На головну

ВСТУП

  1. I ВСТУП
  2. I Введення в економіку
  3. I Введення в економіку
  4. I. Вступ
  5. I. Вступ
  6. I. Вступ
  7. I. ВСТУП

Ядерне паливо багаторазово циркулює через реактори, паливні підприємства радіохімічний промисловості: радиохимические заводи, що забезпечують регенерацію опроміненого ядерного палива і повернення його в паливний цикл. Витяг і очищення регенерованого урану і плутонію від радіоактивних продуктів поділу та продуктів їх розпаду, а також їх поділ є однією з основних стадій переробки опроміненого ядерного палива. Існує кілька операцій поділу урану і плутонію при переробці опроміненого ядерного палива: осадження, екстракція, пірохіміческіе і пірометалургічні процеси, рідинна хроматографія і деякі інші.

Осаджувальні методи засновані на освіті важкорозчинних сполук плутонію: гідроксиди, фториди, фосфати, оксалати. Процес проводять в присутності «неізотопних носіїв». Застосування носіїв засноване на Співосадження з ними виділяється компонента. В якості таких носіїв для виділення плутонію в технології ядерного палива використовують фторид лантану, фосфат вісмуту та інші. Ці процеси в даний час на виробництві не застосовуються, проте вони відіграли велику роль в початковий період освоєння переробки опроміненого ядерного палива [1-5].

Пірохіміческіе і пірометалургічні процеси мають кілька значних переваг перед поширеними водними процесами:

-можливість переробки пального після короткого часу витримки, так як беруть участь в процесі матеріали не схильні до радіаційним пошкоджень;

-зменшення кількості операцій, необхідних при переробки палива з водних схемами;

-сокращается тривалість охолодження палива після опромінення;

-Виходить активні відходи значно компактніше, що полегшує їх зберігання.

Однак все сухі процеси мають один суттєвий недолік - низькі коефіцієнти очищення. Також є складні для проблеми, пов'язані з апаратурним оформленням і з необхідністю застосовувати матеріали, що володіють високою корозійної стійкістю [1, 2, 5].

Екстракція є одним з найбільш важливих поширених методів поділу, концентрування і очищення речовин. Особливо велике поширення екстракція знайшла в технології ядерних матеріалів і переробці опроміненого ядерного палива. Це пояснюється тим, що екстракційні методи мають ряд переваг перед іншими способами розділення і очищення. Мала поверхню розділу змішуються фаз практично виключає адсорбційний і механічний захоплення домішок. Крім того, екстракційний методи характеризуються селективністю, швидким поділом елементів, можливістю створення безперервних методів поділу. До переваг екстракції слід віднести також можливість вилучення дуже малих кількостей елемента, концентрація якого може бути нижче меж розчинності звичайних опадів [5, 6].

З усіх перерахованих методів поділу урану і плутонію при переробці опроміненого ядерного палива тільки рідинна екстракція знайшла застосування в промислових масштабах. Основною причиною застосування цих процесів послужило існування органічних розчинників, що дозволяють селективно витягувати цінні компоненти ядерного палива (U, Pu, Th) з високими коефіцієнтами очищення їх від небажаних домішок. Найбільш поширеною екстракційної схемою є схема пурекс, в якій в якості екстрагента використовується розчин трибутилфосфату.


1 ПРОЦЕС Пурекс дрібними буквами

Схема Пурекс безсумнівно є найбільш ефективною з вживаних в даний час водних схем переробки ядерного пального і значно перевершує схеми редокс і бутекс. Схема пурекс має дві важливі переваги:

- Менша летючість і більш висока температура спалаху екстрагента на основі ТБФ робить його більш безпечним в експлуатації, ніж екстрагент схеми редокс (гексоній).

- Висаліватель, НNO3, Може бути видалений дистиляцією, що зменшує обсяг сховища для відходів і вимоги до вихідних матеріалів.

У схемі пурекс екстрагентом служить розчин ТБФ в розчиннику типу гасу, і в якості висалівателя використовується азотна кислота. Досліджено можливість застосування замість ТБФ багатьох інших фосфорорганічних * * * * з'єднань. * * * * Деякі з * * * * стежити треба за пробеламініх дають настільки високі коефіцієнти розподілу, що виникають труднощі при реекстракції. Деякі фосфонати, зокрема дібутіл- і дібутілфенілфосфонати, мають оптимальні коефіцієнти розподілу для урану і плутонію, в той же час мають більш високу хімічну стійкість, ніж ТБФ. Концентрація ТБФ зазвичай становить 30%, проте іноді використовуються і інші концентрації. Звичайний гас може бути використаний в якості розчинника, однак він схильний хімічним і радіаційного розкладанню. Тому зазвичай використовують очищений керосин або синтетичні суміші вуглеводнів, такі, як солтрол, що мають в цьому відношенні переваги перед звичайним гасом.

