Способ очистки урана от плутония
Авторы патента:
Изобретение относится к области получения соединений для топлива ядерных реакторов, в частности к очистке урана от плутония. Уран и плутоний извлекают в растворы трибутилфосфата в инертном разбавителе. Проводят промывку экстракта, насыщенного по урану, раствором азотной кислоты, содержащим железо (II) и гидразин. Затем проводят вторую промывку экстракта 0,5 моль/л раствором азотной кислоты, содержащим по 0,5 - 1 г/л щавелевой и диэтилентриаминпентауксусной кислот. 2 табл., 1 ил.
Предлагаемый способ предназначен для очистки возвратного высокообогащенного урана от плутония с целью дальнейшего его использования в качестве топлива реакторов на быстрых и тепловых нейтронах.
Этот уран из-за повышенного содержания в нем плутония (1 - 30 мк/кг урана) не может быть реализован как на внутреннем, так и на внешнем рынках. Предприятия, изготовляющие топливо и ТВС, предъявляют жесткие требования по содержанию плутония. Так, например, американские фирмы первоначально ограничили содержание плутония на уровне не более 1 мкг/кг, а позднее выставили условием содержание плутония в уране на уровне 0,1 мкг/кг. Таким образом, коэффициенты очистки урана от плутония должны быть более - 105. Существующие экстракционные способы разделения урана и плутония растворами ТБФ в инертном разбавителе только за три экстракционных цикла очистки позволяют достигнуть коэффициентов очистки урана от плутония - 3


Формула изобретения
Способ очистки урана от плутония, включающий извлечение урана и плутония в растворы трибутилфосфата в инертном разбавителе, промывку насыщенного по урану экстракта раствором азотной кислоты, содержащим железо (II), гидразин, отличающийся тем, что проводят вторую промывку экстракта 0,5 моль/л раствором азотной кислоты, содержащим по 0,5 - 1 г/л щавелевой и диэтилентриаминпентауксусной кислот.РИСУНКИ
Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4
Похожие патенты:
Изобретение относится к технологии переработки отработанного ядерного топлива, а именно выделению из высокоактивных отходов от переработки ядерного топлива АЭС фракций ТПЭ и РЗЭ
Устройство для растворения ядерного топлива измельченных тепловыделяющих сборок атомных реакторов // 2105361
Изобретение относится к устройствам для растворения ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС различных атомных реакторов
Изобретение относится к технологии переработки отработавшего ядерного топлива
Аппарат для растворения ядерного топлива // 2075250
Способ переработки урансодержащих композиций // 2106029
Изобретение относится к способам переработки урансодержащих композиций, а именно к переработке уран-бериллиевых композиций, содержащих 1-90 мас
Устройство для растворения ядерного топлива измельченных тепловыделяющих сборок атомных реакторов // 2105361
Изобретение относится к устройствам для растворения ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов и может быть использовано на радиохимических заводах по регенерации ядерного топлива отработавших ТВС различных атомных реакторов
Изобретение относится к области экстракционной переработки облученного ядерного топлива
Газогенераторная установка // 2021639
Механизм для измельчения топливных стержней // 1574091
Изобретение относится к механизмам дробления топливных стержней и может быть использовано в атомной промышленности
Изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано для получения тонкодисперсной закиси-окиси урана окислением бракованных таблеток твердого керамического топлива
Изобретение относится к производству твердого керамического ядерного топлива для сборки тепловыделяющихся элементов (ТВЭЛ), а именно к способам получения мелкодисперсной закиси-окиси урана окислением бракованных таблеток твердого керамического топлива
Изобретение относится к составу и технологии изготовления топлива для реакторов на быстрых нейтронах
Изобретение относится к технике растворения двуокисей трансурановых элементов (ТУЭ), в частности двуокисей плутония и нептуния и топлив на их основе, наработки сырья (и утилизации отходов) для тепловых изотопных источников тока на основе плутония-238, регенерации плутония и нептуния из некондиционных продуктов соответствующих производств, скрапа и отходов
Изобретение относится к экстракции редкоземельных элементов (РЗЭ) и актинидных элементов (АЭ) и может быть использовано в процессах выделения РЗЭ и АЭ из жидких высокоактивных отходов (ВАО) переработки облученного ядерного топлива
Изобретение относится к экстракции редкоземельных (РЗЭ) ии трансплутониевых (ТПЭ) элементов и может быть использовано как в аналитической химии, так и в процессах выделения РЗЭ и ТПЭ из жидких отходов от переработки облученного ядерного топлива
Изобретение относится к области радиохимической технологии, а именно к способам переработки радиоактивных растворов, и может быть использовано для выделения индивидуальных редкоземельных элементов в гидрометаллургии, а также в аналитических целях