RU2106029C1 - Method for recovery of uranium-containing compounds - Google Patents
Method for recovery of uranium-containing compounds Download PDFInfo
- Publication number
- RU2106029C1 RU2106029C1 RU96115596A RU96115596A RU2106029C1 RU 2106029 C1 RU2106029 C1 RU 2106029C1 RU 96115596 A RU96115596 A RU 96115596A RU 96115596 A RU96115596 A RU 96115596A RU 2106029 C1 RU2106029 C1 RU 2106029C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- beryllium
- uranium
- temperature
- peroxide
- processing
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02P—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES IN THE PRODUCTION OR PROCESSING OF GOODS
- Y02P10/00—Technologies related to metal processing
- Y02P10/20—Recycling
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к способам переработки урансодержащих композиций, а именно к переработке уран-бериллиевых композиций, содержащих 1-90 мас. урана и 99-10 мас. бериллия. The invention relates to methods for processing uranium-containing compositions, namely to the processing of uranium-beryllium compositions containing 1-90 wt. uranium and 99-10 wt. beryllium.
При концентрации бериллия в сплаве свыше 33 мас. композиция состоит из двух основных фаз свободного металлического бериллия и интерметаллида бериллия UBе13. При концентрации бериллия в сплаве менее 33 мас. из свободного металлического урана и интерметаллида UBе13, содержащего 33 мас. бериллия. Кроме того, в композициях может содержаться значительное количество (до нескольких процентов) других соединений бериллия, например, оксид бериллия, обусловленных примесями (О2, С, N2 Si, Fe и др.), привнесенными в композиции исходными реагентами (ураном и бериллием) и технологическими примесями, привнесенными на стадии изготовления компактных композиций.When the concentration of beryllium in the alloy is more than 33 wt. the composition consists of two main phases of free metallic beryllium and intermetallic beryllium UBe 13 . When the concentration of beryllium in the alloy is less than 33 wt. from free metallic uranium and intermetallic UBe 13 containing 33 wt. beryllium. In addition, the compositions may contain a significant amount (up to several percent) of other beryllium compounds, for example, beryllium oxide, caused by impurities (О 2 , С, N 2 Si, Fe, etc.) introduced into the composition by the initial reagents (uranium and beryllium ) and technological impurities introduced at the stage of manufacturing compact compositions.
Задача переработки уран-бериллиевых композиций с целью извлечения из них товарной закиси-окиси урана и высокочистого радиационно безопасного металлического бериллия, являющихся ценными материалами для различных областей промышленности, имеет большое экономическое значение. Ее решение позволит существенно уменьшить объемы захоронений радиационнои химически опасных уран-бериллиевых отходов. The task of processing uranium-beryllium compositions with the aim of extracting marketable uranium oxide and high-purity radiation-safe metallic beryllium from them, which are valuable materials for various industries, is of great economic importance. Its solution will significantly reduce the burial of radiation-chemically hazardous uranium-beryllium waste.
Но высокая химическая активность бериллия не позволяет с помощью известных способов переработки урансодержащих композиций обеспечить высокую степень его извлечения из уран-бериллиевых композиций в виде чистого металла. But the high chemical activity of beryllium does not allow using known methods for processing uranium-containing compositions to provide a high degree of its extraction from uranium-beryllium compositions in the form of a pure metal.
Кроме того, бериллий является веществом первого класса опасности, оказывающим чрезвычайно опасное избирательное воздействие на организм человека. При работе с бериллием уровень санитарных требований значительно более высокий, чем при работе с ураном. In addition, beryllium is a substance of the first hazard class, which has an extremely dangerous selective effect on the human body. When working with beryllium, the level of sanitary requirements is much higher than when working with uranium.
Решение указанной задачи усложняется совокупным воздействием радиационного и специфического "бериллиевого" факторов на организм человека. The solution of this problem is complicated by the combined effect of radiation and specific "beryllium" factors on the human body.
