RU2203225C2 - Uranium hexafluoride conversion method - Google Patents
Uranium hexafluoride conversion method Download PDFInfo
- Publication number
- RU2203225C2 RU2203225C2 RU98109568A RU98109568A RU2203225C2 RU 2203225 C2 RU2203225 C2 RU 2203225C2 RU 98109568 A RU98109568 A RU 98109568A RU 98109568 A RU98109568 A RU 98109568A RU 2203225 C2 RU2203225 C2 RU 2203225C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- conversion
- aqueous solution
- oxides
- gas
- Prior art date
Links
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии производства ядерных материалов и может быть использовано для получения порошка керамической двуокиси урана, обогащенной по изотопу 235U, порошка керамической двуокиси урана, содержащей выгорающий поглотитель, квазигомогенной смеси порошков оксидов урана и плутония, урана и тория для производства МОХ-топлива, переводу высокообогащенного урана в низкообогащенный или для извлечения фтора из "отвального" гексафторида урана.The invention relates to a technology for the production of nuclear materials and can be used to produce ceramic uranium dioxide powder enriched in the 235 U isotope, ceramic uranium dioxide powder containing a burnable absorber, a quasi-homogeneous mixture of powders of uranium and plutonium oxides, uranium and thorium for the production of MOX fuel, the conversion of highly enriched uranium to low enriched or to extract fluorine from "dump" uranium hexafluoride.
Известны две группы способов перевода гексафторида урана в оксиды урана, в частности в двуокись урана, - водные и неводные (сухие, газовые) [1, с. 79; 2, с. 69, рис. 4.5, 4.6, 4.7]. Первая группа включает процессы гидролиза UF6 водой, осаждение из гидролизата (NН4)2U2O7 или (NН4)4UO2(CO3)3, сушку и разложение последних до порошка оксида урана (UO2+х) (соответственно, ADU- и AUC-процессы). При прокаливании порошка в атмосфере водорода получают UO2. Вторая группа основана на реакции пирогидролиза паров UF6, т. е. взаимодействия газообразного гексафторида урана с парами Н2О в присутствии водорода. Достоинство неводных способов - простота, отсутствие больших объемов жидких радиоактивных отходов, сравнительно небольшой расход реагентов.There are two groups of methods for converting uranium hexafluoride to uranium oxides, in particular to uranium dioxide, - aqueous and non-aqueous (dry, gas) [1, p. 79; 2, p. 69, fig. 4.5, 4.6, 4.7]. The first group includes hydrolysis of UF 6 with water, precipitation from the hydrolyzate of (NH 4 ) 2 U 2 O 7 or (NH 4 ) 4 UO 2 (CO 3 ) 3 , drying and decomposition of the latter to powder of uranium oxide (UO 2 + x ) ( respectively, ADU and AUC processes). By calcining the powder in a hydrogen atmosphere, UO 2 is obtained. The second group is based on the reaction of pyrohydrolysis of UF 6 vapors, i.e., the interaction of gaseous uranium hexafluoride with H 2 O vapors in the presence of hydrogen. The advantage of non-aqueous methods is simplicity, the absence of large volumes of liquid radioactive waste, and the relatively low consumption of reagents.
Превращение UF6 в UО2 по газовым способам обычно осуществляют в две стадии [2, рис. 4.7]. На первой проводят гидролиз паров UF6 водяным паром при 150-300oС, где в результате экзотермической реакции
UF6(г)+избыток Н2О(г) -->UО2F2(тв)+4НF(г)+остаточная Н2О(г) (1)
образуется уранил-фторид и разбавленная фтористо-водородная кислота. На второй стадии порошок UО2F2 подвергают термической обработке при температуре выше 550oС в аппаратах псевдоожиженного слоя или вращающихся печах водородом или его смесью с водяным паром для получения частиц оксида урана с мольным отношением O/U от 2,06-2,07 до 2,17-2,18 [3, с. 24].The conversion of UF 6 to UO 2 by gas methods is usually carried out in two stages [2, Fig. 4.7]. The first is the hydrolysis of vapors of UF 6 with water vapor at 150-300 o C, where as a result of an exothermic reaction
UF 6 (g) + excess Н 2 О (g) -> UО 2 F 2 (tv) + 4НF (g) + residual Н 2 О (g) (1)
uranyl fluoride and dilute hydrofluoric acid are formed. In the second stage, the powder UO 2 F 2 is subjected to heat treatment at temperatures above 550 o C in a fluidized bed apparatus or rotary kilns with hydrogen or its mixture with water vapor to obtain particles of uranium oxide with a molar ratio O / U from 2.06-2.07 up to 2.17-2.18 [3, p. 24].
Недостатком двухстадийных газовых способов является наличие гомогенных и гетерогенных стадий процесса, разделенных во времени и пространстве (реализация процесса осуществляется в нескольких технологических аппаратах), что усложняет аппаратурное оформление и технологическое проведение низкотемпературного пирогидролиза [1, с. 82]. Процесс продолжителен во времени - особенно его вторая стадия. Время пребывания твердого дисперсного материала в печах на второй стадии колеблется от 0,25 часа до нескольких часов [1, с. 98, 103]. The disadvantage of two-stage gas methods is the presence of homogeneous and heterogeneous stages of the process, separated in time and space (the process is carried out in several technological devices), which complicates the hardware design and technological implementation of low-temperature pyrohydrolysis [1, p. 82]. The process is time-consuming - especially its second stage. The residence time of the solid dispersed material in furnaces in the second stage ranges from 0.25 hours to several hours [1, p. 98, 103].
Низкотемпературный пирогидролиз приводит к безвозвратным потерям фтора в виде разбавленной фтористо-водородной кислоты. Low-temperature pyrohydrolysis leads to irrevocable losses of fluorine in the form of dilute hydrofluoric acid.
С точки зрения времени и протекания реакции конверсии непосредственно до двуокиси урана необходимо стремиться к образованию оксида урана в газовой фазе с последующей конденсацией UO2+х в условиях, исключающих реакции обратного частичного фторирования [3, с. 98; 4, с. 190]. Реакция пирогидролиза паров UF6 водяным паром идет с образованием UO2+х при температуре выше 1000oС.From the point of view of the time and progress of the conversion reaction directly to uranium dioxide, it is necessary to strive for the formation of uranium oxide in the gas phase, followed by condensation of UO 2 + x under conditions that exclude the reaction of partial reverse fluorination [3, p. 98; 4, p. 190]. The reaction of pyrohydrolysis of vapors UF 6 with water vapor occurs with the formation of UO 2 + x at a temperature above 1000 o C.
