Способ получения оксидов урана

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 оксидов урана под действием микроволнового излучения осуществляют путем нагревания уранилнитрата. При этом используют твердый уранилнитрат, предварительно обработанный гидразингидратом. Процесс проводят при температуре 600-1000°С в течение 10-30 минут. Изобретение позволяет упростить способ получения оксидов урана за счет использования твердого уранилнитрата в процессе микроволновой термической денитрации при взаимодействии с гидразингидратом с исключением образования водных растворов-отходов при проведении процесса, уменьшить время проведения процесса. 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл., 4 пр.

 

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового и смешанного уран-плутониевого оксидного ядерного топлива для сборки тепловыделяющих элементов ядерных реакторов атомных электростанций, в том числе реакторных установок на быстрых нейтронах.

Известен способ получения диоксида урана [RU 2158971 C1, МПК G21C 3/62, опубл. 10.11.2000], по которому проводят гидролиз гексафторида урана, экстракцию урана из азотнокислого раствора 30% раствором трибутилфосфата в органическом разбавителе, его реэкстракцию в водный кислый раствор, осаждения полиураната аммония гидроксидом аммония при рН 6,6-8,0 с последующей фильтрацией, сушкой-прокалкой при 450-600°С и восстановлением в токе водорода при 680-720°С.

По другому способу [RU 2296106, МПК C01G 43/025, опубл. 27.03.2007] диоксид урана получают обработкой 25%-ным раствором аммиака, предварительно приготовленного водного раствора уранилнитрата с содержанием урана 50-100 г/дм3 с поддержанием значения рН не менее 6,6 при осаждении полиураната аммония. Далее следуют промежуточные стадии (фильтрация, сушка) с получением порошка полиураната аммония, его термическим разложением при 500°С и последующим восстановлением при 670-730°С, что приводит к получению диоксида урана.

Известен способ получения диоксида урана [Заявка ФРГ, N 2693977, МПК С01С 43/02, 1978], пригодного для изготовления таблетированного ядерного топлива, методом осаждения пероксида урана. Для получения пероксида урана через раствор уранилнитрата (~100 г/л по урану) пропускают смесь аммиака и воздуха для нейтрализации избыточной кислотности до рН среды ~2, затем в раствор добавляют до ~20 масс. % водного раствора перекиси водорода и молярного соотношение уран : перекись водорода = 1 : 1,5-3. Пероксид урана после отделения от маточного раствора прокаливают при температуре 500-800°С с последующим восстановлением до диоксида урана при 550-750°С.

Известен способ получения диоксида урана [RU 2415084, МПК C01G 43/025, опубл. 27.03.2011], согласно которому при добавлении к азотнокислому раствору уранилнитрата восстановителя - хлорида гидроксиламина и аммиачной воды до рН 7 получают, в зависимости от температурных условий, малорастворимые соединения: моногидрат диаквадигидроксиламинат уранила [UO22О)2(NH2O)2]·Н2О или безводный дигидроксиламинат уранила UO2(NH2O)2, термическое разложение которых приводит к образованию UO2 в инертной атмосфере в температурном интервале 200-400°С. Восстановителем U(VI) до U(IV) при термическом разложении указанного соединения служит координированный с ионом уранила лиганд гидроксиламина.

Во всех перечисленных способах исходным веществом является раствор уранилнитрата, из которого, добавляя соответствующие реагенты и используя многоступенчатых процессы, получают диоксид урана. По своей сути все описанные выше способы переработки раствора уранилнитрата являются способами многостадийной термической реагентной денитрации, осуществляемой в растворах и приводящей к образованию маточных растворов, подлежащих дальнейшей утилизации тем или иным способом. Это является их главным недостатком.

Известен способ [RU 2404925 С2, МПК C01G 43/01, опубл. 27.11.2010], при котором оксиды урана получают нагреванием смеси раствора уранилнитрата и аминоуксусной кислоты (глицин) при температуре 180-220°С в автоклавном режиме. Глицин берут в количестве 90-140% от стехиометрии. При этом в зависимости от соотношения уранилнитрат : аминокислота, могут образовываться UO3, U3O8 или UO2.

Недостатком и этого метода также является использование для термической денитрации водного раствора уранилнитрата с вытекающими отсюда последствиями по переработке остающегося маточного раствора, являющимся жидким радиоактивным отходом.