Известны способы гидрометаллургической переработки, например уран-циркониевых, уран-алюминиевых, уран-молибденовых и др. композиций, основанные на растворении композиций в кислотах и щелочах, проведении процессов экстракции или реэкстракции с использованием органических экстрагентов и последующем рафинировании урана от примесей с помощью оксалатной или переоксидной переочистки, осаждении урана и получении закиси-окиси или двуокиси урана в качестве готовой продукции (см. "Переработка топлива энергетических реакторов", сб. статей, М. Атомиздат, 1972). Known methods of hydrometallurgical processing, for example, uranium-zirconium, uranium-aluminum, uranium-molybdenum and other compositions based on the dissolution of the compositions in acids and alkalis, the processes of extraction or re-extraction using organic extractants and the subsequent refinement of uranium from impurities using oxalate or peroxide refining, precipitation of uranium and obtaining oxide-oxide or uranium dioxide as a finished product (see. "Fuel processing of power reactors", collection of articles, M. A omizdat, 1972).
Недостатком известных способов является то, что используемые в них химические методы не позволяют получить металлический бериллий при переработке уран-бериллиевых композиций. Кроме того, даже при получении оксидов бериллия в качестве продуктов переработки потребуется приготовление больших объемов растворов для обеспечения низкой концентрации бериллия, создания специального технологического оборудования с изолированными герметичными зонами и увеличенной скоростью местных отсосов (до 20-50 м/с). Известны способы газофазной переработки урансодержащих композиций, включающие, например, реакции фторирования, происходящие в плазменном реакторе и в реакторе кипящего слоя (см. патент СССР N 791271, кл. G 21 C 19/48, 1980); или обработку композиций четыреххлористым углеродом при нагревании с последующим пропусканием образующейся паро-газовой смеси хлоридов через сорбент-хлорид бария при температуре до 580oС (см. патент СССР N 289581, кл. С 01 G 43/08, 1971).A disadvantage of the known methods is that the chemical methods used in them do not allow to obtain metallic beryllium in the processing of uranium-beryllium compositions. In addition, even when receiving beryllium oxides as processing products, it will be necessary to prepare large volumes of solutions to ensure a low concentration of beryllium, the creation of special technological equipment with isolated sealed zones and an increased speed of local suction (up to 20-50 m / s). Known methods for gas-phase processing of uranium-containing compositions, including, for example, fluorination reactions occurring in a plasma reactor and in a fluidized bed reactor (see USSR patent N 791271, CL G 21 C 19/48, 1980); or processing the compositions with carbon tetrachloride when heated, followed by passing the resulting vapor-gas mixture of chlorides through sorbent-barium chloride at temperatures up to 580 o C (see USSR patent N 289581, CL 01 G 43/08, 1971).
Эти способы также не позволяют выделить чистый металлический бериллий из уран-бериллиевых композиций, а необходимость использования химически активных и ядовитых газообразных реагентов существенно усложняет их использование и создает опасность загрязнения окружающей среды как этими реагентами, так и уран-бериллийсодержащими продуктами переработки за счет их пылеуноса. These methods also do not allow the separation of pure metallic beryllium from uranium-beryllium compositions, and the need to use chemically active and toxic gaseous reagents significantly complicates their use and poses a risk of environmental pollution by both these reagents and uranium-beryllium-containing processing products due to their dust removal.
Наиболее близким к предлагаемому способу по решаемой технической задаче
прототипом является способ переработки композиций, содержащих уран, плутоний, тритий и продукты распада, включающий операции измельчения композиции, растворения их в водном растворе азотной кислоты, экстрагирования органическим растворителем, промывки органической фазы разбавленной азотной кислотой, экстрагирования ее водной фазой с последующей промывкой сначала водным раствором карбоната натрия, затем, чередуя, щелочным и кислотным водным растворами, в результате чего органическая фаза становится пригодной для рециркуляции. Фракции, содержащие продукты распада, обрабатывают для концентрирования наиболее активных из них и возможного их отверждения. Из водного раствора азотной кислоты выделяют воду, насыщенную тритием, а азотную кислоту направляют на рециркуляцию (см. патент США N 3954654, кл. 252-301.1; 1976).Closest to the proposed method for the solved technical problem
The prototype is a method for processing compositions containing uranium, plutonium, tritium and decay products, including the operations of grinding the composition, dissolving them in an aqueous solution of nitric acid, extracting with an organic solvent, washing the organic phase with diluted nitric acid, extracting it with the aqueous phase, followed by washing with an aqueous solution first sodium carbonate, then, alternating, alkaline and acidic aqueous solutions, as a result of which the organic phase becomes suitable for recycling. Fractions containing decay products are processed to concentrate the most active of them and their possible curing. Water saturated with tritium is isolated from an aqueous solution of nitric acid, and nitric acid is recycled (see US Pat. No. 3,954,654, CL 252-301.1; 1976).