Головну стадію процесу Пурекс складають три екстракційних циклу очищення: в першому циклі - очищення і розділення урану і плутонію, в другому і третьому - їх подальша роздільна очищення. Таким чином, кожен продукт проходить два цикли очищення. Первинну очистку і поділ урану і плутонію виробляють в першому разделительном циклі, після чого очищають окремо по друге циклах. Урановий розчин додатково очищається силікагелем, а плутонієвий розчин іонообмінним методом за допомогою катионитов або анионитов [не бачу посилання 7 8].

Плутоній найефективніше екстрагується у вигляді чотирьохвалентного з'єднань. Тому в разі потреби вихідні розчини, які містять плутоній, уран і продукти ділення, обробляються нітритом (у вигляді солі, NаNО2, Або газоподібної NО2) Для перекладу всього плутонію в чотирьохвалентний стан за такою реакції [2]. Ця реакція швидка і при 50 ° С протікає практично повністю протягом декількох хвилин.

РuО22+ + NO2-+ 2Н+ > Рu4+ + NO3-+ Н2Про нумерувати рівняння

Рu3+ + NO2-+ 2Н+ > Рu4+ + NO3-+ Н2О.

У пурекс процесі головною стадією поділу урану і плутонію є відновна реекстракції плутонію. В даний час для перекладу плутонію в тривалентне стан використовуються два основних відновника: залізо двовалентне і уран чотиривалентний. Розглянемо відновлення плутонію до тривалентного стану за допомогою водного розчину сульфамат двовалентного заліза.

Рu4+ + Fе2+ > Рu3+ + Fе3

Іон двовалентного заліза служить відновником, а як стабілізатор використовується гідразин, який вводиться для руйнування нітриту; якби стабілізатор був відсутній, то малі кількості нітриту, завжди присутні в азотній кислоті, окисли б автокаталитически іон двовалентного заліза, що завадило б відновленню плутонію. Сульфамат заліза зазвичай береться в кількості в кілька разів більшому (в 10-кратному надлишку), ніж потрібно для реакції, з тим, щоб гарантувати повне відновлення плутонію.

Сульфамат заліза є поширеним відновником для реекстракції плутонію з органічної фази, але він має недолік, пов'язаний з введенням заліза і нелетких сполук, що призводить до збільшення обсягу відходів, які направляються на поховання, а також до прискорення корозії випарних апаратів. З цієї причини була розроблена технологічна схема, в якій в якості відновника використовується чотиривалентний уран [2, 8].

Коефіцієнти розподілу урану і плутонію в процесі пурекс залежать від багатьох умов. Такими умовами є концентрація азотної кислоти, насичення ТБФ ураном, температура і ін.

Як зазначалося раніше, в якості висалівателя використовується азотна кислота. Вплив азотної кислоти на екстракцію урану і плутонію показано на малюнку 1 в науковій літературі не буває кривих без точок, з якого видно, що в міру підвищення концентрації азотної кислоти коефіцієнти розподілу урану і плутонію швидко ростуть. При збільшенні концентрації HNO3 до 5 М значно збільшує коефіцієнт розподілу урану, але при концентрації HNO3 вище 6М коефіцієнт знижується, так як в цих умовах кислота екстрагується більш активно і тим самим зменшує концентрацію вільного ТБФ. Зі збільшенням кислотності до 7М HNO3 частково витісняється з органічної фази і плутоній, що призводить до зменшення і його коефіцієнта розподілу [1, 5].

Назва осей хто буде пісатьРісунок 1 - Вплив концентрації HNO3 на екстракцію U і Pu 20% -ним розчином ТБФ в гасі посилання

Під насиченням ТБФ ураном мається на увазі процентне відношення ТБФ, пов'язане з ураном, до всієї кількості ТБФ. З таблиці 1 видно, що чим вище насичення органічної фази ураном, тим більше різко знижуються коефіцієнти розподілу плутонію, а також і самого урану. Це пояснюється високою здатністю U (VI) екстрагуватися. Він зв'язується з трибутилфосфатом і тим самим знижує коефіцієнт розподілу плутонію.

Таблиця 1 - Розподіл урану, плутонію в залежності від насичення екстрагента ураном [6]

 Насичення ураном екстрагента,%  коефіцієнт розподілу
U  Pu (IV)
 28,0  16,7  4,0
 37,0  13,7  3,7
 45,6  12,1  2,3
 54,9  10,2  1,3
 61,7  7,9  1,6
 70,2  6,4  1,3
 72,0  5,4  1,1
 77,2  4,5  1,0
 82,4  3,6  0,79
 86,8  2,3  0,57

2 ТБФ - екстрагент ДЛЯ РОЗПОДІЛУ урану і плутонію

Далі не читав, тільки де-не-де подивився При виборі екстрагента одним з найбільш важливих факторів є його екстракційна здатність, показником якої може служити значення коефіцієнта розподілу витягується компонента. Для даної екстракційної системи коефіцієнт розподілу залежить від температури, складу водної та органічної фаз, але не залежить від обсягу кожної фази.