Наиболее близким к предлагаемому способу и выбранным в качестве прототипа является способ [US 4364859 G21F 9/08, опубл. 21.12.82], при котором оксиды урана получают денитрацией раствора нитрата уранила до 500 г/л по урану в две стадии: выпаривание раствора под действием СВЧ-излучения с последующей денитрацией полученного продукта в другом устройстве в атмосфере водорода с получением оксидов. Недостаток метода - необходимость использования двух стадий при получении диоксида урана, первая из которых связана с упариванием раствора.

Задачей, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, является разработка технологичного способа получения порошков оксидов урана в одну стадию, что сокращает время проведения процесса.

Техническим результатом является упрощение способа получения оксидов урана за счет использования твердого уранилнитрата в виде соли гексагидрата нитрата уранила (ГНУ), в процессе микроволновой термической денитрации при взаимодействии с гидразингидратом с исключением образования водных растворов-отходов при проведении процесса, уменьшение времени проведения процесса.

Технический результат достигается в способе получения оксидов урана под действием микроволнового излучения путем нагревания уранилнитрата, причем используют твердый уранилнитрат, предварительно обработанный гидразингидратом, причем процесс проводят при температуре 600-1000°С в течение 10-30 минут.

Процесс осуществляют в восстановительной атмосфере смеси водорода с аргоном при содержании до 10 объемных % водорода с получением диоксида урана или процесс осуществляют в атмосфере воздуха с получением октооксидатриурана.

Способ осуществляется следующим способом.

Порошок оксида урана получают при микроволновом воздействии на твердый уранилнитрат, находящийся в кварцевом сосуде, через горловину которого проходит трубка для подачи в объем сосуда требуемой атмосферы. На поверхность порошка уранилнитрата вносится гидразингидрат при мольном соотношении ГНУ к N2H4, равном 1:0,05-0,15. Гидразингидрат является инициатором процесса поглощения СВЧ-излучения, и разогрев всей массы уранилнитрата происходит лавинообразно от точки внесения гидразингидрата. Процесс проводят в диапазоне 600-1000°С в течение 10-30 мин.

В этих условиях при подаче микроволнового излучения гидразингидрат выступает в роли инициатора процесса поглощения СВЧ-излучения и разогрев всей массы уранилнитрата происходит лавинообразно от точки внесения гидразингидрата. При этом уранилнитрат подвергается процессу денитрации с образованием оксидов урана.

При подаче в колбу восстановительной атмосферы смеси водорода с аргоном в процессе денитрации уранилнитрата сразу образуется диоксид урана.

Если процесс проводится при контакте с атмосферой воздуха, образуется триуранооктооксид.

Сущность заявляемого изобретения поясняется следующими таблицами и прилагаемыми иллюстрациями.

В табл. 1. приведены данные гравиметрических определений исследуемых образцов и расчетные величины потери веса при микроволновом термическом разложении ГНУ (1000°С) в восстановительной атмосфере.

В табл. 2 даны результаты радиометрического определения содержания урана в образцах оксидов, полученных при микроволновой денитрации уранилнитрата при температуре 1000°С в восстановительной атмосфере.

Для определения содержания валентных форм урана в полученных оксидах проводили их растворение в смеси 4 моль/л HCl с 0,05 моль/л HF.

После чего записывали спектр поглощения полученного раствора. Содержание U(IV) в растворе определяли при длине волны 650 нм. Для определения U(VI) в образце этот же раствор контактировали с амальгамой цинка, при этом ионы уранила восстанавливаются до U(IV). После этого повторно записывали спектр раствора и по разнице оптической плотности при длине волны 650 нм двух спектров определяли содержание U(VI) в анализируемом образце.

На фиг. 1 показаны спектры 1 и 2 раствора оксида, полученного при термическом разложении соли гексагидрата нитрата уранила (ГНУ) в восстановительной атмосфере до (1) и после контакта этого же раствора (2) с амальгамой цинка.

На фиг. 2 - спектры 1 и 2 раствора оксида, полученного при термическом разложении ГНУ в атмосфере воздуха до (1) и после контакта раствора (2) с амальгамой цинка.