Недостатки известного способа заключаются в том, что он, как и вышеназванные аналоги, не обеспечивает извлечения чистого металлического бериллия из уран-бериллиевых композиций, требует создания циркуляционных систем, рассчитанных на большие объемы радиационно опасных растворов, которые в данном случае будут содержать также и бериллий, что связано с опасностью попадания значительного количества его токсичных компонентов в окружающую среду в случае утечек из циркуляционных систем, которые очень сложно обнаружить в процессе работы технологического оборудования. The disadvantages of this method are that it, like the above analogues, does not provide the extraction of pure metallic beryllium from uranium-beryllium compositions, requires the creation of circulation systems designed for large volumes of radiation-hazardous solutions, which in this case will also contain beryllium, which is associated with the danger of a significant amount of its toxic components entering the environment in the event of leaks from circulating systems, which are very difficult to detect during the operation of technical biological equipment.
Анализ существующего уровня техники в области способов переработки урансодержащих композиций показывают, что известные способы не позволяют перерабатывать уран-бериллиевые композиции с получением в качестве конечных продуктов: а) закиси-окиси урана, содержащей не более 0,002 мас. бериллия и б) радиационно безопасного металлического бериллия, содержащего не более 0,0002 мас. урана. An analysis of the current level of technology in the field of methods for processing uranium-containing compositions shows that the known methods do not allow the processing of uranium-beryllium compositions to produce as final products: a) uranium oxide-oxide containing not more than 0.002 wt. beryllium and b) radiation-safe metallic beryllium containing not more than 0.0002 wt. uranium.
Кроме того, известные способы являются технологически сложными и экологически опасными, так как их использование может привести к значительным потерям урана и бериллия в окружающую среду, что недопустимо. In addition, the known methods are technologically complex and environmentally hazardous, since their use can lead to significant losses of uranium and beryllium into the environment, which is unacceptable.
Задачей изобретения является создание способа переработки уранбериллиевых композиций, обеспечивающего достижение цели изобретения эффективное и экологически безопасное извлечение из композиций технической закиси-окиси урана, содержащей не менее 84,5 мас. урана и не более 0,002 мас. бериллия, и радиационно безопасного металлического бериллия, содержащего не более 0,0002 мас. урана. The objective of the invention is to provide a method for the processing of uranium beryllium compositions, ensuring the achievement of the purpose of the invention effective and environmentally safe extraction from compositions of technical nitrous oxide of uranium containing at least 84.5 wt. uranium and not more than 0.002 wt. beryllium, and radiation-safe metallic beryllium containing not more than 0.0002 wt. uranium.
