RU2398036C1 - Procedure for processing chemical concentrate of natural uranium - Google Patents

Procedure for processing chemical concentrate of natural uranium Download PDF

Info

Publication number
RU2398036C1
RU2398036C1 RU2009111826/02A RU2009111826A RU2398036C1 RU 2398036 C1 RU2398036 C1 RU 2398036C1 RU 2009111826/02 A RU2009111826/02 A RU 2009111826/02A RU 2009111826 A RU2009111826 A RU 2009111826A RU 2398036 C1 RU2398036 C1 RU 2398036C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
uranium
nitric acid
solution
extraction
concentration
Prior art date
Application number
RU2009111826/02A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Сергей Николаевич Круглов (RU)
Сергей Николаевич Круглов
Александр Сергеевич Буйновский (RU)
Александр Сергеевич Буйновский
Михаил Егорович Романов (RU)
Михаил Егорович Романов
Александр Сергеевич Рябов (RU)
Александр Сергеевич Рябов
Татьяна Иннокентьевна Синещёк (RU)
Татьяна Иннокентьевна Синещёк
Геннадий Иванович Степанов (RU)
Геннадий Иванович Степанов
Тимофей Геннадьевич Шикерун (RU)
Тимофей Геннадьевич Шикерун
Original Assignee
Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" filed Critical Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат"
Priority to RU2009111826/02A priority Critical patent/RU2398036C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2398036C1 publication Critical patent/RU2398036C1/en

Links

Abstract

FIELD: metallurgy.
SUBSTANCE: invention refers to procedures for processing chemical concentrate of natural uranium. The procedure consists in dissolving natural uranium in solution of nitric acid, in directing solution to uranium extraction with tri-butyl-phosphate and hydrocarbon thinner, in washing extract with re-extract and in uranium re-extracting. There is dissolved chemical concentrate of natural uranium with increased content of phosphorus and sulphur. Uranium is extracted from solutions with increased concentration of phosphorus and sulphur and with concentration of nitric acid 30÷80 g/l to 60÷75% saturation of extractant with uranium. Also this level of extractant saturation with uranium in the said range in % is maintained not exceeding value equal to (0.3×[HNO3]+51), where [HNO3] is concentration of nitric acid in solution directed to extraction, in g/l.
EFFECT: purification of uranium at minimal uranium losses with raffinate.
2 tbl

Description

Изобретение относится к способам переработки химических концентратов природного урана (ХКПУ), имеющих повышенное содержание примесей серы и фосфора, с использованием экстракционного аффинажа.The invention relates to methods for processing chemical concentrates of natural uranium (HKPU) having a high content of sulfur and phosphorus impurities using extraction refining.

Известно (В.Б.Шевченко, Б.Н.Судариков. Технология урана. М., Госатомиздат, 1961, с.227), что экстракция уранилнитрата трибутилфосфатом резко ухудшается при наличии в растворе, направляемом на экстракцию, ряда примесей - анионов, образующих с ураном комплексные соединения. Наиболее нежелательными из них являются фосфат- и сульфат-ионы. Отрицательное влияние упомянутых анионов на эффективность экстракции связано с уменьшением коэффициента распределения уранилнитрата между органической и водной фазами и заметно проявляется при сравнительно высоких концентрациях анионов, порядка 0,1÷0,2 N и выше (5÷10 г РО4 -3/л или больше).It is known (VB Shevchenko, BN Sudarikov. Uranium technology. M., Gosatomizdat, 1961, p. 227) that the extraction of uranyl nitrate with tributyl phosphate sharply worsens when there are a number of impurities in the solution to be extracted that are anions forming complex compounds with uranium. The most undesirable of them are phosphate and sulfate ions. The negative effect of the above anions on the extraction efficiency is associated with a decrease in the distribution coefficient of uranyl nitrate between the organic and aqueous phases and is noticeably manifested at relatively high concentrations of anions, of the order of 0.1 ÷ 0.2 N and higher (5 ÷ 10 g PO 4 -3 / l or more).