Примеры реализации способов

Пример 1

Порошок соли гексагидрата нитрата уранила (ГНУ) 12 г помещали в реакционный кварцевый сосуд. Поверхность смачивали 0,1 мл гидразингидрата (мольное соотношение ГНУ к N2H4 составляет 1:0,1) и помещали в МВ-печь «SAMSUNG, модель MW83UR» с частотой излучения 2450 МГц и мощностью 800 Вт. Через тефлоновую трубку, проходящую через горловину колбы, во внутренний объем печи подавали смесь водорода с аргоном, содержащую до 10 объемных % Н2 для создания восстановительной атмосферы. Процесс микроволновой денитрации начинали кратковременной ~2-минутной подачей излучения при мощности 800 Вт, после чего переходили на 10-минутный режим излучения при мощности 300 Вт, при котором температура образующегося продукта достигала 1000°С. В этом режиме магнетрон включался на 12 сек, затем отключался на 18 сек, в течение которых продукт остывал. В общей сложности процесс длился 10 мин.

Образовавшийся в денитрационном процессе продукт анализировали методами гравиметрии, спектрофотометрии и радиометрии. Полученные данные приведены в табл. 1 и 2 и на фиг. 1. Как видно из таблицы 1, найденная потеря веса всех обработанных образцов соответствует теоритическому значению перехода UO2(NO3)2·6H2O в UO2. Общее содержание урана в полученных образцах также соответствует химической форме UO2. Спектр раствора (фиг. 1 кривая А) незначительно изменился после обработки раствора с амальгамой цинка. Все выполненные аналитические измерения однозначно свидетельствуют о получении диоксида урана в процессе денитрационного термолиза в восстановительной атмосфере.

Пример 2

Способ осуществляли как в примере 1 в том же микроволновом режиме термической денитрации образца, однако процесс проводили в условиях доступа атмосферы воздуха в реакционный объем колбы. Из разницы оптических плотностей раствора (кривая А фиг. 2) полученного образца и его контакта с амальгамой цинка (кривая Б фиг. 2) определено, что содержание U(VI) близко к теоретическому содержанию U(VI) в оксиде U3O8.

Пример 3

Порошок соли гексагидрата нитрата уранила (ГНУ) 67 г помещали в реакционный кварцевый сосуд. Поверхность смачивали 0,25 мл гидразингидрата (мольное соотношение ГНУ к N2H4 составляет 1:0,05) и помещали в МВ-печь. Через тефлоновую трубку, проходящую через горловину колбы, во внутренний объем печи подавали смесь водорода с аргоном, содержащую до 10 объемных % Н2 для создания восстановительной атмосферы. Процесс микроволновой денитрации проводили при мощности 300 Вт при котором температура образующегося продукта достигала 600°С. В ходе процесса денитрации через каждые 10 минут проводили остановку и перемешивание полученного продукта. Общее время СВЧ-обработки составило 30 минут. По результатам анализа полученный продукт состоял на 99% из диоксида урана.

Пример 4.

Способ осуществляли как в примере 3, но время СВЧ-обработки составляло 15 минут, перемешивание не осуществлялось. По результатам анализа полученный порошок содержал 85% UO2.

При проведении процесса при температуре менее 600°С происходит неполное разложение уранилнитрата и восстановление до диоксида урана. Уменьшение температуры менее 10 минут приводит к замедлению скорости восстановления.

Увеличение времени денитрации выше 30 минут и температуры более 1000°С нецелесообразно в связи с экономически необоснованными затратами энергии и расхода восстановительной атмосферы водорода с аргоном.

Таким образом, заявляемый способ приводит к быстрому образованию целевого продукта без каких-либо промежуточных стадий и без возникновения растворов-отходов, за исключением образования газовой фазы с парами воды, аммиака и окислов азота.

1. Способ получения оксидов урана под действием микроволнового излучения путем нагревания уранилнитрата, отличающийся тем, что используют твердый уранилнитрат, предварительно обработанный гидразингидратом, а процесс проводят при температуре 600-1000°С в течение 10-30 минут.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что процесс осуществляют в восстановительной атмосфере смеси водорода с аргоном, содержащей до 10 объемных % водорода, с получением диоксида урана.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что процесс осуществляют в атмосфере воздуха с получением октооксидатриурана.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики и касается, в частности, вопросов обращения с жидкими радиоактивными отходами, образующимися при работе атомных электростанций.
Изобретение относится к области охраны окружающей среды, а точнее к области переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) к захоронению. Способ подготовки твердой фазы жидких радиоактивных отходов к захоронению включает разделение жидких радиоактивных отходов на жидкую и твердую фазы.