Поставленная цель достигается способом переработки урансодержащих композиций, включающем их гидрометаллургическую обработку в азотной кислоте с выделением продуктов из растворов, отличающимся от известных способов тем, что при переработке уран-бериллиевых композиций перед гидрометаллургической обработкой их нагревают до расплавления и осуществляют из расплава вакуумную отгонку бериллия при давлении не выше 10-4 мм рт.ст. и температуре не ниже 1500-1550oС с последующей его конденсацией, нелетучий остаток кристаллизуют и обжигают в атмосфере воздуха при температуре не ниже 500oС в течение не менее 1 ч, обработку полученной закись-окиси урана в азотной кислоте ведут с подогревом до кипения, раствор уранилнитрата фильтруют и подвергают по меньшей мере двойному пероксидному переосаждению при рН 1,5-2, причем пероксид после каждого осаждения обжигают в атмосфере воздуха при температуре 750-800oС в течение не менее 2 ч, а конденсат бериллия дистиллируют в вакууме при давлении не выше 10-5 мм рт.ст. и температуре не выше 1400-1500oС.This goal is achieved by a method of processing uranium-containing compositions, including their hydrometallurgical treatment in nitric acid with the separation of products from solutions that differ from known methods in that when processing uranium-beryllium compositions before hydrometallurgical treatment, they are heated until melted and the beryllium is vacuum distilled from a melt under pressure not higher than 10 -4 mm Hg and a temperature not lower than 1500-1550 o С with its subsequent condensation, the non-volatile residue is crystallized and burned in an atmosphere of air at a temperature of at least 500 o С for at least 1 h, the processing of the obtained uranium oxide in nitric acid is carried out with heating to boiling , the uranyl nitrate solution is filtered and subjected to at least double peroxide reprecipitation at a pH of 1.5-2, with the peroxide being burned after each precipitation in an atmosphere of air at a temperature of 750-800 o C for at least 2 hours, and the beryllium condensate is distilled in vacuum at pressure no higher than 10 -5 mm Hg and temperature not higher than 1400-1500 o C.
Сущность заявляемого способа заключается в том, что перед гидрометаллургической обработкой уран-бериллиевую композицию подвергают пирометаллургической обработке (отгонка бериллия в вакууме) и последующему окислению нелетучего остатка на воздухе, обеспечивающих высокое качество контроля за процессами, проводимыми в герметизированных объемах, полностью исключающих попадание бериллия в окружающую среду. Это позволяет на самой первой стадии вакуумной отгонки бериллия осуществить эффективное разделение композиции на нелетучую, в основном урансодержащую, и на летучую, в основном бериллийсодержащую части, при обеспечении безопасности для обслуживающего персонала. The essence of the proposed method lies in the fact that before the hydrometallurgical treatment, the uranium-beryllium composition is subjected to a pyrometallurgical treatment (distillation of beryllium in a vacuum) and subsequent oxidation of the non-volatile residue in air, providing high quality control of processes carried out in sealed volumes, completely eliminating the ingress of beryllium into the surrounding Wednesday This allows at the very first stage of vacuum distillation of beryllium to carry out an effective separation of the composition into non-volatile, mainly uranium-containing, and into volatile, mainly beryllium-containing parts, while ensuring safety for staff.
Окисление в атмосфере воздуха урансодержащего продукта, полученного после вакуумной отгонки бериллия, позволяет перевести весь остаточный бериллий (до 5%) в окисленную форму, что способствует лучшему разделению урана и бериллия при последующей гидрометаллургической обработке продукта. Oxidation of air in a uranium-containing product obtained after vacuum distillation of beryllium allows all residual beryllium (up to 5%) to be converted into an oxidized form, which contributes to a better separation of uranium and beryllium during subsequent hydrometallurgical processing of the product.
Гидрометаллургическая обработка также осуществляется при сравнительно небольших объемах растворов с малыми концентрациями бериллия, что обеспечивает безопасность процессов и дальнейшее выделение остатков бериллия из урансодержащей части до требуемого уровня. Hydrometallurgical processing is also carried out with relatively small volumes of solutions with low concentrations of beryllium, which ensures the safety of processes and the further isolation of beryllium residues from the uranium-containing part to the required level.
Вакуумная дистилляция бериллиевого конденсата обеспечивает получение высокочистого (до 99 мас. ) металлического бериллия с содержанием урана не более 0,0002 мас. Vacuum distillation of beryllium condensate provides highly pure (up to 99 wt.) Metallic beryllium with a uranium content of not more than 0,0002 wt.
Упругость паров бериллия при расплавленном состоянии композиции почти на 4 порядка выше, чем упругость паров урана. Это позволяет селективно выделить свободный металлический бериллий, а также бериллий, находящийся в виде интерметаллида, из расплава при технологически приемлемых температурах. The vapor pressure of beryllium in the molten state of the composition is almost 4 orders of magnitude higher than the vapor pressure of uranium. This allows you to selectively select free metallic beryllium, as well as beryllium, which is in the form of an intermetallic compound, from the melt at technologically acceptable temperatures.