Известен способ (Ч.Харрингтон, А.Рюэле. Технология производства урана. М., Госатомиздат. 1961, сс. 178÷181) экстракционной переработки концентратов природного урана, включающий экстракцию урана 30±2%-ным ТБФ в углеводородном разбавителе из пульпы с содержанием урана 350÷450 г/л и свободной азотной кислоты 0,8÷1,8 моль/л. Экстракцию проводят до насыщения экстрагента ураном 95 г/л (79%-ное насыщение экстрагента ураном). В упомянутом источнике указано, что концентрация азотной кислоты в применяемом интервале зависит от содержания в пульпе сульфатов, для высаливания урана в органическую фазу необходимо большее количество азотной кислоты, чтобы компенсировать вредное влияние сульфат-иона на коэффициенты распределения. Рафинат содержит урана менее 0,1 г/л. Дополнительно уран из рафината не извлекают, и эти количества урана направляют в отходы.A known method (C. Harrington, A. Ruele. Uranium production technology. M., Gosatomizdat. 1961, pp. 178 ÷ 181) extraction processing of natural uranium concentrates, including the extraction of uranium with 30 ± 2% TBP in a hydrocarbon diluent from pulp with the content of uranium 350 ÷ 450 g / l and free nitric acid 0.8 ÷ 1.8 mol / l. The extraction is carried out until the extractant is saturated with uranium 95 g / l (79% saturation of the extractant with uranium). The mentioned source indicates that the concentration of nitric acid in the interval used depends on the content of sulfates in the pulp, for salting out the uranium into the organic phase, a larger amount of nitric acid is needed to compensate for the harmful effect of the sulfate ion on the distribution coefficients. The raffinate contains less than 0.1 g / L of uranium. Additionally, uranium is not recovered from the raffinate, and these quantities of uranium are sent to waste.

Наиболее близким аналогом по совокупности существенных признаков и назначению для заявленного способа является способ переработки химического концентрата природного урана, включающий его растворение в растворе азотной кислоты, направление раствора на экстракцию урана трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе, промывку экстракта с использованием реэкстракта и реэкстракцию урана (Заявка RU 2007130841 А, МПК С22В 60/00, опубл. 20.02.2009 - прототип).The closest analogue in terms of the essential features and purpose of the claimed method is a method of processing a chemical concentrate of natural uranium, including its dissolution in a solution of nitric acid, directing the solution to extract uranium with tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent, washing the extract using a reextract and re-extraction of uranium (Application RU 2007130841 A, IPC С22В 60/00, publ. 02/20/2009 - prototype).

Горнорудные предприятия в настоящее время производят ХКПУ по стандартным техническим требованиям ASTM С 967-02а. В соответствии с этими требованиями концентраты могут содержать: фосфора до 0,70 и серы до 4,0 мас.% к урану [U]. При растворении концентратов в растворе азотной кислоты образуются фосфат- и сульфат-ионы - комплексообразователи уранил-иона. В растворе с концентрацией урана 300÷500 г/л, полученном от растворения в растворе азотной кислоты ХКПУ с максимально допустимым содержанием фосфора и серы и направляемом на экстракцию, содержание фосфат-иона может достичь величины 0,07÷0,11 моль/л (6,4÷10,7 г/л) и сульфат-иона 0,38÷0,63 моль/л (36÷60 г/л).Mining enterprises are currently producing HKPUs according to ASTM standard specifications 967-02a. In accordance with these requirements, concentrates may contain: phosphorus up to 0.70 and sulfur up to 4.0 wt.% To uranium [U]. When concentrates are dissolved in a solution of nitric acid, phosphate and sulfate ions are formed, which are complexing agents of the uranyl ion. In a solution with a uranium concentration of 300 ÷ 500 g / l, obtained by dissolving HKPU with a maximum allowable phosphorus and sulfur content in a nitric acid solution and sent for extraction, the phosphate ion content can reach 0.07 ÷ 0.11 mol / l ( 6.4 ÷ 10.7 g / l) and sulfate ion 0.38 ÷ 0.63 mol / l (36 ÷ 60 g / l).