Изобретение относится к полимерным композициям, применяемым в ядерной технике, а именно для кондиционирования низко- и среднеактивных отработанных ионообменных смол (ИОС).

Изобретение предпочтительно относится к способу уменьшения количества тритиевого водорода, выделяемого атомной промышленностью в процессе работы с радиоактивными отходами.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к переработке высокоактивных отходов, получаемых при переочистке диоксида плутония, используемого при изготовлении смешанного уран-плутониевого топлива.

Изобретение относится к устройству для сушки сверхвысокими частотами отработанных радиоактивных ионообменных смол. Заявленное устройство содержит основание (1), емкость загрузочную (2), кран шаровой (3), дозатор (4), камеру загрузочную (14) с патрубками (15) и ротором (20), реактор с прямоугольным волноводом (27), патрубком (26) и съемным вкладышем - обечайкой (28), переходник (35), шиберы (29, 30), подъемник (41), приводы (31), емкость для сбора обработанного материала (42), термоскоп (16), влагомер (18), вакуумный насос, конденсатор пара, тензометрические датчики веса, генератор ЭМП СВЧ диапазона (36), волноводный ферритовый вентиль (37), источник тока (40), стойку управления с аппаратурой управления и контроля (37), устройство снабжено вертикальным поршневым дозатором (4), состоящим из корпуса, штока, поршня, клапана впускного, фланца клапана впускного, пружины клапана впускного, выпускного клапана, пружины выпускного клапана, привода подачи поршня, выводным патрубком загрузочной камеры с влагомером, выводным патрубком загрузочной камеры с термоскопом, выводным патрубком реактора (25) с вакуумным насосом, конденсатором пара, соединенным с вакуумным насосом, установленным внутри реактора съемным вкладышем-обечайкой, не менее чем тремя тензометрическими датчиками веса, переходником, нижний фланец которого имеет внутреннюю кольцевую конусную проточку, системой блокировки привода пиноли ротора, системой блокировки привода заслонки шибера.

Изобретение относится к средствам обращения с жидкими радиоактивными отходами. Способ переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО) содержит следующие основные стадии: подача исходного раствора ЖРО, выпаривание ЖРО, корректировка рН исходного раствора, добавление активированного пиролюзита к исходному раствору, перемешивание полученной суспензии, нагрев суспензии, отвод выделяющегося пара с последующей его конденсацией, отбор проб выделяющихся газов и их хроматографический анализ, образование сухого остатка, а также цементирование сухого остатка.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к ионообменной технологии переработки борсодержащих вод в системе регенерации борной кислоты из теплоносителя на АЭС с реакторами типа ВВЭР.

Изобретение относится к способу иммобилизации жидких содержащих тритий радиоактивных отходов. Способ заключается в отверждении жидких содержащих тритий радиоактивных отходов в устойчивой кристаллической матрице, получаемой путем обезвоживания кристаллогидрата соли металла, удаления кристаллизационной воды.

Изобретение относится к технологии радиационной обработки различных объектов и может быть использовано в области медицины, пищевой промышленности и обработки различных материалов.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, направлено на сохранение природных ресурсов и защиту среды обитания человека, изобретение может быть использовано для локализации радиоактивных отходов, в частности донных отложений, загрязненных радионуклидами. Способ переработки радиоактивных донных отложений включает их смешение с веществом, обеспечивающим их заключение в керамическую матрицу, и выдержку до окончания схватывания. При этом смешение компонентов производится одновременно при непосредственном заполнении контейнера матричными материалами и донными отложениями в виде суспензий. В качестве вещества, обеспечивающего заключение донных отложений в форму керамической матрицы, используют такие связующие, как вода, дигидрофосфат калия, оксид магния, фосфоросодержащий модификатор, при следующем соотношении компонентов, мас.%: донное отложение 2,5; KH2PO4 3; Н2O 2; MgO 1; фосфоросодержащий модификатор 0,0425. В способе возможно использование воды, предварительно охлажденной до 8-10°C. Техническим результатом является повышение экологической безопасности хранения радиоактивных донных отложений за счет повышения эффективности процесса перемешивания отходов, оптимизации времени их отверждения и снижения скорости выщелачивания радионуклидов из матрицы. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 3 табл., 1 пр.