Для конверсии гексафторида урана в двуокись урана и фтористый водород парогазовой смесью также известен одностадийный способ, заключающийся в быстром и полном превращении паров UF6 в UO2 в кислородно-водородном пламени за счет высокой температуры и ионизации вещества [3, с. 108]. Суммарная реакция восстановительного пирогидролиза в кислородно-водородном пламени может быть записана в следующем виде:
UF6(г)+избыток Н2+избыток О2 -->UO2+х(тв)+6HF(г)+остаточная Н2О(г) (2)
По патенту [5] в реакционную зону пламенного реактора вводят газовый поток, представляющий собой смесь паров UF6 и О2-содержащего газа-носителя. Сюда же раздельно подают поток газа-восстановителя. Между этими двумя потоками вдувают третий поток защитного газа-разделителя, который препятствует началу реакции до тех пор, пока оба потока реагентов не перемешаются тщательно в реакционной зоне. В результате реакций, протекающих в кислородно-водородном пламени, зажигаемом в реакционной зоне, образуются твердые частицы оксидной композиции, обогащенной UO2, и газообразные продукты. В эту газовую смесь вводят дополнительный поток О2-содержащего газа. При этом газообразные продукты реакции переходят в окисленную форму, а UO2 - в оксиды высшей валентности. Для отвода избытка тепла, выделяющегося при окислении, и снижения скорости обратных реакций в поток О2-содержащего газа впрыскивают диспергированную жидкость с большой скрытой теплотой испарения, например воду, жидкий азот и др. Впрыскивание производят в область реакционной зоны с наиболее высокой температурой.For the conversion of uranium hexafluoride to uranium dioxide and hydrogen fluoride with a gas-vapor mixture, a one-step method is also known, which consists in the rapid and complete conversion of UF 6 vapors to UO 2 in an oxygen-hydrogen flame due to high temperature and ionization of the substance [3, p. 108]. The total reaction of reductive pyrohydrolysis in an oxygen-hydrogen flame can be written as follows:
UF 6 (g) + excess H 2 + excess O 2 -> UO 2 + x (tv) + 6HF (g) + residual H 2 O (g) (2)
According to the patent [5], a gas stream is introduced into the reaction zone of the flame reactor, which is a mixture of vapors of UF 6 and O 2 -containing carrier gas. Separately, a reducing gas stream is also supplied here. Between these two streams, a third stream of shielding gas separator is blown, which prevents the reaction from starting until both reagent streams are thoroughly mixed in the reaction zone. As a result of reactions taking place in an oxygen-hydrogen flame ignited in the reaction zone, solid particles of an oxide composition enriched in UO 2 and gaseous products are formed. An additional stream of O 2 -containing gas is introduced into this gas mixture. In this case, the gaseous reaction products go into the oxidized form, and UO 2 - in the oxides of higher valency. To remove excess heat generated during oxidation and reduce the rate of reverse reactions, a dispersed liquid with a large latent heat of vaporization is injected into the O 2 -containing gas stream, for example, water, liquid nitrogen, etc. The injection is carried out in the region of the reaction zone with the highest temperature.
Успешному проведению процесса способствуют низкое давление в пламенном реакторе, высокая температура (достаточная для предотвращения образования или конденсации слаболетучих промежуточных продуктов, в частности UF4 и UО2F2), избыток Н2 и Н2О.A successful process is facilitated by low pressure in the flame reactor, high temperature (sufficient to prevent the formation or condensation of volatile intermediate products, in particular UF 4 and UO 2 F 2 ), an excess of H 2 and H 2 O.
Способ позволяет производить переработку больших объемов сырья на малых производственных площадях [2, с. 70]. The method allows for the processing of large volumes of raw materials in small production areas [2, p. 70].
К недостаткам этого способа следует отнести использование для нагрева и конверсии паров UF6 в UO2+х и НF взрывоопасной кислородно-водородной смеси, для нормального горения которой объемное содержание UF в газе не должно превышать 10 об. % [1, с.112]. В результате в объеме пламенного реактора создается пароводяная среда с малой концентрацией НF, из которой при совместной или дробной конденсации Н2О и HF образуется малоценная разбавленная фтористо-водородная кислота. Дополнительное разбавление Н2F2 происходит при впрыскивании в реактор в качестве диспергированной жидкости воды.The disadvantages of this method include the use for heating and conversion of UF 6 vapor in UO 2 + x and HF explosive oxygen-hydrogen mixture, for normal combustion of which the volume content of UF in the gas should not exceed 10 vol. % [1, p.112]. As a result, a steam-water medium with a low concentration of HF is created in the volume of the flame reactor, from which low-value diluted hydrofluoric acid is formed from the combined or fractional condensation of H 2 O and HF. Additional dilution of H 2 F 2 occurs when injected into the reactor as a dispersed liquid of water.
Общим недостатком газовых способов конверсии UF6 является их плохое сочетание с переработкой брака, отходов и оборотов производства ядерного топлива (порошка UO2+х, таблеток, изготовления твэлов и сборок) [3, с. 113]. Большая часть брака и отходов перерабатывается через операции растворения и экстракционной перечистки с последующим получением порошков по водной технологии, т. е. через осаждение и прокалку урановых солей. Свойства порошков, получаемых на цепочке регенерации урана, в той или иной мере отличаются от свойств порошков, получаемых в основной схеме. Такие порошки требуют либо специальной подготовки на стадии получения таблеток, либо должны перерабатываться по отдельной технологии.A common drawback of gas conversion methods of UF 6 is their poor combination with the processing of rejects, waste and the speed of production of nuclear fuel (UO 2 + x powder, tablets, the manufacture of fuel rods and assemblies) [3, p. 113]. Most of the scrap and waste is processed through dissolution and extraction treatment followed by the production of powders using water technology, i.e., through the deposition and calcination of uranium salts. The properties of the powders obtained on the uranium regeneration chain, in one way or another, differ from the properties of the powders obtained in the main scheme. Such powders require either special preparation at the stage of obtaining the tablets, or must be processed using a separate technology.
Другой недостаток - невозможность получения в газовых способах смеси оксидов урана с оксидами других металлов, например порошков для уран-гадолиниевого топлива (UO2-Gd2О3), где гадолиний используется в качестве выгорающего поглотителя нейтронов, порошков UO2-PuO2 или UO2-ТhО2 для МОХ-топлива. Такие порошки получают либо механическим смешением порции порошка UO2 c порошком оксида другого металла, либо методом соосаждения из растворов. В последнем случае из нитратных растворов посредством AUG- или ADU-процессов получают смесь солей, при последующем прокаливании которых при температуре 500-650oС образуются порошки стехиометрического твердого раствора оксидов металлов [6, с. 9-10; 7, с. 126].Another disadvantage is the impossibility of obtaining gas mixtures of uranium oxides with oxides of other metals, for example, powders for uranium-gadolinium fuel (UO 2 -Gd 2 О 3 ), where gadolinium is used as a burnable neutron absorber, UO 2 -PuO 2 or UO powders 2 -ThO 2 for MOX fuel. Such powders are obtained either by mechanical mixing of a portion of UO 2 powder with another metal oxide powder, or by coprecipitation from solutions. In the latter case, a mixture of salts is obtained from nitrate solutions by means of AUG or ADU processes, upon subsequent calcination of which at a temperature of 500-650 ° C powders of stoichiometric solid solution of metal oxides are formed [6, p. 9-10; 7, p. 126].
Способ соосаждения требует или предварительной операции перевода UF6 в азотнокислый раствор уранила (для UO2-Gd2О3 или UО2-ThO2-порошков), или использования раствора природного (регенерированного) урана (для UO2-РuО2-порошков).The coprecipitation method requires either a preliminary conversion of UF 6 to a uranyl nitrate solution (for UO 2 —Gd 2 O 3 or UO 2 —ThO 2 powders), or the use of a solution of natural (regenerated) uranium (for UO 2 —PuO 2 powders) .