Задачей изобретения является разработка способа переработки химического концентрата природного урана с повышенным содержанием фосфора и серы, обеспечивающего очистку урана от примесей при минимальных потерях урана с рафинатом.The objective of the invention is to develop a method for processing a chemical concentrate of natural uranium with a high content of phosphorus and sulfur, which ensures the purification of uranium from impurities with minimal losses of uranium with raffinate.

Поставленную задачу решают тем, что в способе переработки химического концентрата природного урана, включающем его растворение в растворе азотной кислоты, направление раствора на экстракцию урана трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе, промывку экстракта с использованием реэкстракта и реэкстракцию урана, растворению подвергают химический концентрат природного урана с повышенным содержанием фосфора и серы, экстракцию урана ведут из растворов с повышенным содержанием фосфора и серы и с концентрацией азотной кислоты 30÷80 г/л до насыщения экстрагента ураном 60÷75%, при этом величину насыщения экстрагента ураном в указанном интервале поддерживают не выше величины, равной (0,3×[НNО3]+51), где [HNO3] - концентрация азотной кислоты в растворе, направляемом на экстракцию, в г/л.The problem is solved by the fact that in the method of processing a chemical concentrate of natural uranium, including its dissolution in a solution of nitric acid, directing the solution to extract uranium with tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent, washing the extract using a reextract and reextracting uranium, the chemical concentrate of natural uranium with a high content is dissolved phosphorus and sulfur, uranium is extracted from solutions with a high content of phosphorus and sulfur and with a concentration of nitric acid 30 ÷ 80 g / l to saturation of the extractant with uranium 60–75%, while the amount of saturation of the extractant with uranium in the indicated interval is maintained no higher than the value equal to (0.3 × [НNО 3 ] +51), where [HNO 3 ] is the concentration of nitric acid in the solution directed to extraction, in g / l.

Способ осуществляют следующим образом.The method is as follows.

Перерабатывали ХКПУ с повышенным содержанием фосфора и серы, близким к предельным значениям, приведенным в ASTM С 967- 02 на концентрат урановой руды.HKPU was processed with a high content of phosphorus and sulfur, close to the limit values given in ASTM C 967-02 for uranium ore concentrate.

Для экстракционной переработки использовали лабораторный каскад смесительно-отстойных экстракторов в составе четырех блоков: экстракционного (5 ступеней), промывного (2 ступени), реэкстракционного (10 ступеней), регенерации (2 ступени). Отработанный промывной раствор из промывного блока поступал в экстракционный блок.For extraction processing, a laboratory cascade of mixing-settling extractors was used consisting of four blocks: extraction (5 steps), washing (2 steps), re-extraction (10 steps), regeneration (2 steps). The spent washing solution from the washing block entered the extraction block.

Исходный раствор уранилнитрата был приготовлен растворением ХКПУ в растворе азотной кислоты и отделен от образовавшегося нерастворимого остатка декантацией. Концентрация уранилнитрата в растворе в пересчете на уран составляла 460÷465 г/л, концентрация свободной азотной кислоты 30÷80 г/л, фосфат-иона 9,9÷10,0 г/л, сульфат-иона 55,2÷55,8 г/л.The initial solution of uranyl nitrate was prepared by dissolving HKPU in a solution of nitric acid and separated from the resulting insoluble residue by decantation. The concentration of uranyl nitrate in solution in terms of uranium was 460 ÷ 465 g / l, the concentration of free nitric acid 30 ÷ 80 g / l, phosphate ion 9.9 ÷ 10.0 g / l, sulfate ion 55.2 ÷ 55, 8 g / l

