Способ получения диоксида урана

Авторы патента:

Котов Александр Юрьевич (RU)

Репников Владимир Михайлович (RU)

Вишневский Вячеслав Юрьевич (RU)

Дьяков Евгений Константинович (RU)

C01G43/025 - диоксид урана

Владельцы патента RU 2522619:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") (RU)
Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") (RU)

Изобретение относится к области неорганической химии, в частности к металлургии урана и производству соединений урана, и может быть использовано в химической и ядерных технологиях. Способ получения диоксида урана заключается в гидрировании металлического урана при температуре 200-220°С, дегидрировании при температуре 470-500°С и окислении при температуре 600-800°С в потоке смеси водорода и паров воды в соотношении 40:1-1,2 (мольн. доли). Изобретение обеспечивает повышение дисперсности и удельной поверхности порошка диоксида урана, получения диоксида урана с кислородным коэффициентом близким к стехиометрическому, а также сокращение длительности процесса. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к области неорганической химии, в частности к металлургии урана и производству соединений урана, и может быть использовано в химической и ядерной технологиях.

Известен способ получения оксида урана, заключающийся в нагреве урана в среде кислородсодержащего агента при температуре 500÷900°С (Ю.Н. Сокурский и др. Уран и его сплавы. Москва, Атомиздат, 1971, с.222 - 224).

Недостатком известного способа является то, что при указанных температурах окисления образуется не диоксид урана (UO₂), а закись-окись урана (U₃O₈), которая в дальнейшем подвергается восстановлению до двуокиси урана, и в дальнейшем используется для получения ядерного горючего.

Известен способ получения оксида урана, заключающийся в окислении металлического урана в среде кислородсодержащего агента при температуре 500 - 900°С и последующей выдержке без нагрева внешним источником до прекращения процесса (патент РФ №2 247 076, МПК⁷ C01G 43/01, опубл. 27.02.2005).

Конечным продуктом, получаемым в соответствии с известным способом окисления, является закись-окись урана (U₃O₈), которая в дальнейшим подвергается восстановлению в атмосфере водорода до диоксида урана и последующему использованию в качестве ядерного горючего.

Наиболее близким к заявленному изобретению по технической сущности и достигаемому результату является способ получения диоксида урана, заключающийся в окислении металлического урана в кислородсодержащей среде (пары воды) при температуре до 500°С (Я.М. Стерлин, Металлургия урана. Государственное издательство литературы в области атомной науке и технике. Москва, 1962, с.64-69).

Недостатком известного способа получения диоксида урана является существенный разброс в крупности частиц (10÷100 мкм), низкая удельная поверхность, неравномерность окисления различных по крупности зерен урана, т.е. разброс по содержанию кислорода (кислородного коэффициента) и низкая производительность.

Задачей заявленного изобретения является повышение дисперсности и удельной поверхности получаемого порошка диоксида урана, повышение его стехиометрии, а также повышение производительности процесса.

Поставленная задача достигается тем, что в способе получения диоксида урана, включающем окисление металлического урана в парах воды, перед окислением металлический уран гидрируют при температуре 200÷220°С, затем дегидрируют при температуре 470÷500°С, а окисление проводят при температуре 600÷800°С в потоке смеси водорода и паров воды в соотношении 40:1÷1,2 (мольн. доли).

В процессе окисления осуществляют циркуляцию водорода по замкнутому контуру.

Причинно-следственная связь между параметрами заявленного способа получения диоксида урана и поставленной задачей заключается в том, что при гидрировании металлического порошка получается мелкодисперсный порошок гидрида урана (1÷3 мкм), при последующем дегидрировании сохраняется дисперсность порошка, что обеспечивает высокую его активность при последующем его окислении. Соотношение расхода водорода и водяного пара установлено экспериментально и обеспечивает поддержание температуры процесса на уровне 600÷800°С равномерно по всему объему и, следовательно, получение порошка строго стехиометрического состава и повышение производительности процесса за счет снятия избыточного тепловыделения.

Пример осуществления.