Поэтому наиболее часто для изготовления как (U, Gd)O2-таблеток, так и МОХ-топлива, используют сухое механическое смешивание и измельчение порошков UО2 с Gd2О3, РuО2 или другими оксидами [6, с, 8-9; 8, с. 9; 9, с. 13]. При этом наилучший путь получения гомогенного таблетирующегося порошка - двухступенчатый процесс, включающий измельчение до микронных размеров и гомогенизацию порошка UО2 с оксидом другого металла, а затем разбавление смешанного порошка диоксидом урана до требуемой концентрации примесного металла [6, с. 8-9; 8, с. 9].Therefore, most often, for the manufacture of both (U, Gd) O 2 tablets and MOX fuel, dry mechanical mixing and grinding of UO 2 powders with Gd 2 O 3 , PuO 2 or other oxides is used [6, p, 8-9 ; 8, p. 9; 9, p. thirteen]. In this case, the best way to obtain a homogeneous tableting powder is a two-stage process, including grinding to micron sizes and homogenizing the UO 2 powder with another metal oxide, and then diluting the mixed powder with uranium dioxide to the desired concentration of the impurity metal [6, p. 8-9; 8, p. 9].
Для механического смешения порошков исходный UF6 предварительно переводят в UО2+х по принятой у данного производителя технологии, а сама технологическая схема приготовления смеси существенно зависит от свойств (главным образом, текучести) порошка UО2 [6, с.8].For mechanical mixing of the powders, the initial UF 6 is preliminarily converted to UO 2 + x according to the technology adopted by the manufacturer, and the technological scheme for preparing the mixture substantially depends on the properties (mainly flowability) of the UO 2 powder [6, p. 8].
Наиболее близким техническим решением к предлагаемому является способ конверсии гексафторида урана в оксиды урана и фтористый водород [10, прототип], согласно которому превращение UF6 осуществляют в объеме активного кислородно-водородного теплоносителя в реакционной зоне пламенного реактора путем подачи в реактор первичной газовой смеси, состоящей из паров UF6 и кислородсодержащего газа-носителя, и вторичной смеси, содержащей газ-восстановитель. Газовые реакционные смеси разделены друг от друга струей защитного инертного газа, который предохраняет их от смешения на начальном участке. В результате реакции, протекающей в объеме факела кислородно-водородного пламени, зажигаемого в реакционной зоне, образуются твердые частицы оксидной композиции, обогащенной UO2, и газообразные продукты. Процесс ведут при избытке водорода. Для более высокой степени окисления урана и перевода остатков газа-восстановителя в окисленную форму в реактор вводят дополнительный поток кислородсодержащего газа. При этом газообразные продукты реакции переходят в окисленную форму, а UО2 - в оксиды высшей валентности. Охлаждение продуктов реакции проводят путем распыления в реакционную зону пламенного реактора жидкости с высокой скрытой теплотой парообразования, в частности деионизированной воды, жидкого азота или жидкого оксида углерода, которые подают под давлением не менее 2,1 МПа. Указанные жидкости вводят отдельно либо совместно с газомносителем в первичное или вторичное пламя, образующиеся в реакторе, либо в область, расположенную под вторичным пламенем.The closest technical solution to the proposed one is a method for the conversion of uranium hexafluoride to uranium oxides and hydrogen fluoride [10, prototype], according to which the conversion of UF 6 is carried out in the amount of active oxygen-hydrogen coolant in the reaction zone of the flame reactor by supplying to the reactor a primary gas mixture consisting of from vapors UF 6 and an oxygen-containing carrier gas, and a secondary mixture containing a reducing gas. The gas reaction mixtures are separated from each other by a stream of protective inert gas, which prevents them from mixing in the initial section. As a result of the reaction occurring in the volume of the flame of the oxygen-hydrogen flame ignited in the reaction zone, solid particles of the oxide composition enriched in UO 2 and gaseous products are formed. The process is conducted with an excess of hydrogen. For a higher degree of oxidation of uranium and the conversion of residual reducing gas into an oxidized form, an additional stream of oxygen-containing gas is introduced into the reactor. In this case, the gaseous reaction products pass into the oxidized form, and UO 2 into oxides of higher valency. The reaction products are cooled by spraying into the reaction zone of the flame reactor a liquid with high latent heat of vaporization, in particular deionized water, liquid nitrogen or liquid carbon monoxide, which are supplied under a pressure of at least 2.1 MPa. These liquids are introduced separately or together with the gas carrier in the primary or secondary flame formed in the reactor, or in the region located under the secondary flame.
Данный способ обладает всеми вышеперечисленными недостатками, присущими газопламенной технологии конверсии гексафторида урана в высокотемпературном кислородно-водородном теплоносителе. This method has all of the above disadvantages inherent in the gas-flame technology for the conversion of uranium hexafluoride in a high-temperature oxygen-hydrogen coolant.
Задачей заявленного технического решения является упрощение технологии получения смеси порошка UО2 с оксидами других металлов при высокотемпературной конверсии UF6.The objective of the claimed technical solution is to simplify the technology for producing a mixture of UO 2 powder with other metal oxides at high temperature conversion of UF 6 .
Для решения этой задачи в известном способе конверсии гексафторида в оксиды урана и фтористый водород водяным паром, заключающемся в смешении первичной газовой смеси, состоящей из паров гексафторида урана и газа-теплоносителя, и вторичной газовой смеси, содержащей пары воды, и включающем впрыск диспергированной жидкости в зону конверсии, в качестве жидкости используют водный раствор по крайней мере одной соли по крайней мере одного элемента из ряда U, Pu, Th, Eu, Gd и Еr. При этом водный раствор дополнительно содержит соль аммония и/или карбамид. Кроме того, в зону конверсии дополнительно впрыскивают водный раствор аммиака, раствор соли аммония и/или карбамида. В качестве газа-теплоносителя используют азот и/или аргон, нагретые до состояния низкотемпературной плазмы. To solve this problem, in the known method for the conversion of hexafluoride to uranium oxides and hydrogen fluoride with water vapor, which consists in mixing a primary gas mixture consisting of uranium hexafluoride vapors and a heat carrier gas and a secondary gas mixture containing water vapors and including the injection of a dispersed liquid into conversion zone, an aqueous solution of at least one salt of at least one element from the series U, Pu, Th, Eu, Gd and Er is used as a liquid. In this case, the aqueous solution further comprises an ammonium salt and / or urea. In addition, an aqueous ammonia solution, a solution of ammonium salt and / or urea are additionally injected into the conversion zone. Nitrogen and / or argon heated to a low-temperature plasma state are used as a heat carrier gas.
