RU2314582C1 - Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства - Google Patents
Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства Download PDFInfo
- Publication number
- RU2314582C1 RU2314582C1 RU2006124616A RU2006124616A RU2314582C1 RU 2314582 C1 RU2314582 C1 RU 2314582C1 RU 2006124616 A RU2006124616 A RU 2006124616A RU 2006124616 A RU2006124616 A RU 2006124616A RU 2314582 C1 RU2314582 C1 RU 2314582C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- waste
- aluminum
- solution
- mixture
- 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
- 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
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к технологии переработки бракованных и невостребованных твэлов с алюминиевой оболочкой и сердечником из уран-алюминиевой композиции. Отходы помещают в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия и затем, при снижении температуры смеси до 60-70°С, в смесь вводят азотную кислоту и выдерживают полученную смесь при температуре 80±10°С. В дальнейшем смесь подвергают фильтрации и извлекают уран экстракцией. Изобретение позволяет удешевить переработку отходов и уменьшить потери урана.
Description
1. Область техники, к которой относится изобретение.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к технологии переработки бракованных и невостребованных твэлов с алюминиевой оболочкой и сердечником из уран-алюминиевой композиции.
2. Уровень техники.
Известен способ переработки уран-алюминиевых отходов, заключающийся в том, что отходы растворяют в азотной кислоте в присутствии азотнокислой ртути в качестве катализатора (1,0 г/л по ртути), раствор фильтруют и извлекают уран путем экстракции (см., например, "Переработка ядерного горючего", Атомиздат, Москва, 1964, с.76-81).
При реализации этого способа возникают технические трудности в связи с жесткими требованиями экологической безопасности по содержанию ртути в сбросных водах (0,001 мг/л).
С предлагаемым способом этот способ переработки совпадает по факту применения для растворения уран-алюминиевых отходов азотной кислоты с последующей фильтрацией раствора и экстракционным извлечением урана.
Известен также способ переработки уран-алюминиевых отходов, заключающийся в том, что отходы обрабатывают раствором гидроксида натрия в присутствии нитрата натрия, отделяют урансодержащие частицы от образующегося щелочного раствора алюмината натрия и растворяют урансодержащие частицы в азотной кислоте с последующей фильтрацией раствора и экстракционным извлечением урана (см., например, "Переработка ядерного горючего", Атомиздат, Москва, 1964, с.42-44, 82-86).
Поскольку смесь урансодержащих частиц и щелочного раствора алюмината натрия характеризуется высокой плотностью и вязкостью, то реализация этого способа связана с необходимостью применения специализированного отгоночного оборудования (центрифуг) и значительными потерями урана.
С предлагаемым способом этот способ переработки совпадает по фактам применения для растворения уран-алюминиевых отходов раствора гидроксида натрия и нитрата натрия и азотной кислоты с последующей фильтрацией раствора и экстракционным извлечением урана.
По совокупности существенных признаков последний способ наиболее близок к заявляемому и выбран в качестве прототипа.
3. Сущность изобретения
Предлагается способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства, заключающийся в том, что отходы помещают в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия и затем, при снижении температуры смеси до 60-70°C, в смесь вводят азотную кислоту и выдерживают полученную смесь при температуре 80±10°C. В дальнейшем смесь подвергают фильтрации и извлекают уран экстракцией.
От прототипа предлагаемый способ отличается тем, что азотную кислоту вводят в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия с помещенными в него отходами при снижении его температуры до 60-70°C и выдерживают полученную смесь при температуре 80±10°C в течение двух часов.
В предлагаемом способе введение азотной кислоты и обеспечение указанных температурных режимов обеспечивает разрушение алюмината натрия и растворение осадка гидроксида алюминия. Таким образом, в предлагаемом способе практически исключается образование гидроксидом алюминия жестких конгломератов размером в несколько миллиметров, внутри которых заключены урансодержащие частицы.
Таким образом, реализация предлагаемого способа не требует специализированного отгоночного оборудования, позволяет удешевить переработку отходов и уменьшить потери урана.
4. Сведения, подтверждающие возможность осуществления изобретения
В качестве примера реализации предлагаемого способа приведем параметры конкретного процесса переработки уран-алюминиевых отходов.