Металлический уран в виде пластины 100×50×10 мм массой 1 кг помещали в реакционную емкость, которую вакуумировали до остаточного давления 10^-2 мм рт.ст., заполняли водородом из баллона до давления 2 МПа и нагревали до температуры 200÷220°С. Гидрирование проводили до прекращения падения давления в реакционной емкости, что свидетельствовало о завершении процесса гидрирования урана.

Процесс дегидрирования урана проводили при температуре 470÷500°С, выделяющийся водород перекачивали в буферную емкость, а затем в исходный баллон с водородом. О завершении процесса дегидрирования судили по прекращению роста давления водорода в баллоне.

Перед непосредственным использованием при окислении урана, водород нагревали до температуры 150÷180°С, а воду - до температуры кипения. Водород и пары воды в соотношении 40:1÷1,2 (мольн. доли) продували по замкнутому контуру через слой порошка урана в реакционной емкости. В расчете на 1 кг урана расход воды составлял 2,5 г/мин. Процесс окисления урана составлял 1 час.

Полученный порошок диоксида урана имел дисперсность 1÷3 мкм, удельную поверхность - 1,12 м²/г, кислородный коэффициент - UO_2,01.

В таблице приведены примеры получения диоксида урана в соответствии с заявленным изобретением (№№1 - 3) и известным способом (№4).

Как следует из приведенных в таблице данных предложенный способ получения диоксида урана обеспечивает в сравнении с известным способом повышение дисперсности и удельной поверхности порошка диоксида урана, близкий к стехиометрическому кислородный коэффициент диоксида урана и сокращение длительности процесса.

Таблица
№№ примеров	Температура гидрирования, °С	Температура дегидрирования, °С	Окисление	Дисперсность, мкм	Удельная поверхность, м²/г	Кислородный коэффициент	Длительность процесса, ч
Температура, °С	Соотношение H₂O и Н₂(мольн. доли)
1	200	470	600	1:40	1 - 3	1,4	2,011	3,3
2	210	485	700	1,1:40	1 - 3	1,2	2,010	3,1
3	220	500	800	1,2:40	1 - 3	1,1	2,009	2,9
4 извест-ный способ	-	-	500	-	10-100	0,6	2,04 - 2,06	10 - 15

1. Способ получения диоксида урана, включающий окисление металлического урана в парах воды, отличающийся тем, что перед окислением металлический уран гидрируют при температуре 200-220°С, затем дегидрируют при температуре 470-500°С, а окисление проводят при температуре 600-800°С в потоке смеси водорода и паров воды в соотношении 40:1-1,2 (мольн. доли).

2. Способ получения диоксида урана по п.1, отличающийся тем, что осуществляют циркуляцию водорода по замкнутому контуру.

Изобретение относится к способу приготовления оксалатов актиноидов. Способ включает осаждение одного актиноида или соосаждение большего числа актиноидов в форме частиц оксалата в псевдоожиженном слое приведением в контакт водного раствора, содержащего актиноид или актиноиды, с водным раствором щавелевой кислоты или соли щавелевой кислоты и сбор частиц оксалата.

Способ изготовления керамических топливных таблеток с выгорающим поглотителем для ядерных реакторов // 2504032

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в технологии производства спеченных керамических топливных таблеток с выгорающим поглотителем для ядерных реакторов.

Способ получения сферических частиц горючего или ядерного топлива // 2459766

Изобретение относится к способу получения сферических частиц горючего или ядерного топлива из оксида группы тяжелых металлов урана, плутония или их смесей. .

Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана // 2446107

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения смешанного диоксида урана и плутония (UO 2-PuO2) для изготовления ядерного топлива. .

Способ получения порошка диоксида урана // 2415084

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения оксидов урана для изготовления ядерного топлива для атомных станций. .

Способ получения порошка диоксида урана методом пирогидролиза и установка для его осуществления // 2381993

Способ изготовления таблетированного топлива для тепловыделяющих элементов ядерного реактора и линия для осуществления способа // 2344502

Изобретение относится к области ядерной технологии и может найти применение на предприятиях по изготовлению таблетированного ядерного топлива для энергетических реакторов.

Способ получения таблетированного топлива на основе порошка диоксида урана // 2296106

Изобретение относится к области получения ТВЭЛ для атомных электростанций и может быть использовано в технологии изготовления ядерного керамического топлива с введением жидкой смазки.