Екстракційний метод переробки опроміненого ядерного пального із застосуванням ТБФ як екстрагента в даний час став класичним. Його використовують в промислових масштабах на більшості радіохімічних заводів. Великий досвід роботи, накопичений за багато років, підтвердив переваги цього методу перед іншими методами переробки.

Широке застосування ТБФ обумовлено в першу чергу його високою екстракційної здатністю по відношенню до актіноідним елементам, коефіцієнти розподілу яких досить великі. Інша економічна перевага ТБФ полягає в тому, що при застосуванні ТБФ як висалівателя використовують азотну кислоту, яку можна легко регенерувати за допомогою простої дистиляції. Цим методом можна витягти до 80% кислоти, досить добре очищеної від продуктів ділення. Низька летючість і висока температура спалаху (т. Кип. 2890С) є іншими цінними якостями ТБФ. До недоліків ТБФ відноситься його значна в'язкість і щільність (0,973), близька до щільності води, що ускладнює поділ фаз при екстракції. Для отримання органічної фази з прийнятною в'язкістю, щільністю і поверхневий натяг ТБФ зазвичай розбавляють відповідним розчинником. В якості розчинника ТБФ використовують як різні індивідуальні вуглеводні, так і їх суміші. Найчастіше застосовують різні суміші насичених вуглеводнів (що містять 12-14 атомів вуглецю), подібні за своїми фізичними властивостями з властивостями технічного гасу - добре очищеної фракцією нафти, киплячій при температурі 190-240 ° С [5, 6].

Екстракцію нітратів уранила і плутонію ТБФ описується рівняннями [5]:

UO22+ + 2NO3- + 2ТБФ = UO2(NO3)2 * 2ТБФ

PuO22+ + 2NO3- + 2ТБФ = PuO2(NO3)2 * 2ТБФ

Pu4+ + 4NO3- + 2ТБФ = Pu (NO3)4 * 2ТБФ

Pu3+ + 3NO3- + 3ТБФ = Pu (NO3)3 * 3ТБФ

Плутоній (IV) і (VI) екстрагуються ТБФ легко, а плутоній (III) має дуже низький коефіцієнт розподілу. Таким чином, успішне поділ урану і плутонію екстракцією ТБФ визначається в першу чергу окислювально-відновним потенціалом водної фази, величина якого повинна забезпечити підтримку плутонію в чотирьохвалентного стані при екстракції і в трехвалентном при реекстракції.

Наведені вище рівняння показують, що екстракція плутонію і урану залежить від концентрації нітрат іона в водній фазі і від концентрації ТБФ в розріджувачі.

З підвищенням концентрації ТБФ збільшуються кількості урану і плутонію, що переходять в органічну фазу. На малюнках 2 показано розподіл нітратів уранила при екстракції різними розчинами ТБФ в розріджувачі [5]. Якісно картини розподілу урану і плутонію аналогічні.

Малюнок 2 -Розподіл уранілнітрату між водною фазою і ТБФ в гасі. Цифри у кривих - концентрація ТБФ.

Такий хід кривих пояснюється зменшенням ефективних констант рівноваги при екстракції з ростом концентрацій урану (або плутонію) в органічній фазі, що пов'язано значним відхиленням від ідеальності органічної фази. Це призводить до того, що коефіцієнт розподілу буде пропорційний квадрату концентрації вільного ТБФ лише для низьких концентрацій екстрагуються з'єднання.

3 чотирьохвалентного УРАН - відновники плутонію

Для реекстракції плутонію в якості відновника використовується U (IV), який стабілізується гидразином, для запобігання окислення Рu (III) до Рu (IV) азотистої кислотою, яка присутня в розчині [5]. Чотиривалентний уран для відновлювальної реекстракції береться в 20-кратному надлишку і додається в кілька ступенів [9]. Відновлення плутонію йде за такою реакції

2Pu4+ + U4+ + 2H2O = 2Pu3+ + UO22+ + 4H+.

Дана реакція проходить швидко в органічній фазі. Якщо розчинник містить уран (IV), змішаний з розчинником, що містить плктоній (IV), майже відразу ж з'являється синє забарвлення, властива плутонію (III). Окислення урану (IV) плутонію носить каталітичний характер, так як для тих же самих концентрацій урану (IV) і HNO3 потрібно кілька годин дляполного окислення. З таблиці як це по-російськи 2 видно, що кислотність збільшує швидкість окислення.