Достижение поставленной задачи обеспечивается прежде всего тем, что при нагреве паров гексафторида урана в низкотемпературной плазме азота, аргона или их смеси образуется первичная высокотемпературная смесь газа-теплоносителя с продуктами диссоциации UF6 (UF5, UF4, UF3 и F), которая не содержит аэрозольных частиц соединений урана. При смешении первичной высокотемпературной газовой смеси с диспергированным водным раствором соли по крайней мере одного элемента из ряда U, Pu, Th, Eu, Gd и Еr происходят процессы нагрева и испарения капель раствора с последующим термическим разложением частиц солевого остатка, сопровождающиеся обогащением газовой фазы водяным паром и образованием высокодисперсных частиц оксида соответствующего металла. В результате взаимодействия паров воды с продуктами термической диссоциации UF6 в газовой фазе образуются НF и пары UO2+х. Последние кристаллизуются путем конденсации на имеющейся в зоне конверсии затравке твердой фазы. Роль затравки выполняют частицы оксидов, образовавшиеся за счет термического разложения диспергированного раствора солей. В результате на выходе зоны конверсии образуется квазигомогенная смесь UO2+х из UF6 с оксидами элементов из водного раствора солей.Achieving this task is ensured primarily by the fact that upon heating the vapors of uranium hexafluoride in a low-temperature plasma of nitrogen, argon, or a mixture thereof, a primary high-temperature mixture of heat carrier gas with dissociation products UF 6 (UF 5 , UF 4 , UF 3 and F) is formed, which does not contains aerosol particles of uranium compounds. When a primary high-temperature gas mixture is mixed with a dispersed aqueous salt solution of at least one element from the series U, Pu, Th, Eu, Gd, and Er, heating and evaporation of solution droplets occur, followed by thermal decomposition of the salt residue particles, accompanied by enrichment of the gas phase with water vapor and the formation of fine particles of oxide of the corresponding metal. As a result of the interaction of water vapor with the products of thermal dissociation of UF 6 in the gas phase, HF and UO 2 + x vapors are formed. The latter crystallize by condensation on the solid phase seed present in the conversion zone. The role of the seed is played by particles of oxides formed due to the thermal decomposition of the dispersed salt solution. As a result, at the exit of the conversion zone, a quasi-homogeneous mixture of UO 2 + x from UF 6 with element oxides from an aqueous solution of salts is formed.
Конверсия UF6 парами воды при температуре выше 1000oС сопровождается образованием оксидной композиции с мольным отношением O/U от 2,25 до 2,67 (в основном U4О9 и U3О8). Введение в водный раствор соли аммония и/или карбамида (по другому варианту - дополнительное впрыскивание (распыление) в зону конверсии водного раствора аммиака, раствора соли аммония и/или карбамида) создает в зоне конверсии газовую фазу, обогащенную водородом, поскольку при температуре выше 400oС и давлении, близком к атмосферному, аммиак полностью диссоциирует на азот и водород [11, с. 200].The conversion of UF 6 by water vapor at temperatures above 1000 o With is accompanied by the formation of an oxide composition with a molar ratio O / U from 2.25 to 2.67 (mainly U 4 About 9 and U 3 About 8 ). The introduction of an ammonium salt and / or urea into an aqueous solution (in another option, additional injection (spraying) into the conversion zone of an aqueous solution of ammonia, a solution of ammonium salt and / or urea) creates a gas phase enriched in hydrogen in the conversion zone, since at temperatures above 400 o С and pressure close to atmospheric, ammonia completely dissociates into nitrogen and hydrogen [11, p. 200].
Обогащение газовой фазы водородом, с одной стороны, позволяет на 200-300oС снизить начало обратной реакции фторирования оксидов урана (металлов) газообразным фтористым водородом при охлаждении пылегазовой смеси и осуществлять отделение частиц UО2+х при 500-600oС с минимальным содержанием фтора в порошке, с другой, получить порошок оксидов урана, по составу близкий к UО2.The enrichment of the gas phase with hydrogen, on the one hand, allows 200-300 o C to reduce the onset of the reverse reaction of fluorination of uranium (metal) oxides with gaseous hydrogen fluoride during cooling of the dust-gas mixture and to separate UO 2 + x particles at 500-600 o C with a minimum content fluorine powder, on the other hand, to obtain a powder of uranium oxides, in composition close to UO 2 .
Создание восстановительной паровой атмосферы в зоне конверсии через разложение водного раствора аммиака, раствора соли аммония и/или карбамида исключает из технологии использование взрывоопасных горючих газов. The creation of a reducing vapor atmosphere in the conversion zone through decomposition of an aqueous solution of ammonia, a solution of ammonium salt and / or urea eliminates the use of explosive combustible gases from the technology.
Поскольку скорости ввода первичной газовой смеси и диспергированного водного раствора в зону конверсии реактора, как правило, существенно различаются, то за счет эффекта инжекции в реакторе образуются области возвратно-поступательного движения газа с содержащимися в нем аэрозольными частицами. В зонах циркуляции происходит агломерация частиц и их укрупнение за счет вторичной конденсации паров UO2+х на первичном аэрозоле. Рост и агломерация частиц в зоне конверсии облегчает последующее разделение пылегазовой смеси и уменьшает протекание обратных реакций фторирования UO2+х фтористым водородом на поверхности твердой фазы при охлаждении реакционного потока, поскольку суммарная скорость взаимодействия конденсированной и газовой фаз уменьшается с уменьшением площади поверхности раздела фаз.Since the rates of introduction of the primary gas mixture and the dispersed aqueous solution into the reactor conversion zone, as a rule, vary significantly, due to the injection effect in the reactor, regions of gas reciprocating with the aerosol particles contained in it are formed. In the circulation zones, particles agglomerate and coarsen due to the secondary condensation of UO 2 + x vapors on the primary aerosol. The growth and agglomeration of particles in the conversion zone facilitates the subsequent separation of the dust-gas mixture and reduces the reverse reactions of fluorination of UO 2 + x with hydrogen fluoride on the surface of the solid phase upon cooling of the reaction stream, since the total rate of interaction of the condensed and gas phases decreases with a decrease in the area of the interface.
Диапазон значений концентраций водных растворов солей U, Pu, Th, Eu, Gd и Еr и массовый расход данного раствора на конверсию UF6 определяется условиями получения порошка уран-оксидной композиции с требуемой концентрацией металла (металлов), содержащегося в водном растворе соли.The range of concentrations of aqueous solutions of salts of U, Pu, Th, Eu, Gd and Er and the mass flow rate of this solution for the conversion of UF 6 is determined by the conditions for obtaining a powder of the uranium oxide composition with the required concentration of metal (metals) contained in the aqueous salt solution.
Диапазон значений концентраций соли аммония и/или карбамида в водном растворе соли U, Pu, Th, Eu, Gd и Еr определяется кристаллизационной устойчивостью соответствующего раствора. The range of concentrations of ammonium salt and / or urea in an aqueous solution of the salts of U, Pu, Th, Eu, Gd and Er is determined by the crystallization stability of the corresponding solution.
Диапазон значений концентрации аммиака в водном растворе, дополнительно впрыскиваемом в зону конверсии, определяется использованием выпускаемой промышленностью аммиачной воды, а диапазон концентраций в этом растворе солей аммония и/или карбамида - получением порошков оксида урана с требуемым мольным отношением О/U. The range of ammonia concentrations in the aqueous solution, which is additionally injected into the conversion zone, is determined by the use of ammonia water produced by the industry, and the concentration range in this solution by ammonium salts and / or urea is obtained by producing uranium oxide powders with the desired molar O / U ratio.