Экспериментальный выбор параметров процесса вакуумной отгонки бериллия основан на том, что скорости испарения металлов в вакууме пропорциональны их упругости паров и мольной доле элементов в сплаве. Так как в интерметаллиде UBе13 мольная доля бериллия равна 13/14, а урана всего 1/14, то скорости испарения бериллия и урана в указанном процессе отличаются значительно больше, чем на 4 порядка. Проведение отгонки бериллия из расплава композиции при давлении не выше 10-4 мм рт.ст обеспечивает высокую степень выделения летучей бериллиевой части из расплава. Рост давления (ухудшение вакуума) ведет к увеличению содержания бериллия в нелетучей части расплава. Кристаллизованный расплав подвергают обжигу на воздухе до получения закиси-окиси урана. При этом в оксидную форму также переходят остатки неиспаренного металлического бериллия и других примесных элементов. Проведение обжига при температуре не ниже 500oС в течение не менее 1 ч обеспечивает превращение всего имеющегося в нелетучем остатке бериллия в оксид бериллия, сравнительно плохо растворимый в азотной кислоте. При кислотной обработке это гарантирует достижение приемлемо низких (1-5 г/л) по условиям безопасности концентраций бериллия, с одной стороны, и высоких концентраций урана (200-300 г/л) в первичном небольшом по объему азотнокислом растворе.The experimental choice of the parameters of the process of vacuum distillation of beryllium is based on the fact that the evaporation rates of metals in vacuum are proportional to their vapor pressure and molar fraction of elements in the alloy. Since the molar fraction of beryllium in the intermetallic UBe 13 is 13/14 and that of uranium is only 1/14, the evaporation rates of beryllium and uranium in this process differ significantly more than by 4 orders of magnitude. Carrying out the distillation of beryllium from the melt of the composition at a pressure of no higher than 10 -4 mm Hg provides a high degree of separation of volatile beryllium from the melt. An increase in pressure (vacuum deterioration) leads to an increase in the beryllium content in the nonvolatile part of the melt. The crystallized melt is calcined in air to obtain uranium oxide. In this case, the residues of unevaporated metallic beryllium and other impurity elements also pass into the oxide form. Carrying out firing at a temperature of at least 500 o C for at least 1 h ensures the conversion of all beryllium present in the non-volatile residue into beryllium oxide, which is relatively poorly soluble in nitric acid. With acid treatment, this ensures the achievement of acceptable low (1-5 g / l) safety conditions for beryllium concentrations, on the one hand, and high uranium concentrations (200-300 g / l) in the initial small-volume nitric acid solution.
Обработка продуктов, полученных после обжига, в азотной кислоте позволяет достаточно полно перевести закись-окись урана в азотнокислый раствор уранилнитрата, а оксид бериллия и окислы других примесных элементов в нерастворимый осадок, который остается на фильтре. Processing the products obtained after firing in nitric acid makes it possible to completely convert uranium oxide into a nitric acid solution of uranyl nitrate, and beryllium oxide and oxides of other impurity elements into an insoluble precipitate that remains on the filter.
Финишная тонкая очистка закиси-окиси урана от бериллия и примесей других элементов осуществляется пероксидным переосаждением из раствора уранилнитрата путем его обработки перекисью водорода с корректировкой величины pН раствора в процессе осаждения пероксида в пределах 1,5-2. Эксперименты показали, что изменение величины pН за указанные пределы приводит к осаждению бериллия из раствора и загрязнению им пероксида, что недопустимо. Finishing fine purification of uranium oxide from beryllium and impurities of other elements is carried out by peroxide reprecipitation from a solution of uranyl nitrate by treatment with hydrogen peroxide with adjustment of the pH of the solution during the deposition of peroxide in the range of 1.5-2. The experiments showed that a change in the pH value beyond the specified limits leads to the deposition of beryllium from the solution and its peroxide contamination, which is unacceptable.