В опытах 1÷6 экстракцию осуществляли 30%-ным ТБФ в углеводородном разбавителе до 60÷85%-ного насыщения экстрагента ураном (до содержания урана в экстрактах 72÷102 г/л). В опытах 1, 2, 3 экстракцию осуществляли до содержания урана в экстрактах 72÷90 г/л (60÷75%-ное насыщение экстрагента ураном), при этом величину насыщения в % в указанном интервале поддерживали не выше величины (0,3×[НNO3]+51), где [НNО3] - концентрация в исходном растворе азотной кислоты в г/л. Упомянутое соотношение получено экспериментальным путем. В опытах 4, 5, 6 насыщение экстрагента ураном и концентрация азотной кислоты в исходном растворе не соответствуют заявляемым условиям.In experiments 1–6, extraction was carried out with 30% TBP in a hydrocarbon diluent up to 60–85% saturation of the extractant with uranium (up to the content of uranium in the extracts of 72–102 g / l). In experiments 1, 2, 3, extraction was carried out until the uranium content in the extracts was 72–90 g / l (60–75% saturation of the extractant with uranium), while the saturation value in% in the indicated interval was maintained no higher than the value (0.3 × [НNO 3 ] +51), where [НNО 3 ] is the concentration in the initial solution of nitric acid in g / l. The mentioned ratio is obtained experimentally. In experiments 4, 5, 6, saturation of the extractant with uranium and the concentration of nitric acid in the initial solution do not meet the claimed conditions.

Степень насыщения экстрагента ураном обеспечивали соотношением фаз O:В.The degree of saturation of the extractant with uranium was provided by an O: B phase ratio.

Экстракт промывали реэкстрактом при соотношении фаз O:В, равном 10:1, и промытый экстракт направляли на реэкстракцию.The extract was washed with a reextract at an O: B phase ratio of 10: 1, and the washed extract was sent for reextraction.

Результаты опытов приведены в таблице 1.The results of the experiments are shown in table 1.

Таблица 1Table 1 №опытаNo. of experience Исходный раствор [НNO3], г/лStock solution [HNO 3 ], g / l ЭкстрактExtract Рафинат [U], г/лRaffinate [U], g / l [U], г/л[U], g / l Степень насыщения, %The degree of saturation,% 1one 30thirty 7272 6060 <0,01<0.01 22 8080 9090 7575 <0,01<0.01 33 8080 7272 6060 <0,01<0.01 4four 8080 9595 7979 0,090.09 55 5555 8585 7171 0,100.10 66 8080 102102 8585 1,401.40

Как видно из таблицы 1, заявляемый способ обеспечивает минимальное содержание урана в рафинатах.As can be seen from table 1, the inventive method provides a minimum content of uranium in the raffinates.

Реэкстракты анализировали на содержание примесей. Результаты экстракционного аффинажа природного урана в опытах 1, 2, 3 (по заявляемому способу) приведены в таблице 2.Reextracts were analyzed for impurities. The results of extraction refining of natural uranium in experiments 1, 2, 3 (by the present method) are shown in table 2.

Таблица 2table 2 ЭлементыItems Содержание элементов, мас.% к UThe content of elements, wt.% To U По ASTM С 967-02аAccording to ASTM C 967-02a Исходный растворStock solution РеэкстрактReextract по ASTM С 787-03according to ASTM C 787-03 опыт 1experience 1 опыт 2experience 2 опыт 3experience 3 AsAs 0,100.10 0,090.09 <3×10-4 <3 × 10 -4 <3×10-4 <3 × 10 -4 <3×10-4 <3 × 10 -4 <3×10-4 <3 × 10 -4 FF 0,100.10 0,100.10 отсутствуетabsent отсутствуетabsent отсутствуетabsent отсутствуетabsent PP 0,700.70 0,800.80 <5×10-3 <5 × 10 -3 <5×10-3 <5 × 10 -3 <5×10-3 <5 × 10 -3 <5×10-3 <5 × 10 -3 SS 4,004.00 4,104.10 отсутствуетabsent отсутствуетabsent отсутствуетabsent отсутствуетabsent ВAT 0,0050.005 0,0030.003 1×l0-4 1 × l0 -4 1×10-4 1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 CrCr -- 0,200.20 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 1×10-3 1 × 10 -3 NbNb -- 0,100.10 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 SiSi 0,5 (SiO2)0.5 (SiO 2 ) 0,64 (SiO2)0.64 (SiO 2 ) 3×10-3 3 × 10 -3 5×10-3 5 × 10 -3 2×10-3 2 × 10 -3 1×10-2 1 × 10 -2 MoMo 0,10.1 0,010.01 1×l0-4 1 × l0 -4 1×10-4 1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 1,4×10-4 1.4 × 10 -4 ТаThat -- 0,100.10 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 TiTi 0,010.01 0,030,03 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 WW -- 0,010.01 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 1,4×10-4 1.4 × 10 -4 VV 0,060.06 0,050.05 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 1,4×10-4 1.4 × 10 -4 Al*Al * -- 0,050.05 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 ** Ba*Ba * -- 0,300.30 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 ** Be*Be * -- 0,0030.003 <1×10-5 <1 × 10 -5 <1×10-5 <1 × 10 -5 <1×10-5 <1 × 10 -5 ** Ca*Ca * 0,050.05 0,0750,075 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 ** Cu*Cu * -- 0,030,03 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 ** Fe*Fe * 0,150.15 0,230.23 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 ** Pb*Pb * -- 0,300.30 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 ** Li*Li * -- 0,030,03 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 <1×10-4 <1 × 10 -4 **