Изобретение относится к фильтровальному устройству для фильтрации содержащего радиоактивные аэрозоли и газообразный радиоактивный йод газового потока. Фильтровальное устройство для фильтрации газового потока содержит закрытый герметично для текучей среды корпус, по меньшей мере, с одним входом для неочищенного газа, одним выходом для очищенного газа и одним содержащим фильтрующую среду фильтрующим элементом, который расположен в корпусе так, что подлежащий фильтрации газовый поток попадает от одного входа для неочищенного газа в выход для очищенного газа только через фильтрующий элемент. В устройстве предусмотрен, по меньшей мере, один трубный элемент, который проходит через корпус, таким образом от первого проточного поперечного сечения ко второму проточному поперечному сечению, которое, при рассматривании в вертикальном направлении, лежит над первым проточным поперечным сечением, что все внутреннее пространство трубного элемента находится в контакте исключительно с текучей средой, окружающий фильтровальное устройство. Изобретение позволяет повысить о твод тепла. 68 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для испытаний оборудования в технологии переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Способ приготовления имитатора для отработки процессов осветления продуктов кислотного растворения отработавшего ядерного топлива заключается в получении тонкодисперсной модельной суспензии, содержащей химически инертную в азотнокислых средах твердофазную композицию. В состав композиции входят более одного компонента, представляющие собой тонкодисперсные гидратированные оксидные и металлидные формы, которые вносят в виде отдельно приготовленных порошков путем диспергирования в жидкости с получением концентрации частиц твердой фазы 10-35000 мг/л, плотности частиц твердой фазы 4,4-6,5 г/см3, размера частиц твердой фазы 50-2500 нм, плотности суспензий 1,3-2,4 г/см3. Изобретение позволяет имитировать продукт кислотного растворения ОЯТ с учетом способа его получения, типа ОЯТ, глубины выгорания, длительности выдержки перед переработкой, операций, предшествующих растворению. 14 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл., 1 пр.

Изобретение относится к экологии, в частности к защите окружающей среды, и может найти применение при восстановлении плодородия и снижении радиоактивности почв. Способ ремедиации радиоактивных почв включает посев радиоаккумулирующих растений, природное минеральное сырье. На зараженный радиацией участок вносят 4-5 т/га цеолитсодержащей глины аланит, содержащий 30-33% кальция. В качестве радиоаккумулирующих растений используют амарант, под покров которого высевают многолетние бобовые травы, клевер и люцерну, обволакивая их семена смесью муки амаранта и гумата калия в соотношении 1:1, смачивая их минеральной водой, в состав которой входят кальций и калий. Способ позволяет за короткий период снизить радиацию почв на 87,8% и сохранить ее плодородие. 1 табл., 2 пр.

Изобретение относится к области охраны окружающей среды, может быть использовано для переработки радиоактивных отходов путем их иммобилизации. Способ остекловывания радиоактивного шлака включает его смешение с флюсующей добавкой, кальцинацию, нагрев смеси до температуры плавления, выдержку при этой температуре для гомогенизации и последующую кристаллизацию путем охлаждения расплава для получения химически и радиационно-устойчивой стеклокерамики, в качестве флюсующей добавки к кальцинированному шлаку используют тетраборат натрия (Na2B4O7) при следующем соотношении компонентов, масс. %: шлак 55-85; Na2B4O7 - 15-45. Изобретение позволяет получить стеклокерамику, в которой образуется силикофосфатная фаза, прочно фиксирующая актинидные элементы и обладающая высокой химической и радиационной устойчивостью и термодинамической стабильностью. 3 з.п. ф-лы, 4 ил., 3 пр.