Схема реализации способа показана на рисунке. Газ-теплоноситель (азот, аргон и/или их смесь) нагревают до состояния низкотемпературной плазмы (5500 - 6000oС) высокочастотным индукционным разрядом в ВЧИ-плазмотроне 1 и направляют в реакционную зону плазменного реактора 2.A diagram of the implementation of the method is shown in the figure. The heat carrier gas (nitrogen, argon and / or a mixture thereof) is heated to a low-temperature plasma (5500-6000 ° C) by a high-frequency induction discharge in the RF-plasmatron 1 and sent to the reaction zone of the plasma reactor 2.
Баллон 3 с гексафторидом урана нагревают в испарительной камере 4 до температуры 50-60oС. Пары UF6 компрессором 5 подают на вход плазменного реактора, где происходит его смешение с газом-теплоносителем. Молярное соотношение расходов газа-теплоносителя и гексафторида урана (N2(Ar)/UF6) поддерживают в интервале 4-10. Температура газа-теплоносителя после смешения с UF6 снижается до 2200-3200oС.The cylinder 3 with uranium hexafluoride is heated in the evaporation chamber 4 to a temperature of 50-60 o C. Vapor UF 6 is fed to the inlet of the plasma reactor by compressor 5, where it is mixed with the heat carrier gas. The molar ratio of the flow rate of the heat carrier gas and uranium hexafluoride (N2 (Ar) / UF 6 ) is maintained in the range of 4-10. The temperature of the coolant gas after mixing with UF 6 is reduced to 2200-3200 o C.
Водный раствор солей металлов или его смесь с солью аммония и/или карбамида из емкости 6 в плазменный реактор нагнетается насосом 7. Распыление раствора в камеру смешения реактора осуществляют пневматическими или пневмоцентробежными форсунками (на рисунке не показаны), обеспечивающими среднюю дисперсность распыла жидкости не более (50÷70)•10-6 м, для чего в форсунки дополнительно подводят сжатый газ (азот) из ресивера 8. Впрыск (распыление) раствора в зону конверсии ведется под углом к направлению движения газа-теплоносителя. Аналогично в плазменный реактор из емкости 9 подают водный раствор соли аммония и/или карбамида.An aqueous solution of metal salts or its mixture with an ammonium salt and / or urea from the tank 6 is pumped into the plasma reactor 7. The solution is sprayed into the reactor mixing chamber using pneumatic or pneumocentrifugal nozzles (not shown in the figure), providing an average dispersion of the liquid spray of not more than ( 50 ÷ 70) • 10 -6 m, for which compressed gas (nitrogen) is additionally supplied to the nozzles from the receiver 8. The solution is injected (sprayed) into the conversion zone at an angle to the direction of movement of the heat carrier gas. Similarly, an aqueous solution of ammonium salt and / or urea is fed into the plasma reactor from tank 9.
Во время технологического процесса давление в зоне конверсии плазменного реактора поддерживают на 10-50 кПа ниже атмосферного. During the process, the pressure in the conversion zone of the plasma reactor is maintained at 10-50 kPa below atmospheric.
В результате термического разложения диспергированного водного раствора соли в зоне конверсии образуется аэрозоль оксидов урана с тем или иным мольным отношением О/U в зависимости от восстановительного потенциала газовой фазы или аэрозоль квазигомогенной смеси UO2+х с оксидами РuО2, ТhО2, Еu2О3, Gd2О3 и Еr2О3. Дисперсность аэрозоля ~(2-5)•10-6 м.As a result of thermal decomposition of a dispersed aqueous salt solution in the conversion zone, an aerosol of uranium oxides with one or another molar ratio O / U is formed depending on the reduction potential of the gas phase or an aerosol of a quasi-homogeneous mixture of UO 2 + x with oxides PuO 2 , ThO 2 , Eu 2 O 3 , Gd 2 O 3 and Er 2 O 3 . Aerosol dispersion ~ (2-5) • 10 -6 m.
Выделение частичек оксидов из пылегазового потока осуществляют в системе разделения 10, состоящей из циклонного аппарата и металлокерамического фильтра, включенных последовательно, при температуре соответственно 500-600oС и 200-300oС. Порошок собирают в контейнер 11. Очищенный газ, состоящий из фторида водорода (HF), остаточного водяного пара, азота (аргона) и кислорода/водорода, направляют на совместную или дробную конденсацию паров воды и фтористого водорода в холодильник-конденсатор 12 с получением в сборнике 13 фтористоводородной кислоты различной концентрации. После ректификации кислоты в колонне 14 получают два продукта: безводный фтористый водород (99,99% НF) 15 и кубовый остаток 16 - азеотроп 40%HF - 60%H2O. Азот (аргон) и газообразный фтористый водород с примесью кислорода/водорода направляют в блок газоочистки 17 для утилизации НF. В выхлопе 18 с установки имеют газовую смесь азота с кислородом/водородом. Кубовый остаток концентрирует в себе проскок аэрозолей оксидов урана и может быть возвращен в плазменный реактор в виде раствора урана путем добавки к исходному раствору солей металлов.The separation of oxide particles from the dust and gas stream is carried out in a separation system 10, consisting of a cyclone apparatus and a cermet filter, connected in series at a temperature of 500-600 ° C and 200-300 ° C, respectively . The powder is collected in a container 11. Purified gas consisting of fluoride hydrogen (HF), residual water vapor, nitrogen (argon) and oxygen / hydrogen, are sent to the joint or fractional condensation of water vapor and hydrogen fluoride in the refrigerator condenser 12 to obtain in the collection 13 hydrofluoric acid times ary concentration. After rectification of the acid in column 14, two products are obtained: anhydrous hydrogen fluoride (99.99% HF) 15 and bottoms 16 — azeotrope 40% HF — 60% H 2 O. Nitrogen (argon) and gaseous hydrogen fluoride mixed with oxygen / hydrogen sent to the gas treatment unit 17 for disposal of HF. In the exhaust 18 s, the plants have a gas mixture of nitrogen with oxygen / hydrogen. The bottom residue concentrates the breakthrough of aerosols of uranium oxides and can be returned to the plasma reactor as a uranium solution by adding metal salts to the initial solution.
Порошок оксидов подвергают термообработке в восстановительной атмосфере для удаления остаточного фтора и доведения мольного отношения О/U до 2,06÷2,18. Партии порошка UO2 анализируют на содержание в них 235U, Pu, Th, Eu, Gd или Еr и, если требуется, подвергают усреднению.The oxide powder is subjected to heat treatment in a reducing atmosphere to remove residual fluorine and to bring the molar ratio O / U to 2.06 ÷ 2.18. Lots of UO 2 powder are analyzed for 235 U, Pu, Th, Eu, Gd or Er and they are averaged if necessary.
Порошок U3О8, полученный в результате конверсии гексафторида урана, обедненного по изотопу 235U, направляют на удаление остаточного фтора и складируют.The U 3 O 8 powder obtained by the conversion of uranium hexafluoride depleted in the 235 U isotope is sent to remove residual fluorine and is stored.