ЭлементыItems Содержание элементов, мас.% к UThe content of elements, wt.% To U По ASTM С 967-02аAccording to ASTM C 967-02a Исходный растворStock solution РеэкстрактReextract по ASTM С 787-03according to ASTM C 787-03 опыт 1experience 1 опыт 2experience 2 опыт 3experience 3 Mg*Mg * 0,020.02 0,240.24 <1×l0-3 <1 × l0 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 ** Mn*Mn * -- 1,21,2 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 ** Ni*Ni * -- 0,100.10 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 ** К*TO* 0,20.2 2,02.0 1×10-4 1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 ** Na*Na * 0,50.5 >10 > 10 5×10-3 5 × 10 -3 3×10-3 3 × 10 -3 3×10-3 3 × 10 -3 ** Th*Th * 1,01,0 1,17*10-5 1.17 * 10 -5 1×10-4 1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 1×10-4 1 × 10 -4 ** Zr*Zr * 0,010.01 <0,10<0.10 <1×l0-3 <1 × l0 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 <1×10-3 <1 × 10 -3 ** *- общее содержание примесей, образующих нелетучие фториды, не должно превышать 300 мкг на г U или 3×10-2%* - the total content of impurities forming non-volatile fluorides should not exceed 300 μg per g U or 3 × 10 -2 %

Как видно из таблицы 2, заявляемый способ обеспечивает необходимую очистку урана от примесей (в соответствии с требованиями ASTM С 787- 03 на гексафторид урана для обогащения).As can be seen from table 2, the inventive method provides the necessary purification of uranium from impurities (in accordance with the requirements of ASTM C 787-03 on uranium hexafluoride for enrichment).

Таким образом, заявленный способ обеспечивает очистку урана от примесей при переработке ХКПУ с повышенным содержанием фосфора и серы, а также уменьшает потери урана с рафинатом (<0,01 г/л).Thus, the claimed method provides for the purification of uranium from impurities during the processing of HKPU with a high content of phosphorus and sulfur, and also reduces the loss of uranium with raffinate (<0.01 g / l).

Claims (1)

Способ переработки химического концентрата природного урана, включающий его растворение в растворе азотной кислоты, направление раствора на экстракцию урана трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе, промывку экстракта с использованием реэкстракта и реэкстракцию урана, отличающийся тем, что растворению подвергают химический концентрат природного урана с повышенным содержанием фосфора и серы, экстракцию урана ведут из растворов с повышенным содержанием фосфора и серы и с концентрацией азотной кислоты 30÷80 г/л до насыщения экстрагента ураном 60÷75%, при этом величину насыщения экстрагента ураном в указанном интервале, %, поддерживают не выше величины, равной (0,3·[НNO3]+51), где [НNО3] - концентрация азотной кислоты в растворе, направляемом на экстракцию, г/л. A method of processing a chemical concentrate of natural uranium, including its dissolution in a solution of nitric acid, directing the solution to extract uranium with tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent, washing the extract using a reextract and reextracting uranium, characterized in that the chemical concentrate of natural uranium with a high content of phosphorus and sulfur is subjected to dissolution , uranium extraction is carried out from solutions with a high content of phosphorus and sulfur and with a concentration of nitric acid of 30 ÷ 80 g / l until saturation of extra gent with uranium 60–75%, while the saturation of the extractant with uranium in the specified range,%, is maintained no higher than the value equal to (0.3 · [НNO 3 ] +51), where [НNО 3 ] is the concentration of nitric acid in the solution, directed to the extraction, g / l.
RU2009111826/02A 2009-03-30 2009-03-30 Procedure for processing chemical concentrate of natural uranium RU2398036C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2009111826/02A RU2398036C1 (en) 2009-03-30 2009-03-30 Procedure for processing chemical concentrate of natural uranium