Изобретение относится к средству дезактивации радиоактивного углеродсодержащего материала, в частности графита. Предложенный способ включает инжекцию водяного пара в указанный материал одновременно с первой термической обработкой, осуществляемой путем обжига материала при температуре в интервале от 1200 до 1500°С. При этом первой термической обработке предшествует стадия сушки материала для контроля качества воды, находящейся в реакторе. Предусмотрена также возможность проведения при более низкой температуре второй термической обработки (RO2, RO3) после первой термической обработки (RO1) с инжекцией оксоуглерода для обеспечения процесса окисления в соответствии с реакцией Будуара. Техническим результатом является снижение уносов массы из графита и уменьшение объема вторичных отходов. 4 н. и 11 з.п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к технологиям обработки материалов с радиоактивным загрязнением и может быть использовано при очистке жидких радиоактивных отходов (ЖРО). Способ очистки жидких радиоактивных отходов включает подачу жидких радиоактивных отходов в емкость, внесение в указанную емкость сорбентов, перемешивание жидких радиоактивных отходов и сорбентов в емкости, отделение отработанного сорбента от раствора, отличающийся тем, что сорбент вносят в емкость в упаковке, выполненной из растворимых в водной среде материалов. Изобретение позволяет снизить дозовую нагрузку на обслуживающий персонал в процессе очистки жидких радиоактивных отходов, упростить технологию очистки жидких радиоактивных отходов, повысить надежность и безопасность процесса очистки жидких радиоактивных отходов. 1 з.п. ф-лы, 2 пр.

Изобретение относится к области разделения жидких сред. Выпарная установка для концентрирования жидких растворов содержит, по меньшей мере, одну ступень выпаривания, включающую барабан с приводом вращения, трубкой подачи исходного раствора в его внутреннюю полость, трубкой отвода упаренного раствора и приспособлением для очистки его внутренней поверхности. Установка снабжена паровым компрессором, выход которого соединен трубопроводом с греющей паровой рубашкой барабана первой ступени выпаривания, а вход компрессора соединен трубопроводом с внутренней полостью барабана одноступенчатой установки или с внутренней полостью барабана последней ступени выпаривания. Греющая рубашка каждой ступени соединена трубопроводом с внутренней полостью барабана предыдущей ступени. Количество ступеней выбирается из условия превышения дополнительной генерации пара при переходе сжатого в компрессоре пара из перегретого состояния в насыщенное состояние над суммарной разностью расходов конденсируемого и генерируемого пара в барабанах всех ступеней выпаривания. Изобретение позволяет снизить энергетические затраты при обеспечении непрерывной работы. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности в части консервации емкостей-хранилищ радиоактивных отходов. Способ консервации остатков радиоактивных отходов в емкостях-хранилищах включает заполнение емкости-хранилища бетоном с использованием штатных технологических отверстий и пробуренных скважин, в которых установлены вертикально перемещаемые бетоноводы, через которые в емкость-хранилище укладывают бетон-консервант последовательными слоями и откачку жидких радиоактивных отходов. Скважины бурят по периферии емкости-хранилища, по которым сначала укладывают бетон-консервант с образованием вокруг всасывающего патрубка насоса впадины и вытеснением в нее с периферии имеющихся в емкости-хранилище жидких радиоактивных отходов, откачку которых осуществляют периодически по мере уменьшения площади впадины и возрастания уровня жидких радиоактивных отходов в ней. После откачки во впадину через штатное технологическое отверстие, расположенное над впадиной, подают цементный раствор. Изобретение позволяет уменьшить объем жидких радиоактивных отходов, отверждаемых в емкости. 2 з.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к области переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) атомных станций (АЭС), в частности к технологии обращения с высокоактивным рафинатом экстракционного цикла переработки продукта кислотного растворения ОЯТ на стадии его концентрирования перед утилизацией путем отверждения. Способ упаривания высокоактивного рафината от переработки отработавшего ядерного топлива, в котором процесс упаривания азотнокислого рафината осуществляют в присутствии в кубовом растворе аминокислоты или аминокислоты и гидроксикарбоновой кислоты. Изобретение позволяет увеличить кратность упаривания высокоактивного рафината. 11 з.п. ф-лы, 6 пр.

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 оксидов урана под действием микроволнового излучения осуществляют путем нагревания уранилнитрата. При этом используют твердый уранилнитрат, предварительно обработанный гидразингидратом. Процесс проводят при температуре 600-1000°С в течение 10-30 минут. Изобретение позволяет упростить способ получения оксидов урана за счет использования твердого уранилнитрата в процессе микроволновой термической денитрации при взаимодействии с гидразингидратом с исключением образования водных растворов-отходов при проведении процесса, уменьшить время проведения процесса. 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл., 4 пр.

Наверх