RU2446493C2 - Способ получения нитратов актинидов - Google Patents

Способ получения нитратов актинидов Download PDF

Info

Publication number
RU2446493C2
RU2446493C2 RU2009132814/07A RU2009132814A RU2446493C2 RU 2446493 C2 RU2446493 C2 RU 2446493C2 RU 2009132814/07 A RU2009132814/07 A RU 2009132814/07A RU 2009132814 A RU2009132814 A RU 2009132814A RU 2446493 C2 RU2446493 C2 RU 2446493C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
actinide
nitrates
nitrogen
uranium
oxides
Prior art date
Application number
RU2009132814/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2009132814A (ru
Inventor
Василий Иванович Безносюк (RU)
Василий Иванович Безносюк
Владимир Викторович Бондин (RU)
Владимир Викторович Бондин
Сергей Иванович Бычков (RU)
Сергей Иванович Бычков
Петр Михайлович Гаврилов (RU)
Петр Михайлович Гаврилов
Александр Александрович Лумпов (RU)
Александр Александрович Лумпов
Андрей Анатольевич Мурзин (RU)
Андрей Анатольевич Мурзин
Юрий Александрович Ревенко (RU)
Юрий Александрович Ревенко
Надежда Валентиновна Рябкова (RU)
Надежда Валентиновна Рябкова
Юрий Степанович Федоров (RU)
Юрий Степанович Федоров
Анжелика Викторовна Хаперская (RU)
Анжелика Викторовна Хаперская
Андрей Юрьевич Шадрин (RU)
Андрей Юрьевич Шадрин
Original Assignee
Российская Федерация в лице Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" (госзаказчик)
Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (исполнитель)
Федеральное Государственное унитарное предприятие "Горно-Химический Комбинат" (исполнитель)
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 Российская Федерация в лице Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" (госзаказчик), Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-производственное объединение "Радиевый институт им. В.Г. Хлопина" (исполнитель), Федеральное Государственное унитарное предприятие "Горно-Химический Комбинат" (исполнитель) filed Critical Российская Федерация в лице Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" (госзаказчик)
Priority to RU2009132814/07A priority Critical patent/RU2446493C2/ru
Publication of RU2009132814A publication Critical patent/RU2009132814A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2446493C2 publication Critical patent/RU2446493C2/ru

Links

Landscapes

  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
  • Catalysts (AREA)

Abstract

Изобретение относится к неорганической химии, в частности к способу получения азотнокислых солей урана и актинидов. Способ получения нитратов актинидов включает обработку актинидов или их соединений тетраоксидом азота в присутствии воды. Подачу тетраоксида азота в реакционный сосуд осуществляют в смеси с воздухом или кислородом и процесс проводят при нормальном давлении и температуре от 25°С до 95°С. Изобретение обеспечивает простой удобный перевод соединений актинидов в нитраты, позволяющий увеличить степень использования окислов азота, то есть сократить сброс их в атмосферу. 2 з.п. ф-лы, 3 табл., 3 пр.