В реактор емкостью 400 л загружается 28 л воды и 4,2 кг нитрата натрия. Перемешивание проводится сжатым воздухом до полного растворения соли, после чего в реактор подается навеска 2,8 кг уран-алюминиевых материалов при массе алюминия 2,27 кг и заливается 13 л 30%-ного раствора гидроксида натрия. Растворение идет с выделением тепла; за 7-10 мин температура достигает максимума (110°C) и через 30-40 мин начинает медленно снижаться. Процессы при этом описываются следующими уравнениями:
Al+0,85NaOH+1,05NaNО3→NaAlO2+0,9NaNО2+0,15NH3↑+0,2H2О
NaAlO+2H2О→Na[Al(OH)4]
При достижении температуры 60-70°C в реактор заливается 75 л 10-молярной азотной кислоты. После нейтрализации избытка щелочи происходит разрушение алюмината натрия с выпадением в осадок гидроксида алюминия с последующим его растворением. Эти реакции продолжаются 10-15 мин и сопровождаются значительным выделением тепла. После подъема температуры до 95-100°C она начинает снижаться и для ее удержания на уровне 80±10°C в рубашку реактора подается пар. При этом в течение двух часов урансодержащие частицы (UO2, UAl4) растворяются в 3-молярном растворе азотной кислоты при перемешивании сжатым воздухом и механической мешалкой. Идущие реакции описываются следующими уравнениями:
Na[Al(OH)4]+HNO3→NaNO3+Al(ОН)3↓+Н2O
Al(ОН)3+3HNO3→Al(NO3)3+3Н2O
3UO2+8HNO3→3UO2(NO3)2+2NO↑+4H2O
UAl4+20HNO3→UO2(NO3)2+4Al(NO3)3+6NO↑+10Н2O
U+4HNO3→UO2(NO3)2+2NO↑+2H2O
2NO+O2(воздух)→2NO2
3NO2+H2O→2HNO3+NO
По истечении двух часов в реактор заливается вода до объема 280-300 л, раствор перемешивается в течение 30 мин и после фильтрации поступает в установки экстракционного извлечения урана. Подаваемый на экстракцию раствор имеет состав: кислотность 1,2-1,3 моль/л по HNO3, концентрация урана 0,5-1 г/л, нитрат алюминия 60-130 г/л, нитрат натрия 50-60 г/л. Присутствие в растворе значительных количеств нитратов натрия и алюминия благоприятно сказывается на эффективности процесса экстракции в целом: извлечение урана повышается с 89% до 99,4%.
Реэкстракт направляется на осаждение диураната аммония, который далее прокаливается до закиси-окиси урана, пригодной для изготовления товарной продукции.
Claims (1)
- Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства, заключающийся в том, что отходы помещают в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия и затем обрабатывают азотной кислотой с последующей фильтрацией и экстракционным извлечением урана, отличающийся тем, что азотную кислоту вводят в раствор гидроксида натрия и нитрата натрия с помещенными в него отходами при снижении его температуры до 60-70°С и выдерживают полученную смесь при температуре (80±10)°С в течение 2 ч.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006124616A RU2314582C1 (ru) | 2006-07-10 | 2006-07-10 | Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2006124616A RU2314582C1 (ru) | 2006-07-10 | 2006-07-10 | Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2314582C1 true RU2314582C1 (ru) | 2008-01-10 |
Family
ID=39020277
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2006124616A RU2314582C1 (ru) | 2006-07-10 | 2006-07-10 | Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2314582C1 (ru) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2646535C1 (ru) * | 2017-04-12 | 2018-03-06 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Способ переработки отходов ядерного производства |
-
2006
- 2006-07-10 RU RU2006124616A patent/RU2314582C1/ru active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Столер С.М и др. Переработка ядерного горючего, М., Атомиздат, 1964, с.76-86. * |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2646535C1 (ru) * | 2017-04-12 | 2018-03-06 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Способ переработки отходов ядерного производства |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2457264C2 (ru) | Извлечение свинца в форме высокочистых карбонатов свинца из отработанных свинцовых батарей, включая электродную пасту | |
| US4069296A (en) | Process for the extraction of aluminum from aluminum ores | |
| CN112919507B (zh) | 一种提取铝电解质中锂盐的方法 | |
| CN102828025B (zh) | 从石煤钒矿中提取v2o5的方法 | |
| CN110668483A (zh) | 电解铝碳渣制备氟化铝的方法 | |
| CN102851502A (zh) | 一种萃取分离铍的方法 | |
| RU2314582C1 (ru) | Способ переработки уран-алюминиевых отходов ядерного производства | |
| RU2315716C2 (ru) | Способ переработки химического концентрата природного урана | |
| CN113234942B (zh) | 一种浸出煤矸石中镓钒的方法 | |
| CN111893327A (zh) | 一种利用混酸分解白钨精矿短流程高效制备氧化钨的方法 | |
| CA1086444A (en) | Process for loading weak-acid ion exchange resin with uranium | |
| US2849286A (en) | Method of processing monazite sand | |
| CN116287722A (zh) | 一种从铝锂电解质中回收锂的方法 | |
| EP0327851B1 (en) | Method for recovering casting refractory compositions from investment casting slurries and from cores | |
| JPH0534286B2 (ru) | ||
| CN114927253A (zh) | 一种碳酸盐溶液溶解处理铀氧化物或乏燃料氧化物的方法 | |
| US3146063A (en) | Process for separating scandium from mixtures containing scandium and thorium values | |
| RU2188157C2 (ru) | Способ извлечения тория из водных растворов, содержащих редкоземельные металлы | |
| CN110468275B (zh) | 除去稀土沉淀物中硫酸根的方法及由该方法得到的产品 | |
| GB880046A (en) | Process for separation of thorium from uranium | |
| CN106834689A (zh) | 从含锆固体废料中分离锆和稀土的方法 | |
| RU2379776C1 (ru) | Способ переработки уран-циркониевых отходов | |
| RU2379774C1 (ru) | Способ переработки отходов ядерного производства | |
| CN110484754B (zh) | 除去稀土沉淀物中硫酸根的方法及由该方法得到的产品 | |
| US2905524A (en) | Method of separating uranium and thorium from each other |