Таблиця 2 - Час окислення плутонію (III) в залежності від кислотності розчину [9]

 концентрація  Час окислення, хв
 Pu (IV), г / л  U (IV), г / л  HNO3, М
 1.9 коми  6.42  0.22
 1.9  6.42  0.28

Відновлення ураном (IV) полегшує проблему водних відходів, воно має той недолік, що ізотопний склад урану-відновника повинен збігатися з ізотопним складом переробляється урану. Це обмеження може мати серйозне значення для багатоцільового заводу з переробки пального.

Цікаво відзначити подвійну функцію нітриту: він відновлює Рu (VI) і окисляє Рu (III) до чотирьохвалентного стану - найбільш екстрагуються форми.

При вивченні урану (IV) як відновника була проведена серія експериментів. Вихідна концентрація урану (IV) у водній фазі змінювалася від 0.005 до 0.10 М при постійній рівноважної кислотності 2М HNO3 і різної кінцевої концентрації урану (IV) в органічній фазі 0.20 М. В кожному випадку застосовувався стабілізатор - гідразин. На малюнку 3 наведено графік залежності коефіцієнта розподілу плутонію від часу для чотирьох вивчених умов [9].

Малюнок 3 -Зміна коефіцієнта розподілу плутонію в часі при різних концентраціях урану (IV).

З цієї залежності видно, що спостерігається значна різниця в швидкості в широкому діапазоні вивчених концентрацій, а для найнижчої концентрації урану (IV) (0.005 М) система виявилася далеко від рівноважної.

Також цікаво відзначити, що коефіцієнт очищення плутонію, встановлений на практиці з ураном (IV), значно нижче, ніж величина очікувана з окисно-відновних потенціалів і коефіцієнтів розподілу. Така ж картина спостерігається при використанні в якості відновника сульфамат заліза (II). Причини такої відмінності можуть бути результатом:

- Впливу домішок, комплекс плутоній (IV) в органічній фазі;

- Присутність невеликих кількостей плутонію (IV);

- Побічних реакцій.

ВИСНОВОК

У даній роботі ми ознайомилися з існуючими методами поділу урану і плутонію. Найголовнішим і можна сказати єдиним в даний час є метод рідинної екстракції. Схема поділу цих елементів за допомогою екстракції описується пурекс процесом, в якому в якості екстрагента використовується ТБФ, а висаліватель - азотна кислота. Коефіцієнти розподілу урану і плутонію в процесі їх очищення від продуктів ділення і поділу визначаються багатьма факторами. З цих численних факторів ми розглянули вплив азотної кислоти, ступінь насичення ТБФ ураном, концентрацію ТБФ, а також концентрацію урану (IV) якщо він використовується в якості відновника при відновлювальної реекстракції плутонію.

Список використаних джерел

 Шведов В. п., Сєдов В. м., Рибальченко І. л., Власов І. н. Ядерна технологія. - М .: Атомиздат, 1979. - 336 с.
 Плутоній. Довідник під ред. О. Віка. - М .: Атомиздат, 1971.- Т.1. - 424 с.
 Литвина М. н., Маліков Д. а., Марютина Т. а., Куляк Ю. м., Мясоєдов Б. ф. // Радіохімія. 2006. Т.48, N3. с256 - 259.
 Галкін Н. п., Пономарьов Л. а., Шишков Ю. д. // Радіохімія. 1980. Т.22, N5. с754 - 757.
 Хімічна технологія опроміненого ядерного пального. / Под ред. В. б. Шевченко. - М .: Атомиздат, 1971. - 448 с.
 Мілюкова М., Гусєв Н. і., Сентюрін І. р, Скляренко І. с. Аналітична хімія плутонію. - М: Видавництво «Наука», 1965. - 454с.
 Синьов Н. м., Батуров Б. б. Економіка атомної енергетики. - М: Вища школа, 1984. - 391с.
 Переробка ядерного пального. / Под ред. С. Столера і Р. Річардса. - М: Атомиздат, 1964. - 647с.
 Доповіді Міжнародної конференції Харуель, Великобританія 27 - 30 вересня 1965 року. Хімія екстракції металів органічними розчинниками. - М: Атомиздат, 1969. - 311с.

Погано. Занадто багато зроблено не так, як треба. Я можу зрозуміти, що і з викладом матеріалу можуть бути труднощі, але з оформленням щось не повинно бути труднощів - роби як сказали - і все вийде, але ж не робиш.

Матеріал слід використовувати по темі і з певною логікою викладу, у тебе це відсутня.

Працювати над рефератом.



МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ | Операції з нерухомим майном
© um.co.ua - учбові матеріали та реферати