Мал. 50. Схема переробки уранових концентратів [284]
Радіоактивні відходи ядерного паливного циклу. З радіоактивних відходів. утворюються при мирному використанні атомної енергії. найбільше значення мають відходи ЯПЦ. Ядерний паливний цикл являє собою комплекс технологічних процесів, який починається з технології видобутку уранової води, потім руда проходить стадію її відділення від порожньої породи. в подальшому отримують урановий концентрат. який після збагачення, конверсії та очищення надходить на виготовлення паливних елементів для атомних електростанцій (АЕС), оброблене на АЕС паливо надходить на зберігання терміном до 10 років, потім це паливо переробляється і знову надходить в технологію ЯПЦ, на підприємства збагачення конверсії, очищення або виготовлення паливних елементів. а негідне для цього частину палива в концентрованому вигляді надходить на поховання, яке здійснюється в приповерхневих сховищах, пустотах порід або в глибоких геологічних сховищах. [C.314]
Чи не застосовують кислотне вилуговування і в тих ви чаях, якщо урановий концентрат містить доломіт іл] магнезит. Занадто багато кислоти доводиться витрачати н [c.362]
Переробка руди включає фізичні і хімічні процеси. пель яких отримати концентрати урану. Вследстнше, як правило, низький вміст металу в рудах першою стадією їх переробки є збагачення. З рудників надходять шматки порід розміром до 1 м. Спочатку роблять розтин уранових мінералів шляхом дроблення і подрібнення видобутої руди. Далі процес отримання хімічних концентратів складається з трьох основних операцій збагачення руди фізичними методами. вилуговування і селективного виділення уранового концентрату (рис. 3.3.) [c.260]
Хоча уранові руди містять до 0,34 частин протактиния на мільйон частин урану, виділення протактиния є дуже важким завданням. З'єднання протактиния зазвичай нерозчинні в умовах переробки руд, тому протактиний, як правило, концентрується у фракціях, важко розкриваються методами, застосовуваними для переробки великих обсягів руди. Незважаючи на ці труднощі, протактиний був виділений з деяких рудних фракцій. У перших схемах протактиний концентрувався в опадах носіїв (фосфат цирконію або двоокис марганцю). У більш пізніх схемах протактиний відокремлювали від інших компонентів відходів екстракційної перечистки уранових концентратів методами екстракції і іонного обміну. [C.101]
Мал. 1.11. Завод для отримання уранового концентрату.
Перший спосіб є звичайним способом отримання концентрату з содових розчинів. Спочатку проводять повне руйнування карбонатних комплексів шляхом підкислення сірчаною кислотою до рН = 2-3 і тривалого кип'ятіння розчину для видалення двоокису вуглецю. З отриманого кислого розчину виділяють. як зазвичай, первинний урановий концентрат нейтралізацією аміаком або вапном до рН = 7-7,5 при кип'ятінні. Випадає осад містить уран (в формі гідроксиду або уранати), а також гідроксиду супутніх елементів осадження досягається кількісне. Спосіб невигідний внаслідок безповоротних втрат соди і великої витрати реагентів крім того, одержувані концентрати повинні підлягати очищенню. [C.220]
Запропоновано [3] метод переробки уранових концентратів до UFg із застосуванням як розчинник трифторида брому. Кращий вихід був отриманий з використанням останнього з розчиненим у ньому пентафторид сурми. Витрата фтору зменшувався внаслідок попереднього гідрофторірованія концентратів перед фторування. [C.328]
До 1960 р визначилася насиченість капіталістичного ринку ураном. У зв'язку з цим передбачається поступове зниження видобутку урану і консервація ряду уранових рудників з тим, щоб в 1967-1970 рр. функціонували б лише шість уранових рудників і п'ять заводів з переробки уранових концентратів. [C.170]
Методи, засновані на гідролізі, або методи нейтралізації. належать до найбільш старих методів виділення уранових концентратів. Для деяких видів сировини вони застосовуються і в даний час. У цих випадках осаджувачами є речовини, що змінюють pH розчину для кислих розчинів-їдкі луги. аміак, окис кальцію або оксид магнію для лужних (содових) розчинів-кислоти. [C.216]