Description

Изобретение относится к неорганической химии, в частности к способу получения азотнокислых солей урана и актинидов, и предлагает альтернативный путь преобразования исходных материалов, содержащих металлический уран и оксиды, нитриды и карбиды урана, и других ядерных материалов в гидратированные нитраты, т.е. продукты, удобные для дальнейшей переработки.
Известны способы получения азотнокислых солей актинидов, например растворением металлического урана, диоксида урана или других оксидов в азотной кислоте. В результате получают раствор нитрата уранила с большим избытком кислоты. Для получения соли гидратированного нитрата уранила проводились операции выделения солей обычным способом: фильтрация, упаривание, охлаждение, отфильтровывание выпавших кристаллов, промывка и сушка.
Известен способ растворения оксидов урана с получением нитратов уранила с помощью диоксида азота, растворенного в трибутилфосфате и тетрахлорэтилене (Кузнецов А.Ю., Бучихин Е.П., Шаталов В.В. "Совмещенное нитрование и экстракция урана и его оксидов" XIII Всероссийская конференция по экстракции, тезисы докладов, часть 2, с.202, М., 2004). Недостатком данного метода является то, что для получения нитрата в виде гидратированной соли необходимо проведение дополнительных процессов реэкстракции и отгонки растворителя, применение водной химии.
Известен способ растворения оксидов урана с получением нитратов уранила путем взаимодействия безводных оксидов урана с тетраоксидом азота при температуре 25°С (А.Н.Мурин, В.Д.Нефедов. "Радиохимия и химия ядерных процессов" ГНТИ химической литературы, с.517. Л., 1960). Продуктом взаимодействия является аддукт нитрата уранила и диоксида азота UO2(ON3)2·NO2. Нагревание его до температуры 163°С в вакууме приводит к образованию безводного нитрата уранила. Недостатками этого способа являются высокая температура плавления получаемого аддукта, а также безводного нитрата уранила.
Известен способ получения нитратов уранила путем растворения металлического урана и оксидов актинидов в азотной кислоте с регенерацией отходящих газов (В.М.Вдовенко. "Современная радиохимия". М.: Атомиздат, 1969, с.543). Недостатком способа является получение растворов нитратов актинидов с высокой концентрацией избыточной азотной кислоты.
Наиболее близким к заявляемому является "Способ получения нитратов актинидов" путем непосредственной реакции актинидов или оксида актинида со смесью тетраоксида азота - вода в герметичной емкости при избыточном давлении 0,5-1,0 МПа и повышенной температуре 100-140°С, взятый в качестве прототипа (RU 2295789 С1, опубликовано 20.03.2007, бюл. №8). Недостатками прототипа являются высокое давление при проведении процесса и возможность резкого "взрывного" его нарастания, особенно при растворении высокодисперсных оксидов и металлического урана за счет практически мгновенного контакта растворяемого вещества с образующейся концентрированной (18-23 моль/л) азотной кислотой (Chiotti P., Rogers A., AECD-2974, Metall Progress, 60, (30), 60-65 (Sept. 1951) - Цит. по Руководство по неорганическому синтезу, т.4, с.1285, Редактор Г. Брауэр. М.: Мир, 1985). Кроме того, используется не более половины окислов азота, а остальная часть сбрасывается и требует улавливания.
Задачей данного изобретения является увеличение степени использования окислов азота, то есть сокращение сброса их в атмосферу. Это особенно важно при растворении оксидов актинидов в радиохимическом производстве.
Поставленная задача достигается тем, что получение гидратированных нитратов актинидов проводят путем непосредственной реакции актинидов или соединений, содержащих актинид, со смесью тетраоксида азота - вода, подаваемых непосредственно в реакционный сосуд при нормальном давлении и температуре 25-95°С. В качестве соединений актинидов, которые подвергаются обработке, используют оксиды, нитриды, карбиды. Отходящие газы используют путем их доокисления и возврата в голову процесса. В качестве окислителей используют воздух или кислород.
Предложенные примеры иллюстрируют возможности применения данного способа.
Пример 1
Навески препаратов актиноидов из расчета содержания в них 5 г урана помещают в реакционный сосуд, добавляют количество воды из расчета образования раствора нитрата уранила с заданной концентрацией. Смесь термостатируют при заданной температуре. Затем в реакционный сосуд подают пары N2O4 в смеси с воздухом или кислородом или инертным газом под атмосферным давлением. После полного растворения навески определяют концентрацию урана и азотной кислоты в полученном растворе. Данные приведены в табл.1.
Figure 00000001
Пример 2
Навески препаратов актиноидов из расчета содержания в них 5 г урана помещают в реакционный сосуд, добавляют количество воды из расчета образования раствора нитрата уранила с заданной концентрацией. Смесь термостатируют при заданной температуре. Затем в реакционный сосуд подают пары N2O4 в смеси с воздухом или кислородом или инертным газом под атмосферным давлением, со скоростью, обеспечивающей полное поглощение NO2 в растворе. Выходящие из раствора газы проходят через контактную емкость с насадкой для увеличения времени пребывания в емкости и циркуляционным насосом возвращаются в реакционный сосуд. После полного растворения навески определяют концентрацию урана и азотной кислоты в полученном растворе. Данные приведены в табл.2.
Figure 00000002
Пример 3
Навески препаратов актиноидов из расчета содержания в них 5 г урана помещают в автоклав, добавляют стехиометрическое количество воды из расчета образования гексагидрата нитрата уранила. Жидкий N2O4 помещают в стакан, установленный выше уровня воды. Автоклав герметизируют, термостатируют при заданной температуре и поворачивают в горизонтальное положение, обеспечивая смешение фаз. После выдержки при заданной температуре определяют полноту растворения препарата и концентрации урана и азотной кислоты в растворе. Данные приведены в табл.3.
Figure 00000003
Приведенные примеры показывают, что возможно получение растворов нитратов актинидов в широком диапазоне концентрации металлов, и, в отличие от аналогов, избыток азотной кислоты не является необходимым. Это гарантирует плавное течение процесса растворения и исключает возможное неконтролируемое развитие реакции в случае контакта азотной кислоты с мелкодисперсными порошками.
В отличие от прототипа, по предлагаемому способу условия проведения позволяют провести процесс быстро и эффективно без использования высокого давления, с доокислением и возвратом в процесс окислов азота и сокращением сброса их в атмосферу.