Способ сульфидирования порошка uo2 и способ изготовления таблеток ядерного топлива на основе uo2 или смесей окислов (u, pu)o2 с добавлением серы // 2286611

Способ переработки фторидов тяжелых металлов // 2275705

Изобретение относится к области атомной техники. .

Способ получения порошков нитрида урана // 2522814

Изобретение относится к порошковой металлургии и может быть использовано для получения исходного сырья для изготовления нитридного ядерного топлива. Способ получения порошка нитрида урана включает нагрев металлического урана, который осуществляют в вакуумируемой реакционной емкости при остаточном давлении 10-1÷10-2 мм рт.ст. и температуре 250÷300°С, с последующим напуском водорода до давления 750÷800 мм рт.ст. Гидрирование урана проводят в течение времени, которое определяют по заданной формуле. Реакционную емкость с полученным порошком гидрида урана подвергают повторному вакуумированию при температуре, не превышающей 220°С, до достижения остаточного давления в реакционной емкости 10-1÷10-2 мм рт.ст. Азотирование полученного порошка гидрида урана осуществляют в протоке азота при температуре 250÷300°С, при этом регулируют давление в реакционной емкости от 1 до 800 мм рт.ст. в зависимости от изменения площади реакционной поверхности порошка гидрида урана. Обеспечивается увеличение дисперсности порошков нитрида урана и снижение длительности процесса их получения. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 1 пр.

Способ получения диоксида урана в форме зерен сферической и неправильной формы // 2538255

Изобретение относится к способу получения диоксида урана в виде зерен сферической и неправильной формы. Способ включает растворение при интенсивном перемешивании оксида урана UO3 или UO2(NO3)2×6H2O в органической кислоте, предпочтительно в аскорбиновой кислоте, обработку полученного аскорбиново-гидрокси-уранового золя и термообработку полученного геля при температуре 550°C и скорости нагрева 5°C/мин в воздушной среде до образования U3O8, после чего полученный оксид восстанавливают в атмосфере водорода и/или аргона, предпочтительно в атмосфере водорода, при температуре 1100°C до образования диоксида урана в виде зерен сферической или неправильной формы. Изобретение обеспечивает упрощение процесса и сокращение времени получения диоксида урана, а также снижение расходов. 5 н.п. ф-лы, 5 пр.

Способ получения порошка диоксида урана // 2542317

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового оксидного ядерного топлива. Способ получения порошка диоксида урана заключается в нагревании смеси раствора уранилнитрата и гидразингидрата, взятого в двухкратном мольном избытке по отношению к уранилнитрату, до температуры 80 - 95°C в реакторе с гидрозатвором, последующей температурной выдержке полученной суспензии уранилгидразината до образования гидратированного диоксида урана, фильтрации и прокалке гидратированного диоксида урана в неокисляющей атмосфере при температуре равной 280°C. Изобретение обеспечивает упрощение способа получения порошка диоксида урана, а также понижение давления и понижение температуры процесса реагентной денитрации. 4 з.п. ф-лы, 4 ил., 4 пр.

Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана // 2554626

Изобретение относится к радиохимической промышленности и ядерной энергетике, направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O2 и может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных комплексов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95-70 и 5-30 мас.% соответственно с гидразингидратом с получением смешанного аморфного соединения урана и плутония, выдержку смешанного аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе при температуре 80-90°C в течение не менее 3,5 часов до получения осадка мелкодисперсного порошка гомогенно смешанного гидратированного диоксида урана и плутония, отделение осадка от маточного раствора и его нагрев до температуры 280-300°C до образования целевого продукта. Изобретение обеспечивает экономически целесообразный, несложный и менее энергоемкий способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана. 1 з.п. ф-лы, 6 ил., 2 пр.