У схемі вдало вирішено процес переробки маткових розчинів після осадження фосфатного уранового концентрату. Ці розчини мають кислу реакцію і зазвичай містять уран, ванадій та інші елементи в кількостях, при яких неприпустимий скидання розчинів у водойми. Маткові розчини використовують при так званому кондиціонуванні пульпи перед поділом її на мули і піски для нейтралізації пульпи після мокрого подрібнення руди. Вміщені в маткових розчинах уран, ванадій, алюміній, залізо, кремній і ін. При нейтралізації випадають в осад, який в суміші з мулової частиною пульпи надходить на випал. В результаті алюміній і кремній переходять в важкорозчинні стан і виводяться з осадом з процесу. [C.218]
Природний уран содерлсіт кілька ізотопів уран 238 (99,285%), уран 235 (0,71%), уран 234 (0,005%). З урану 238 отримують ядерне пальне - плутоній. Таким чином. природний уран є одним з джерел отримання природного ядерного пального - урану 235 і штучного плутонію 239. Уранові мінерали зустрічаються в природі у вигляді невеликих вкраплень (від сотих часток до декількох відсотків) в щільні гірські породи. Першим етапом обробки уранових руд є збагачення. Методи переробки уранових концентратів залежать від їх складу. [C.421]
Метод виділення протактиния іонним обміном розробили Салюцкій з співр. [11]. Вихідним продуктом служать тверді відходи. утворюються в афінажних виробництві уранових концентратів. Відходи розчиняють в 1 Л4 НС1, і для осадження силікатів. є носіями протактиния. додають насичений розчин Na l. Осад кип'ятять з розчином гідроксиду натрію, а що утворюється гідратний залишок, що містить протактиний, розчиняють в 9 М НС1. Протактиний сорбируется з цього розчину на сільноосновним анионной смолі і елюіруются 9 М H I з добавкою 0,05 HF. [C.101]
У ПАР на дев'яти уранових заводах (з 12 діючих) з 1968-1970 рр, сорбційний метод замінений екстракцією Аламін-336 (пурлекс-процес), що дозволило збільшити вихід уранового концентрату па 10% і знизити його собівартість на 21%. [C.211]
Афінаж полягає у видаленні з уранових концентратів залишаються в них забруднень. Продуктом афінажу зазвичай є один з оксидів урану СОз, йзОв або і02- При аффінажу уран звільняють від тих елементів, які можуть заважати поділу його ізотопів або подальшого застосування урану в реакторі. Найбільш істотно те, щоб він не містив елементи. сильно поглинають нейтрони, а саме бор, кадмій і рідкісні землі. [C.139]
Іонний обмін. Виділення урану методом іонного обміну має велике значення. Іонообмінні смоли є високо-полимеризованной поліелектролітами, в яких присутні іонні функціональні групи. Внаслідок наявності великої кількості поперечних зв'язків смоли нерозчинні в воді. Наближено іонообмінні смоли можна розглядати як кислоти (або підстави), пе розчинні у воді, які за допомогою замішаний ення катіонів або аніонів здатні утворювати нерозчинні в воді солі з іонами відповідного заряду. При помопщ іонного обміну зі смолою уран може бути селективно виділений з розчину. Потім уран осідає з елюа-та і виділяється у вигляді дуже чистого уранового концентрату. Такий процес може проводитися двома шляхами або на стаціонарних колонках зі смолою, через які пропускається освітлений розчин. або смола може рухатися назустріч рідини. Іонний обмін може застосовуватися як до лужним, так і до кислих розчинів. Для цього можна використовувати обидва види смол. проте аніоніти знаходять більш широке застосування для розчинів обох видів. [C.134]
Тимчасова установка. працювала на суміші ТБФ - гас. У 1951 р були побудовані тимчасові виробничі потужності. розраховані на застосування суміші ТБФ - гас, які експлуатувалися фірмою Харшоу Кемікал Компані [23, 24]. Цей завод не тільки забезпечував виробництво необхідної продукції. Його робота продемонструвала застосовність названого екстрагента для переробки уранових концентратів в промислових масштабах. Робота цього заводу допомогла також визначити основні проблеми, які могли виникнути в подальшому на заводі в Фернолде. [C.154]
Загальна хімічна технологія Том 2 (1959) - [c.230]