Claims (3)

1. Способ получения нитратов актинидов, включающий обработку актинидов или их соединений тетраоксидом азота в присутствии воды, отличающийся тем, что подачу тетраоксида азота в реакционный сосуд осуществляют в смеси с воздухом или кислородом и процесс проводят при нормальном давлении и температуре от 25°С до 95°С.
2. Способ по п.1, отличающийся тем, что процесс проводят с доокислением отходящих газов до тетраоксида азота и возвратом окисленных газов в голову процесса.
3. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве соединений актинидов обработке подвергают оксиды, карбиды или нитриды.
RU2009132814/07A 2009-08-31 2009-08-31 Способ получения нитратов актинидов RU2446493C2 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2009132814/07A RU2446493C2 (ru) 2009-08-31 2009-08-31 Способ получения нитратов актинидов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2009132814/07A RU2446493C2 (ru) 2009-08-31 2009-08-31 Способ получения нитратов актинидов

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2009132814A RU2009132814A (ru) 2011-03-10
RU2446493C2 true RU2446493C2 (ru) 2012-03-27

Family

ID=46031053

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2009132814/07A RU2446493C2 (ru) 2009-08-31 2009-08-31 Способ получения нитратов актинидов

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2446493C2 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2568729C1 (ru) * 2014-10-15 2015-11-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ приготовления анион-дефицитных растворов нитрата уранила
RU2626764C1 (ru) * 2016-08-22 2017-08-01 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4656015A (en) * 1984-09-17 1987-04-07 General Electric Company Continuous process for the production of powdered uranium dioxide from uranyl nitrate
SU1595014A1 (ru) * 1989-01-26 1997-03-20 В.И. Марченко Способ получения соединений урана (iv) или плутония (iii)
JP2005187220A (ja) * 2003-12-24 2005-07-14 Nuclear Fuel Ind Ltd 硝酸ウラニル溶液の調製方法
RU2295789C1 (ru) * 2005-10-10 2007-03-20 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Способ получения нитратов актинидов (варианты)

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4656015A (en) * 1984-09-17 1987-04-07 General Electric Company Continuous process for the production of powdered uranium dioxide from uranyl nitrate
SU1595014A1 (ru) * 1989-01-26 1997-03-20 В.И. Марченко Способ получения соединений урана (iv) или плутония (iii)
JP2005187220A (ja) * 2003-12-24 2005-07-14 Nuclear Fuel Ind Ltd 硝酸ウラニル溶液の調製方法
RU2295789C1 (ru) * 2005-10-10 2007-03-20 Российская Федерация в лице Федерального агентства по атомной энергии Способ получения нитратов актинидов (варианты)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2568729C1 (ru) * 2014-10-15 2015-11-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ приготовления анион-дефицитных растворов нитрата уранила
RU2626764C1 (ru) * 2016-08-22 2017-08-01 Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива

Also Published As

Publication number Publication date
RU2009132814A (ru) 2011-03-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1226992A (zh) 离子型液体溶剂
RU2446493C2 (ru) Способ получения нитратов актинидов
Mishra et al. Development of a continuous homogeneous process for denitration by treatment with formaldehyde
US7288664B2 (en) Reverse Kleiner method for manufacturing nitrogen dioxide, nitric oxide, nitric acid, metallic ascorbates and alkyl ascorbates of vitamin C
CN105384622A (zh) 一种环己烷氧化制己二酸的工艺方法
RU2704310C1 (ru) Способ растворения некондиционной таблетированной продукции производства мокс-топлива
RU2295789C1 (ru) Способ получения нитратов актинидов (варианты)
US3981960A (en) Reprocessing method of caramic nuclear fuels in low-melting nitrate molten salts
EA021703B1 (ru) Способ регулируемого окисления раствора, содержащего двухвалентное железо
CN106278916B (zh) 一种甘氨酸铜的制备方法
RU2015157473A (ru) Способ получения смешанных оксидов урана и плутония
RU2626764C1 (ru) Способ растворения волоксидированного облученного ядерного топлива
JPS6034502B2 (ja) プルトニウムの還元方法
EP0489494A1 (en) Catalyst recovery process
JPS59111931A (ja) PuO↓2含有結晶の製造方法
JP7386519B2 (ja) 前処理方法、白金族金属の抽出方法、および白金族金属の抽出システム
CN109266852B (zh) 一种利用有机酸优先萃取铪的锆铪分离方法
RU2295168C1 (ru) Способ экстракционного аффинажа урана
US1039325A (en) Process of making nitrates and nitric acid.
RU2354728C2 (ru) Способ экстракционной переработки регенерированного урана
RU2201398C1 (ru) Способ растворения оксидов урана
RU2038292C1 (ru) Способ получения азотнокислой соли металла
CN110482619A (zh) 一种硝酸铂溶液的合成方法
RU2654536C1 (ru) Способ окислительной обработки (волоксидации) облученного ядерного топлива
CA1339825C (fr) Procede et installation de preparation de tetrafluorure d'uranium