Пример 1. Переработке подвергали гексафторид урана, обедненный по изотопу 235U. В зону конверсии впрыскивали водный раствор уранилфторида или аммонийуранилпентафторида с аналогичным содержанием изотопа 235U и концентрацией по урану 1-10 г/л. Процесс использовался для извлечения фтора из "отвального" UF6. Испарение UF6 проводили из баллонов емкостью 2,5 м3 при их нагреве до 333К. Производительность испарителя - 50-60 кг UF6/ч; мощность плазмотрона - до 55 кВт; мощность, потребляемая плазменной установкой от электросети - до 90 кВт; расход газа-теплоносителя - 10-1 2 кг/ч; расход раствора - 9-11 кг/ч; расход газа на распыление - 3-4 кг/ч (пневматические форсунки); степень улавливания урановой пыли - 0,999; энергозатраты - 1,6÷1,8 кВт/кг UF6; выход фтора во фторсодержащие продукты - 93-94%; остаточное содержание фтора в оксидах урана - 0,03÷1,2 мас.%. Получили порошок оксидов урана с кислородным коэффициентом 2,69÷2,72. Часть остаточного фтора осталась в дисперсной фазе в виде UО2F2. Способ может быть использован для реализации замкнутого по урану и фтору процесса переработки "отвального" UF6.Example 1. Uranium hexafluoride depleted in the 235 U isotope was subjected to processing. An aqueous solution of uranyl fluoride or ammonium uranyl pentafluoride with a similar content of 235 U isotope and a concentration of 1-10 g / l of uranium was injected into the conversion zone. The process was used to extract fluorine from the dump UF 6 . The evaporation of UF 6 was carried out from cylinders with a capacity of 2.5 m 3 when they were heated to 333K. Evaporator capacity - 50-60 kg UF 6 / h; plasma torch power - up to 55 kW; power consumed by the plasma system from the mains - up to 90 kW; heat carrier gas consumption - 10-1 2 kg / h; solution consumption - 9-11 kg / h; gas consumption for spraying - 3-4 kg / h (pneumatic nozzles); the degree of capture of uranium dust - 0.999; energy consumption - 1.6 ÷ 1.8 kW / kg UF 6 ; fluorine yield in fluorine-containing products - 93-94%; the residual fluorine content in uranium oxides is 0.03 ÷ 1.2 wt.%. Received a powder of uranium oxides with an oxygen coefficient of 2.69 ÷ 2.72. Part of the residual fluorine remained in the dispersed phase in the form of UO 2 F 2 . The method can be used to implement a closed uranium and fluorine processing process of the “dump” UF 6 .
Пример 2. Переработке подвергали гексафторид урана, обедненный по изотопу 235U. Способ реализовывали аналогично примеру 1. В зону конверсии дополнительно впрыскивали водный раствор аммонийуранилтрикарбоната в растворе карбоната аммония с концентрацией по урану до 2 г/л, полученный после регенерации и отмывки технологического оборудования. Производительность испарителя - 50-60 кг UF6/ч; мощность плазмотрона - до 55 кВт; мощность, потребляемая плазменной установкой от электросети - до 90 кВт; расход газа-теплоносителя - 10-12 кг/ч; расход раствора - 9-11 кг/ч; расход газа на распыление - 0,8-1,1 кг/ч (пневмоцентробежная форсунка); степень улавливания урановой пыли - 0,999; энергозатраты - 1,6÷1,8 кВт/кг UF6; выход фтора во фторсодержащие продукты - 93-94%; остаточное содержание фтора в оксидах урана - 0,01÷0,80 мас.%. Получили порошок оксидов урана с кислородным коэффициентом 2,61÷2,65. Способ может быть использован для совмещения процесса переработки "отвального" UF6 с утилизацией жидких отходов изотопно-разделительного производства.Example 2. Uranium hexafluoride depleted in the 235 U isotope was subjected to processing. The method was carried out analogously to Example 1. An aqueous solution of ammonium uranyl tricarbonate in a solution of ammonium carbonate with a uranium concentration of up to 2 g / l, obtained after regeneration and washing of technological equipment, was additionally injected into the conversion zone. Evaporator capacity - 50-60 kg UF 6 / h; plasma torch power - up to 55 kW; power consumed by the plasma system from the mains - up to 90 kW; heat carrier gas consumption - 10-12 kg / h; solution consumption - 9-11 kg / h; gas consumption for spraying - 0.8-1.1 kg / h (pneumatic centrifugal nozzle); the degree of capture of uranium dust - 0.999; energy consumption - 1.6 ÷ 1.8 kW / kg UF 6 ; fluorine yield in fluorine-containing products - 93-94%; the residual fluorine content in uranium oxides is 0.01 ÷ 0.80 wt.%. Received a powder of uranium oxides with an oxygen coefficient of 2.61 ÷ 2.65. The method can be used to combine the process of processing "dump" UF 6 with the disposal of liquid waste from isotope separation production.
Пример 3. Конверсии подвергали гексафторид урана с обогащением по изотопу 235U 2-4%. Испарение UF6 проводили из баллонов емкостью 0,8 м3 при их нагреве до 333 К. В зону конверсии впрыскивали водный раствор уранилфторида или аммонийуранилпентафторида с ураном с аналогичного обогащения по изотопу 235U и содержанием 1-10 г/л, которые моделировали оборотные растворы таблеточного производства. Кроме того, в зону конверсии дополнительно распыляли водный раствор аммиака. Производительность испарителя - 36-41 кг UF6/ч; мощность плазмотрона - до 55 кВт; мощность, потребляемая плазменной установкой от электросети, - до 90 кВт; расход газа-теплоносителя - 10-12 кг/ч; расход раствора - 11-13 кг/ч; расход газа на распыление - 3-4 кг/ч; энергозатраты - 1,9÷2,1 кВт/кг UF6; остаточное содержание фтора в оксидах урана - 0,03÷0,3 мас.%. Получили порошок оксидов урана с кислородным коэффициентом 2,20÷2,25. Порошок оксидов урана направляли на дополнительную термообработку в водородно-паровой среде для уменьшения кислородного коэффициента и приведения остаточного содержания фтора в требования спецификации. Способ может быть использован в технологии получения порошков UO2 для реакторного топлива.Example 3. Conversions were subjected to uranium hexafluoride enriched in the isotope 235 U 2-4%. The evaporation of UF 6 was carried out from cylinders with a capacity of 0.8 m 3 when they were heated to 333 K. An aqueous solution of uranyl fluoride or ammonium uranyl pentafluoride with uranium was injected into the conversion zone from a similar enrichment using the 235 U isotope and containing 1-10 g / l, which simulated reverse solutions tablet production. In addition, an aqueous solution of ammonia was additionally sprayed into the conversion zone. Evaporator capacity - 36-41 kg UF 6 / h; plasma torch power - up to 55 kW; the power consumed by the plasma installation from the mains is up to 90 kW; heat carrier gas consumption - 10-12 kg / h; solution consumption - 11-13 kg / h; gas consumption for spraying - 3-4 kg / h; energy consumption - 1.9 ÷ 2.1 kW / kg UF 6 ; the residual fluorine content in uranium oxides is 0.03 ÷ 0.3 wt.%. Received a powder of uranium oxides with an oxygen coefficient of 2.20 ÷ 2.25. The uranium oxide powder was sent for additional heat treatment in a hydrogen-vapor medium to reduce the oxygen coefficient and bring the residual fluorine content into the requirements of the specification. The method can be used in the technology of obtaining powders of UO 2 for reactor fuel.