Полученный пероксид обжигают на воздухе при температуре 750-800oС в течение не менее 2 ч и полученную закись-окись урана подвергают повторной переочистке. Снижение температуры ниже 750oС и времени менее 2 ч не позволяет полностью перевести пероксид в закись-окись, а увеличение температуры выше 800oС и времени более 2 ч не приводит к увеличению количества закиси-окиси после обжига и свидетельствует о полном завершении процесса при соблюдении указанных параметров. Эксперименты показали, что при числе пероксидных переочисток не менее двух достигается товарное качество прокаленной закиси-окиси урана.The resulting peroxide is calcined in air at a temperature of 750-800 o C for at least 2 hours and the resulting uranium oxide is subjected to repeated treatment. A decrease in temperature below 750 o C and a time of less than 2 hours does not completely convert peroxide to nitrous oxide, and an increase in temperature above 800 o C and a time of more than 2 hours does not lead to an increase in the amount of nitrous oxide after firing and indicates complete completion of the process when compliance with the specified parameters. The experiments showed that when the number of peroxide refineries is not less than two, the commercial quality of calcined uranium oxide is achieved.
Заключительной стадией в предлагаемом способе является вакуумная дистилляция конденсата бериллия, обеспечивающая снижение в получаемом металлическом бериллии примесей урана до радиационно безопасного уровня. Опытным путем установлено, что при давлении в рабочем объеме печи не выше 10-5 мм рт.ст. и температуре не выше 1400-1500oС в переконденсированном бериллии общее содержание всех примесей не превышает 1 мас. а концентрация урана снижается до радиационно безопасного уровня, то есть не более 0,0002 мас. Повышение давления выше 10-5 мм рт.ст. и снижение температуры ниже 1400oС резко уменьшает скорость испарения конденсата бериллия и производительность процесса.The final stage in the proposed method is the vacuum distillation of beryllium condensate, which ensures the reduction of uranium impurities in the resulting metallic beryllium to a radiation-safe level. It has been experimentally established that at a pressure in the working volume of the furnace not higher than 10 -5 mm Hg and a temperature of not higher than 1400-1500 o With in the condensed beryllium, the total content of all impurities does not exceed 1 wt. and the concentration of uranium is reduced to a radiation-safe level, that is, not more than 0.0002 wt. Pressure increase above 10 -5 mm Hg and a decrease in temperature below 1400 o With dramatically reduces the rate of evaporation of the beryllium condensate and the performance of the process.
Повышение температуры выше 1500oС ведет к интенсификации испарения урана, что не позволяет снизить его содержание в переконденсированном бериллии до требуемого радиационно безопасного уровня.An increase in temperature above 1500 o C leads to the intensification of uranium evaporation, which does not allow to reduce its content in the condensed beryllium to the required radiation-safe level.
Пример. 1. Вакуумная отгонка бериллия из уран-бериллиевого расплава. Example. 1. Vacuum distillation of beryllium from uranium-beryllium melt.
Образцы из уран-бериллиевой композиции, содержащей 40 мас. урана и 60 мас. бериллия, загружают в тигель и помещают в вакуумную печь, снабженную устройством, предотвращающим распространение паров бериллия в объеме печи и локализирующим расплав в случае разрушения тигля. Тем самым обеспечивается практически стопроцентная безопасность процесса для обслуживающего персонала. Отгонку бериллия проводят при давлении не выше 10-4 мм рт.ст. и температуре не ниже 1500- 1550oС со скоростью не менее порядка 1,7 г/см2 в час. Содержание урана в нелетучем остатке черновом уране составляет 89,95% бериллия 0,52% мас.Samples from a uranium-beryllium composition containing 40 wt. uranium and 60 wt. beryllium is loaded into a crucible and placed in a vacuum furnace equipped with a device that prevents the spread of beryllium vapor in the furnace volume and localizes the melt in case of crucible failure. This ensures almost one hundred percent process safety for the maintenance staff. Beryllium is distilled off at a pressure of no higher than 10 -4 mm Hg. and a temperature not lower than 1500-1550 o With a speed of at least about 1.7 g / cm 2 per hour. The uranium content in the non-volatile residue of crude uranium is 89.95% beryllium 0.52% wt.