Способ получения порошка диоксида урана из гексафторида урана и установка для его осуществления // 2567633

Группа изобретений относится к области металлургии, а именно к способу получению порошка диоксида урана методом пирогидролиза и к установке для его осуществления. Способ включает подачу в предварительно разогретую первую реакционную зону реакционной камеры гексафторида урана и водяного пара, которые вступают в реакцию с образованием уранилфторида, подачу во вторую реакционную зону реакционной камеры смеси водяного пара и водорода для восстановления в ней полученного в первой реакционной зоне уранилфторида до диоксида урана. При этом подачу смеси водяного пара и водорода во вторую реакционную зону осуществляют через сопла, расположенные в ее конической части, в вертикальные трубы, расположенные соосно соплам, для создания в трубах восходящих прямоточных двухфазных потоков, которые преобразуются в криволинейные потоки дефлекторами в сепарационной зоне, для предварительного разделения твердой и газообразной фаз. После чего во вторую реакционную зону оседают отделенные в сепарационной зоне частицы, образуя циркулирующий слой смеси порошков уранилфторида и диоксида урана. После постепенного накопления объема смеси порошков диоксида урана и уранилфторида процесс подачи водяного пара и гексафторида урана прекращают, а вместо этого начинают подавать водород. Далее происходит процесс довосстановления уранилфторида в диоксид урана и затем выгрузка товарного порошка диоксида урана. Изобретение обеспечивает получение порошка диоксида урана с улучшенным качеством и повышение производительности. 2 н. и 2 з. п. ф - лы, 2 ил.

Способ получения таблетированного диоксида урана // 2577272

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при получении таблеток из диоксида урана для высокотемпературных вентилируемых твэлов преимущественно термоэмиссионных реакторов-преобразователей (ТРП) встроенного типа. Способ получения таблетированного диоксида урана включает измельчение спеченных заготовок из диоксида урана, приготовление шихты на основе измельченных заготовок с добавлением высокоактивного мелкодиперсного порошка диоксида урана и связки, прессование и спекание таблеток. При этом шихту формируют из исходных измельченных заготовок с фракционным составом в диапазоне 200 - 315 мкм и высокоактивного мелкодисперсного порошка диоксида урана в количестве 8 - 12 % масс. Изобретение обеспечивает получение таблеток диоксида урана с преимущественным размером пор 20 - 60 мкм при общей пористости 10 - 20 % в обеспечении формирования оптимальной структуры диоксида урана в начальный период эксплуатации твэла. 2 ил.

Способ получения твёрдого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана // 2598943

Изобретение относится к радиохимической промышленности и ядерной энергетике и направлено на получение смешанного диоксида (U,Pu)O2, которое может быть использовано для изготовления ядерного смешанного уран-плутониевого МОКС-топлива реакторов ВВЭР-1000 и реакторов на быстрых нейтронах (БН-600, БН-800) атомных станций. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных комплексов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95-70 и 5-30 мас.% соответственно с гидразингидратом при мольном отношении гидразингидрат : уран, плутоний, равном 2, с получением смешанного аморфного соединения урана и плутония, выдержку смешанного аморфного соединения урана и плутония в маточном растворе при температуре 80-90°C в течение не менее 3,5 часов до получения осадка мелкодисперсного порошка гомогенно смешанного гидратированного диоксида урана и плутония, отделение осадка от маточного раствора и его нагрев до температуры 280-300°C до образования целевого продукта. Изобретение обеспечивает экономически целесообразный, несложный и менее энергоемкий способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана. 1 з.п. ф-лы, 6 ил., 2 пр.

Способ получения оксигалогенида, и/или оксида актинида(ов), и/или лантанида(ов) из среды, содержащей по крайней мере одну расплавленную соль // 2610067

Изобретение относится к способу получения оксихлорида и/или оксида актинида(ов), и/или лантанида(ов) из хлорида актинида(ов), и/или лантаноида(ов), присутствующего в среде, содержащей по крайней мере одну расплавленную соль типа хлорида. Способ включает стадию взаимодействия хлорида актинида(ов) и/или лантанида(ов) с влажным инертным газом. Изобретение обеспечивает эффективное получение оксигалогенидов и/или оксида актинида(ов), и/или лантанида(ов), а также образование с элементами актинидов или лантанидов, продуктов, отличных от оксигалогенидов или оксидов, и исключение загрязнения катионами среды, содержащей расплавленную соль, упрощая рециркуляцию расплавленных солей. 10 з.п. ф-лы, 3 пр.