Пример 4. Конверсии подвергали гексафторид урана с обогащением по изотопу 235U 1,5%. В зону конверсии впрыскивают водный раствор уранилнитрата с ураном того же обогащения, имитирующего уран 90-93% обогащения. Концентрация урана в растворе 80-100 г/л. Раствор дополнительно содержал ацетат аммония. Производительность испарителя - 20-22 кг UF6/ч; мощность плазмотрона - до 35 кВт; мощность, потребляемая плазменной установкой от электросети, - до 70 кВт; расход газа-теплоносителя - 8-10 кг/ч; расход раствора - 5-6 кг/ч; расход газа на распыление - 3,0-3,5 кг/ч; остаточное. Процесс может быть использован в технологии уничтожения оружейного урана с переводом его в низкообогащенный для получения порошков UO2 ядерного топлива.Example 4. Conversions were subjected to uranium hexafluoride enriched in the isotope 235 U 1.5%. An aqueous solution of uranyl nitrate with uranium of the same enrichment is injected into the conversion zone, simulating 90-93% enrichment of uranium. The concentration of uranium in the solution is 80-100 g / l. The solution further contained ammonium acetate. Evaporator capacity - 20-22 kg UF 6 / h; plasma torch power - up to 35 kW; the power consumed by the plasma installation from the mains is up to 70 kW; heat carrier gas consumption - 8-10 kg / h; solution consumption - 5-6 kg / h; gas consumption for spraying - 3.0-3.5 kg / h; residual. The process can be used in the technology of the destruction of weapons-grade uranium with its conversion to low enriched to obtain powders of UO 2 nuclear fuel.
Пример 5. Конверсии подвергали гексафторид урана, имеющий обогащение по изотопу 235U 34%. В зону конверсии впрыскивают водный раствор нитрата гадолиния или его смесь с нитратом уранила. Концентрация гадолиния в растворе рассчитывалась из условия получения смеси оксидов, содержащей 2-5 мас.% Gd2О3. Раствор дополнительно содержал ацетат аммония при концентрации 5-30 г/л. Способ реализовали аналогично примеру 2. Процесс может быть использован для получения порошков ядерного топлива с выгорающими нейтронными поглотителями. Аналогично получали порошки оксида урана с оксидами европия и эрбия: UO2-Eu2О3 и UO2-Еr2О3.Example 5. The conversion was subjected to uranium hexafluoride having an enrichment of the isotope 235 U 34%. An aqueous solution of gadolinium nitrate or a mixture thereof with uranyl nitrate is injected into the conversion zone. The concentration of gadolinium in the solution was calculated from the conditions for obtaining a mixture of oxides containing 2-5 wt.% Gd 2 About 3 . The solution additionally contained ammonium acetate at a concentration of 5-30 g / l. The method was implemented analogously to example 2. The process can be used to obtain nuclear fuel powders with burnable neutron absorbers. Uranium oxide powders with europium and erbium oxides were obtained in a similar manner: UO 2 —Eu 2 O 3 and UO 2 —Er 2 O 3 .
Пример 6. Конверсии подвергают гексафторид урана с обогащением по изотопу 235U 1,5-2%. В зону конверсии впрыскивали водный раствор нитрата церия с концентрацией 5-10 г/л, имитирующего нитрат плутония. Раствор дополнительно содержал карбамид в количестве 50-70 г/л. Способ реализовывали аналогично примеру 4. Получили порошки UО2,2-СеО2. Процесс может быть использован с целью получения порошков UО2-РuО2 для ядерного топлива легководных реакторов.Example 6. Conversions are subjected to uranium hexafluoride enriched in the isotope 235 U of 1.5-2%. An aqueous solution of cerium nitrate with a concentration of 5-10 g / l imitating plutonium nitrate was injected into the conversion zone. The solution further contained urea in an amount of 50-70 g / l. The method was implemented analogously to example 4. Received powders UO 2,2 -CeO 2 . The process can be used to obtain powders UO 2 -PuO 2 for nuclear fuel light water reactors.
Пример 7. Конверсии подвергали гексафторид урана с содержанием изотопа 235U 0,5 -1 мас.%. В зону конверсии впрыскивали водный раствор смеси нитратов урана и церия (имитатор плутония) с концентрацией 20-50 г/л. Раствор содержал также ацетат аммония. Способ реализовывали аналогично примеру 4.Example 7. Conversion was subjected to uranium hexafluoride with an isotope content of 235 U 0.5 -1 wt.%. An aqueous solution of a mixture of uranium and cerium nitrates (a plutonium simulator) with a concentration of 20-50 g / l was injected into the conversion zone. The solution also contained ammonium acetate. The method was implemented analogously to example 4.
Процесс может быть использован с целью получения порошков UO2-РuО2 для ядерного топлива быстрых реакторов.The process can be used to obtain powders of UO 2 -PuO 2 for nuclear fuel of fast reactors.
Пример 8. Конверсии подвергают гексафторид урана, имеющий обогащение по изотопу 235U 15-20%. В зону конверсии впрыскивали водный раствор нитрата тория. Кроме того, в раствор дополнительно впрыскивали раствор карбамида в аммиачной воде. Способ реализовывали аналогично примеру 4.Example 8. The conversion is subjected to uranium hexafluoride having an enrichment of the isotope 235 U 15-20%. An aqueous solution of thorium nitrate was injected into the conversion zone. In addition, a solution of urea in ammonia water was additionally injected into the solution. The method was implemented analogously to example 4.
Способ может быть использован в процессе получения порошков UO2-ТhО2 для ядерного топлива быстрых реакторов.The method can be used in the process of obtaining powders UO 2 -ThO 2 for nuclear fuel of fast reactors.
Понятно, что изобретение не ограничивается приведенными примерами. Возможны изменения в пределах объема предложенной формулы изобретения. It is understood that the invention is not limited to the examples given. Changes are possible within the scope of the proposed claims.
Предлагаемый способ конверсии гексафторида урана обеспечивает получение на выходе плазменной установки гомогенной смеси оксидов урана с другими оксидами других металлов за одну стадию с одновременной утилизацией оборотных растворов. The proposed method for the conversion of uranium hexafluoride provides obtaining at the output of a plasma installation a homogeneous mixture of uranium oxides with other oxides of other metals in one stage with the simultaneous disposal of working solutions.
Источники информации
1. Раков Э.Г., Тесленко В.В. Пирогидролиз неорганических фторидов. - М.: Энергоатомиздат, 1987. -152 с.Sources of information
1. Rakov E.G., Teslenko V.V. Pyrohydrolysis of inorganic fluorides. - M .: Energoatomizdat, 1987. -152 p.
2. Лебедев B.М. Ядерный топливный цикл (технико-экономический анализ): Учебное пособие. - Обнинск. ЦИПК, 1991. - 137 с. 2. Lebedev B.M. Nuclear Fuel Cycle (Feasibility Study): Textbook. - Obninsk. TsIPK, 1991 .-- 137 s.