2. Окисление чернового урана до закиси-окиси и предварительная очистка ее от оксида бериллия. 2. Oxidation of crude uranium to nitrous oxide and its preliminary purification from beryllium oxide.
Черновой уран окисляют на воздухе при температуре не ниже 500oС с выдержкой не менее 1 ч. Полученный порошок закиси-окиси урана растворяют в 4,5-5 М азотной кислоте с подогревом до кипения. По окончании процесса растворения раствор фильтруют, а остаток на фильтре промывают небольшими порциями азотной кислоты. Содержание урана в растворах составляет 200-300 г/л, а бериллия 1,5-5 г/л.Raw uranium is oxidized in air at a temperature of at least 500 ° C with a holding time of at least 1 hour. The obtained uranium oxide powder is dissolved in 4.5-5 M nitric acid heated to boiling. At the end of the dissolution process, the solution is filtered, and the residue on the filter is washed with small portions of nitric acid. The uranium content in the solutions is 200-300 g / l, and beryllium is 1.5-5 g / l.
3. Тонкая очистка закиси-окиси урана от примесей бериллия и других элементов. 3. Thin purification of uranium oxide-oxide from impurities of beryllium and other elements.
Раствор уранилнитрата обрабатывают водным раствором аммиака до значения pН 1,5-2. К раствору добавляют перекись водорода из расчета 50-60 мл 30%-ной перекиси водорода на 100 г урана. Пероксид отфильтровывают и промывают раствором, содержащим в одном литре 30 г NH4NO3 и 20 мл 30%-ной перекиси водорода, при значении pН 1,5-2.The uranyl nitrate solution is treated with an aqueous ammonia solution to a pH of 1.5-2. Hydrogen peroxide is added to the solution at the rate of 50-60 ml of 30% hydrogen peroxide per 100 g of uranium. The peroxide is filtered off and washed with a solution containing 30 g of NH 4 NO 3 and 20 ml of 30% hydrogen peroxide in one liter, with a pH of 1.5–2.
Полученный пероксид прокаливают на воздухе при температуре 750-800oС не менее 2 ч до закиси-окиси урана, которую подвергают повторной переочистке по вышеуказанным режимам. После переработки уран-бериллиевой композиции содержание урана в готовой закиси-окиси урана составило 84,53 мас. содержание бериллия 0,001 мас.The resulting peroxide is calcined in air at a temperature of 750-800 o C for at least 2 hours to uranium oxide, which is subjected to repeated purification according to the above modes. After processing the uranium-beryllium composition, the uranium content in the finished uranium oxide-uranium was 84.53 wt. the beryllium content of 0.001 wt.
4. Вакуумная дистилляция конденсата бериллия. 4. Vacuum distillation of beryllium condensate.
Конденсат бериллия, полученный на этапе вакуумной отгонки бериллия из уран-бериллиевого расплава, содержит до 0,02 мас. урана. Поэтому проводят его дистилляцию в вакуумной печи при давлении не выше 10-5 мм рт.ст. и температуре не выше 1400-1500oС со скоростью не более 0,4 г/см2 в час. После дистилляции бериллия содержание в нем урана не превышает 0,0002 мас. а суммарное содержание всех остальных примесей не более 1 мас. Такой бериллий является радиационно безопасным.The beryllium condensate obtained at the stage of vacuum distillation of beryllium from a uranium-beryllium melt contains up to 0.02 wt. uranium. Therefore, it is distilled in a vacuum oven at a pressure of no higher than 10 -5 mm Hg. and a temperature of not higher than 1400-1500 o With a speed of not more than 0.4 g / cm 2 per hour. After distillation of beryllium, the content of uranium in it does not exceed 0.0002 wt. and the total content of all other impurities is not more than 1 wt. Such beryllium is radiation safe.
