstup extraktu a vstup srážecího média a na sušicí zařízení vstup suspenze s výstupem produktu a výstupem odpadní exhalace.According to the invention, this drawback is eliminated by the connection for the continuous programmable production of precipitated ceramic nuclear fuel products, which consists in that they are connected in series with contactors, together with individual intermediate tanks and separators and with auxiliary circulators and fans, in three stages, preferably ejector-type, and a drying device, wherein the first contactor is connected to the input of nuclear material in the gas phase or in solution and the mixed input of the aqueous reaction medium, the second contactor is connected to the input of the reaction medium and the extraction medium; and a precipitation medium inlet and a slurry inlet with the product outlet and the waste exhalation outlet on the dryer.
Zapojení podle vynálezu obvykle pracuje tak, jak je zřejmé z připojeného výkresu. Tak např. sublimovaňý fluorid uranový vstupuje vstupem 111 a je v kontinuálním kontaktoru 1 míšen s roztokem dusičnanu hlinitého, vstupujícím pod tlakem vstupem 11. Vzniklý hydrolyzovaný a konvertovaný roztok dusičnanu uranylu se přes vstup 55 zčásti recykluje do kontaktoru 1; jeho podstatná část však vstupuje do kontaktoru 2, kde je extrahována např. alkylesterem kyseliny fosforečné, vstupujícím jednak vstupem 99, jednak doplňovaným vstupem 22. Přes vstup 66 se recykluje malá část roztoku dusičnanu hlinitého, část roztoku odchází do odpadu (k zpracování na fluorid hlini-The circuit according to the invention usually operates as shown in the attached drawing. For example, the sublimed uranium fluoride enters through port 111 and is mixed in a continuous contactor 1 with an aluminum nitrate solution entering under pressure through port 11. The resulting hydrolyzed and converted uranyl nitrate solution is partially recycled to port 1 through port 55; however, a substantial part of it enters contactor 2 where it is extracted, for example, by an alkyl phosphate ester, entering both inlet 99 and supplemented inlet 22. A small portion of the aluminum nitrate solution is recycled through inlet 66 and part of the solution goes to waste -
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS140377A CS215404B1 (en) | 1977-03-02 | 1977-03-02 | Connection for continuous and programmable production of precipitated semiproducts of ceramic fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS140377A CS215404B1 (en) | 1977-03-02 | 1977-03-02 | Connection for continuous and programmable production of precipitated semiproducts of ceramic fuel |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS215404B1 true CS215404B1 (en) | 1982-08-27 |
Family
ID=5348308
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS140377A CS215404B1 (en) | 1977-03-02 | 1977-03-02 | Connection for continuous and programmable production of precipitated semiproducts of ceramic fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS215404B1 (en) |
-
1977
- 1977-03-02 CS CS140377A patent/CS215404B1/en unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Hurst et al. | Recovery of uranium from wet-process phosphoric acid by extraction with octylphenylphosphoric acid | |
| US2959500A (en) | Process for the saccharification of cellulose and cellulosic materials | |
| Gayer et al. | The solubility of uranium (IV) hydroxide in solutions of sodium hydroxide and perchloric acid at 25 C | |
| CN109277398A (en) | A kind of method of safe and harmlessization processing aluminium ash | |
| CS215404B1 (en) | Connection for continuous and programmable production of precipitated semiproducts of ceramic fuel | |
| US3251820A (en) | Process for the fractional extraction and concentration of lignosulfonic acids | |
| US3655338A (en) | Centrifugal filtration of magnesium sulfite slurries | |
| CA1202489A (en) | Process for stripping uranium | |
| DE3107447C2 (en) | Process for removing silica from black liquor | |
| RU2446493C2 (en) | Method of producing actinide nitrates | |
| US3120994A (en) | Method of producing a double fluoride of tetravalent uranium and of an alkali-metal cation | |
| Salversen et al. | Analysis of Sulfite Waste Liquor and Liqnosulfonates | |
| US3410668A (en) | Recovery of plutonium from refractory siliceous materials | |
| RU2201398C1 (en) | Method of dissolving uranium oxides | |
| Kumar et al. | Demonstration of Tri-iso-amyl phosphate (TiAP) as an alternate extractant to tri-n-butyl phosphate (TBP) for separation of Zr (IV) and Hf (IV) | |
| JPS54133293A (en) | Method of separating plutonium or neptunium | |
| Tanaka et al. | History of UO2 Production at Port Hope | |
| US1396028A (en) | Process of recovering the solids of waste pulp liquors | |
| RU2689466C1 (en) | Americium extraction method | |
| SU1650745A1 (en) | Method of recovering manganese from manganiferous materials | |
| SU129019A1 (en) | The method of hydrometallurgical processing of ores and concentrates | |
| SU119344A1 (en) | Leaching method of nickel and cobalt from oxidized nickel ores | |
| GB1304313A (en) | ||
| Horio et al. | Continuous Prehydrolysis in Sulfate Process for Preparation of Dissolving Pulp | |
| JPS54135595A (en) | Leak measuring method of radioactive iodine removal filter |