3. Майоров А. А., Браверман И.Б. Технология получения порошков керамической двуокиси урана. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 128 с. 3. Mayorov A. A., Braverman I.B. Technology for producing ceramic uranium dioxide powders. - M .: Energoatomizdat, 1985 .-- 128 p.
4. Туманов Ю.Н. Электротермические реакции в современной химической технологии и металлургии. - М.: Энергоатомиздат, 1981. - 232 с. 4. Tumanov Yu.N. Electrothermal reactions in modern chemical technology and metallurgy. - M .: Energoatomizdat, 1981. - 232 p.
5. Патент 4005042 (США), МПК С 01 G 43/02, 1975. 5. Patent 4005042 (USA), IPC C 01 G 43/02, 1975.
6. Горский В. B. Уран-гадолиниевое оксидное топливо. Ч. 3 - Технология изготовления и методы контроля (U, Gd)О2-таблеток. - Атомная техника за рубежом, 1989, 5. - с. 8-15.6. Gorsky V. B. Uranium-gadolinium oxide fuel. Part 3 - Manufacturing technology and control methods (U, Gd) O 2 -tablets. - Nuclear technology abroad, 1989, 5. - p. 8-15.
7. Котельников Р.Б. и др. Высокотемпературное ядерное топливо. - М., Атомиздат, 1978. - 432 с. 7. Kotelnikov RB et al. High-temperature nuclear fuel. - M., Atomizdat, 1978.- 432 p.
8. ЛеБастар Ж. Рециклирование и приготовление смешанного оксидного топлива: достижения Франции и Бельгии. - Атомная техника за рубежом, 1995. 11, - с. 6-11. 8. LeBastar J. Recycling and preparation of mixed oxide fuels: achievements of France and Belgium. - Nuclear technology abroad, 1995. 11, - p. 6-11.
9. Смешанное топливо для водоохлаждаемых реакторов. - Атомная техника за рубежом. 1992. 9. - с. 12-14. 9. Mixed fuel for water-cooled reactors. - Nuclear technology abroad. 1992. 9. - p. 12-14.
10. Патент 4031029 (CШA), MПK C 01 G 43/02, 1975 г. (прототип). 10. Patent 4031029 (USA), MPK C 01 G 43/02, 1975 (prototype).
11. Куликов И.С. Термодинамика карбидов и нитридов, Справ. изд. - Челябинск: Металлургия. Челябинское отд. 1988 г. - 320 с. 11. Kulikov I.S. Thermodynamics of carbides and nitrides, Ref. ed. - Chelyabinsk: Metallurgy. Chelyabinsk Dep. 1988 - 320 p.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98109568A RU2203225C2 (en) | 1998-05-15 | 1998-05-15 | Uranium hexafluoride conversion method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU98109568A RU2203225C2 (en) | 1998-05-15 | 1998-05-15 | Uranium hexafluoride conversion method |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU98109568A RU98109568A (en) | 2000-03-10 |
| RU2203225C2 true RU2203225C2 (en) | 2003-04-27 |
Family
ID=20206233
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU98109568A RU2203225C2 (en) | 1998-05-15 | 1998-05-15 | Uranium hexafluoride conversion method |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2203225C2 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2451639C1 (en) * | 2010-09-22 | 2012-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of dissolving mox fuel |
| RU2489357C2 (en) * | 2011-01-11 | 2013-08-10 | Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Method of processing uranium hexafluoride |
| RU2594012C1 (en) * | 2015-07-03 | 2016-08-10 | Акционерное общество "Ведущий научно-исследовательский институт химической технологии" | Method of converting uranium hexafluoride to uranium tetrafluoride and anhydrous hydrogen fluoride |
| RU2599528C1 (en) * | 2015-06-10 | 2016-10-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of uranium hexafluoride processing into uranium oxide and anhydrous hydrogen fluoride and device for its implementation |
-
1998
- 1998-05-15 RU RU98109568A patent/RU2203225C2/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ГАЛКИН Н.П. и др. Исследование процесса превращения гексафторида урана в двуокись, Атомная энергия, 1982, т.52, в.1, с.36-39. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2451639C1 (en) * | 2010-09-22 | 2012-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of dissolving mox fuel |
| RU2489357C2 (en) * | 2011-01-11 | 2013-08-10 | Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский Томский политехнический университет" | Method of processing uranium hexafluoride |
| RU2599528C1 (en) * | 2015-06-10 | 2016-10-10 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of uranium hexafluoride processing into uranium oxide and anhydrous hydrogen fluoride and device for its implementation |
| RU2594012C1 (en) * | 2015-07-03 | 2016-08-10 | Акционерное общество "Ведущий научно-исследовательский институт химической технологии" | Method of converting uranium hexafluoride to uranium tetrafluoride and anhydrous hydrogen fluoride |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6110437A (en) | Method for preparing a mixture of powdered metal oxides from nitrates thereof in the nuclear industry | |
| CN101293672A (en) | Two step UO2 production process | |
| KR890004802B1 (en) | Process for conversion of uf6 to uo 2 | |
| JPS60200830A (en) | Manufacture of fine powder metal oxide from aqueous solutionor solid mixture of metal nitrate | |
| RU2203225C2 (en) | Uranium hexafluoride conversion method | |
| CN113795894B (en) | Spent fuel dry post-treatment method based on plasma | |
| Haas | A comparison of processes for the conversion of uranyl nitrate into ceramic-grade UO2 | |
| RU2106308C1 (en) | Method for production of uranium trioxide by direct thermal denitration of uranyl nitrate | |
| US6235252B1 (en) | Method for recovering nitrate ions as nitric acid from nuclear industry effluents | |
| EP0498138B1 (en) | Process for converting uranyl compounds to UO2 via ADU | |
| US5492462A (en) | Method for the production of low enriched uranium hexafluoride from highly-enriched metallic uranium | |
| US20080025894A1 (en) | Two step uo2 production process | |
| Murchie et al. | Uranium conversion and enrichment | |
| US3429669A (en) | Method of processing nuclear fuel by selective cif fluorination with separation of uf6 and puf4 | |
| RU2093468C1 (en) | Method or preparing uranium dioxide for oxide composition based thereon | |
| RU2204529C2 (en) | Uranium hexafluoride reduction method | |
| RU2090510C1 (en) | Method of processing uranium hexafluoride | |
| JPS62197318A (en) | Production of uranium dioxide | |
| US20230368933A1 (en) | High assay, low enriched uranium deconversion process | |
| Powell | Recovery of Uranium Hexafluoride from a Gas Stream by Absorption in a Fluidized Bed of Uranium Tetrafluoride | |
| RU2093469C1 (en) | Method of preparing saturated fluorides | |
| CA2169473C (en) | Process for obtaining uranium trioxide by direct thermal denitration of uranyl nitrate | |
| JP2002071865A (en) | Manufacturing method for mixed oxide fuel for nuclear reactor | |
| RU2599528C1 (en) | Method of uranium hexafluoride processing into uranium oxide and anhydrous hydrogen fluoride and device for its implementation | |
| RU2275705C2 (en) | Method for recovering heavy-metal fluorides |