Из приведенного примера следует, что предлагаемый способ позволяет осуществлять эффективное разделение уран-бериллиевых композиций на товарную закись-окись урана и радиационно безопасный металлический бериллий, то есть обеспечивает получение продуктов, которые не могут быть получены известными способами. Предлагаемый способ осуществляется на стандартном технологическом оборудовании при обеспечении всех мер безопасности для обслуживающего персонала и окружающей среды. From the above example it follows that the proposed method allows for the efficient separation of uranium-beryllium compositions into commercial oxide-uranium oxide and radiation-safe metallic beryllium, that is, it provides products that cannot be obtained by known methods. The proposed method is carried out on standard technological equipment while ensuring all safety measures for staff and the environment.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96115596A RU2106029C1 (en) | 1996-07-24 | 1996-07-24 | Method for recovery of uranium-containing compounds |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU96115596A RU2106029C1 (en) | 1996-07-24 | 1996-07-24 | Method for recovery of uranium-containing compounds |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2106029C1 true RU2106029C1 (en) | 1998-02-27 |
| RU96115596A RU96115596A (en) | 1998-05-27 |
Family
ID=20183941
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU96115596A RU2106029C1 (en) | 1996-07-24 | 1996-07-24 | Method for recovery of uranium-containing compounds |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2106029C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102527493A (en) * | 2010-12-15 | 2012-07-04 | 核工业北京地质研究院 | Uranium and beryllium separating technology for ore containing uranium and beryllium |
-
1996
- 1996-07-24 RU RU96115596A patent/RU2106029C1/en active IP Right Revival
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN102527493A (en) * | 2010-12-15 | 2012-07-04 | 核工业北京地质研究院 | Uranium and beryllium separating technology for ore containing uranium and beryllium |
| CN102527493B (en) * | 2010-12-15 | 2013-06-26 | 核工业北京地质研究院 | Uranium and beryllium separating technology for ore containing uranium and beryllium |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN111630001B (en) | Method for producing high-purity scandium oxide | |
| US3458277A (en) | Process for the recovery of molybdenum values as high purity ammonium paramolybdate from impure molybdenum-bearing solution,with optional recovery of rhenium values if present | |
| US5078786A (en) | Process for recovering metal values from jarosite solids | |
| US5437848A (en) | Recovery of metal values from process residues | |
| US4241027A (en) | Reductive stripping process for the recovery of either or both uranium and vanadium | |
| JPS6219494B2 (en) | ||
| US7718147B2 (en) | Chemical beneficiation of raw material containing tantalum-niobium | |
| JP3303066B2 (en) | How to purify scandium | |
| RU2106029C1 (en) | Method for recovery of uranium-containing compounds | |
| US6241800B1 (en) | Acid fluxes for metal reclamation from contaminated solids | |
| US4964996A (en) | Liquid/liquid extraction of rare earth/cobalt values | |
| JPS5924731B2 (en) | Method for removing and recovering uranium or/and thorium from a liquid containing uranium or/and thorium | |
| US4964997A (en) | Liquid/liquid extraction of rare earth/cobalt values | |
| US3174821A (en) | Purification of yellow cake | |
| JPS60255624A (en) | Separation and collection of molybdenum and uranium valuablematters from uranium process waste | |
| WO2011121573A1 (en) | Treatment of tantalum- and/or niobium-containing compounds | |
| JPH10114526A (en) | Method for converting uranium alloy into precursor of fuel and apparatus therefor | |
| AU709375B2 (en) | Metal and fluorine values recovery from fluoride salt matrices | |
| JP3315083B2 (en) | How to remove uranium contamination from magnesium fluoride slag | |
| KR920009864B1 (en) | Making process for zinc chloride from the dust of electric furnace | |
| US5516496A (en) | Metal and fluorine values recovery from fluoride salt matrices | |
| RU2295168C1 (en) | Uranium extraction affinage process | |
| KR101627959B1 (en) | Method for producing aqueous solution of perrhenic acid from rhenium sulfide | |
| US2890098A (en) | Reduction of plutonium values in an acidic aqueous solution with formaldehyde | |
| RU2160787C1 (en) | Method of production of oxides of refractory metals from loparite concentrate |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20140725 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20151120 |