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2009111826/02A RU2398036C1 (en) 2009-03-30 2009-03-30 Procedure for processing chemical concentrate of natural uranium

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2398036C1 true RU2398036C1 (en) 2010-08-27

Family

ID=42798762

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2009111826/02A RU2398036C1 (en) 2009-03-30 2009-03-30 Procedure for processing chemical concentrate of natural uranium

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2398036C1 (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2490348C1 (en) * 2012-01-11 2013-08-20 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Method of processing chemical concentrate of natural uranium
RU2496898C1 (en) * 2012-02-21 2013-10-27 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Method of processing chemical concentrate of natural uranium
RU2503732C1 (en) * 2012-07-10 2014-01-10 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Method of processing natural-origin uranium-bearing ore
RU2514557C1 (en) * 2012-12-03 2014-04-27 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Preparation of uranium-bearing stock for extraction

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
ХАРРИНГТОН Ч., РЮЭЛЕ А. Технология производства урана. - М.: Госатомиздат, 1961, с.178-186. *

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2490348C1 (en) * 2012-01-11 2013-08-20 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Method of processing chemical concentrate of natural uranium
RU2496898C1 (en) * 2012-02-21 2013-10-27 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Method of processing chemical concentrate of natural uranium
RU2503732C1 (en) * 2012-07-10 2014-01-10 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Method of processing natural-origin uranium-bearing ore
RU2514557C1 (en) * 2012-12-03 2014-04-27 Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" Preparation of uranium-bearing stock for extraction

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9102999B2 (en) Methods of recovering scandium from titanium residue streams
RU2517651C1 (en) Method for solvent refining of nitrate solutions containing rare-earth metals
RU2360988C2 (en) Treatment method of concentrates of natural uranium
RU2398036C1 (en) Procedure for processing chemical concentrate of natural uranium
AU598671B2 (en) Process for the recovery of germanium from solutions that contain it
CN107922994B (en) Tungsten and vanadium separation
CN110467229B (en) Method for purifying nickel sulfate
CN106350671A (en) Method for purifying and enriching vanadium from stone coal pickle liquor
CN105734283B (en) A kind of method that Zn, Cu, Ge, Ga are extracted from containing Zn, Cu, Ge, Ga, Fe material
RU2769875C2 (en) Method for producing raw materials for leaching
ES2261944T3 (en) A PROCESS FOR THE RECOVERY OF HIGH PURITY URANIUM FROM WEAK PHOSPHORIC ACID OF FERTILIZING QUALITY.
JP5867727B2 (en) Separation method of rare earth elements
CA1079424A (en) Process for treating nitric effluents
CN109852796A (en) A kind of method of nickel sulfate solution nickel and sodium extraction and separation
US20150078965A1 (en) Extraction of Uranium From Wet-Process Phosphoric Acid
US2754174A (en) Treatment of salt solutions to
El-Hazek et al. Direct uranium extraction from dihydrate and hemi-dihydrate wet process phosphoric acids by liquid emulsion membrane
RU2595672C1 (en) Method of processing rare-earth elements concentrate
RU2490348C1 (en) Method of processing chemical concentrate of natural uranium
RU2713766C1 (en) Method of separating yttrium and ytterbium from titanium impurities
RU2496898C1 (en) Method of processing chemical concentrate of natural uranium
RU2654818C1 (en) Method for palladium recovery from the acidic copper-containing solution
RU2434961C1 (en) Procedure for processing uranium ore
JPS631245B2 (en)
RU2545953C2 (en) Method of extracting molybdenum-99 from solution of irradiated uranium targets

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20110331