RU2150431C1 - Method of preparing uranous-uranyl oxide - Google Patents
Method of preparing uranous-uranyl oxide Download PDFInfo
- Publication number
- RU2150431C1 RU2150431C1 RU99101882A RU99101882A RU2150431C1 RU 2150431 C1 RU2150431 C1 RU 2150431C1 RU 99101882 A RU99101882 A RU 99101882A RU 99101882 A RU99101882 A RU 99101882A RU 2150431 C1 RU2150431 C1 RU 2150431C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- oxygen
- reaction
- oxide
- reactor
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 34
- JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N uranium trioxide Inorganic materials O=[U](=O)=O JCMLRUNDSXARRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 title 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 48
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 46
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims abstract description 39
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims abstract description 23
- 230000003647 oxidation Effects 0.000 claims abstract description 13
- 238000007254 oxidation reaction Methods 0.000 claims abstract description 13
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims abstract description 6
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 30
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 claims description 30
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 claims description 30
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 18
- 238000012545 processing Methods 0.000 abstract description 7
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 abstract description 6
- 239000002184 metal Substances 0.000 abstract description 6
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 abstract description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 4
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 238000005520 cutting process Methods 0.000 abstract 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 20
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 16
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 9
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 6
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 5
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- 239000000047 product Substances 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 2
- 230000008859 change Effects 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 2
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 2
- -1 uranium nitrides Chemical class 0.000 description 2
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- BMKRASMRTUQHFM-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[U+6].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2].[U+6].[U+6] BMKRASMRTUQHFM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- JAMCHBVFQFUXMC-UHFFFAOYSA-N [O-2].[U+6].N#[N+][O-].[O-2].[O-2] Chemical compound [O-2].[U+6].N#[N+][O-].[O-2].[O-2] JAMCHBVFQFUXMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ARCUKJFDARVQKH-UHFFFAOYSA-N [U]=O Chemical compound [U]=O ARCUKJFDARVQKH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000002411 adverse Effects 0.000 description 1
- 239000000443 aerosol Substances 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000001354 calcination Methods 0.000 description 1
- 239000007795 chemical reaction product Substances 0.000 description 1
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 1
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 125000004122 cyclic group Chemical group 0.000 description 1
- 239000000428 dust Substances 0.000 description 1
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 1
- 238000003682 fluorination reaction Methods 0.000 description 1
- 230000004927 fusion Effects 0.000 description 1
- 238000000227 grinding Methods 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 239000000411 inducer Substances 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 230000007935 neutral effect Effects 0.000 description 1
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 1
- 150000002825 nitriles Chemical class 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- ZEIYBPGWHWECHV-UHFFFAOYSA-N nitrosyl fluoride Chemical class FN=O ZEIYBPGWHWECHV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000008520 organization Effects 0.000 description 1
- 230000001590 oxidative effect Effects 0.000 description 1
- 230000036284 oxygen consumption Effects 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 239000011541 reaction mixture Substances 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000003786 synthesis reaction Methods 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H uranium hexafluoride Chemical compound F[U](F)(F)(F)(F)F SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H 0.000 description 1
Landscapes
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к технологии переработки металлического урана и может быть использовано при переработке уранового скрапа, оборотного урана и особенно при превращении оружейного урана в топливо для энергетических ядерных реакторов, где получение закиси-окиси урана путем окисления металлической стружки является первой операцией химической технологии. The invention relates to a technology for processing metallic uranium and can be used in the processing of uranium scrap, reverse uranium, and especially when converting weapons-grade uranium into fuel for nuclear power reactors, where the production of uranium oxide by oxidation of metal chips is the first operation of chemical technology.
Большинство известных способов получения оксидов урана из металлического урана относится, как правило, к переработке отработавшего металлического ядерного топлива и характеризуется многостадийностью из-за необходимости очистки урана от вредных примесей и разделения элементов, входящих в отработавшее ядерное топливо /1/. Most of the known methods for producing uranium oxides from metallic uranium relates, as a rule, to the processing of spent metal nuclear fuel and is characterized by multi-stage process due to the need to clean uranium from harmful impurities and separation of elements included in spent nuclear fuel / 1 /.
Известен способ получения оксидов урана путем окисления металлического урана воздухом или кислородом или его смесью с нейтральным газом при температуре не выше 600oC, преимущественно 400 - 500oC /2/. Недостатком способа являются неопределенность состава получаемых оксидов (от U3O7 до U4O9 и других промежуточных окcидов) вследствие затруднений, связанных с регулированием температурного режима процесса.A known method of producing uranium oxides by oxidation of metallic uranium with air or oxygen or a mixture thereof with a neutral gas at a temperature not exceeding 600 o C, mainly 400 to 500 o C / 2 /. The disadvantage of this method is the uncertainty of the composition of the obtained oxides (from U 3 O 7 to U 4 O 9 and other intermediate oxides) due to difficulties associated with the regulation of the temperature of the process.
Известен способ получения оксидов из компактного металлического урана, который применяется в технологии переработки оружейного высокообогащенного урана и его сплавов для дальнейшего его использования в качестве топлива в атомных реакторах /3/, прототип. По этому способу окисление металлического урана осуществляют кислородом воздуха при температуре 700 - 1100oC с организацией цикличности нагрева-охлаждения. Для дальнейшей переработки полученных оксидов урана их подвергают механическому измельчению.A known method of producing oxides from compact metallic uranium, which is used in the processing of weapons-grade highly enriched uranium and its alloys for its further use as fuel in nuclear reactors / 3 /, prototype. According to this method, the oxidation of metallic uranium is carried out with atmospheric oxygen at a temperature of 700 - 1100 o C with the organization of the cyclic heating-cooling. For further processing of the obtained uranium oxides, they are subjected to mechanical grinding.
Окисление урана по способу-прототипу связано со следующими техническими осложнениями. The oxidation of uranium by the prototype method is associated with the following technical complications.
Температуру в зоне реагирования трудно регулировать, и из-за большого теплового эффекта реакции урана с кислородом (898 ккал/моль) процесс окисления протекает в режиме самораспространяющегося высокотемпературного синтеза, когда температура в зоне реакции может достичь более 1100oC [4]. Это снижает технологичность процесса и приводит к нарушению стехиометрического соотношения урана и кислорода в закиси-окиси урана вследствие обогащения ее диоксидом урана при температурах выше 900oC по реакции:
U3O8 ---> 3UO2 + O2 (1)
Получение оксидов урана неопределенного состава осложняет выполнение специфических требований к учету ядерно-делящихся материалов.The temperature in the reaction zone is difficult to control, and due to the large thermal effect of the reaction of uranium with oxygen (898 kcal / mol), the oxidation process proceeds in the mode of self-propagating high-temperature synthesis, when the temperature in the reaction zone can reach more than 1100 o C [4]. This reduces the manufacturability of the process and leads to a violation of the stoichiometric ratio of uranium and oxygen in the oxide of uranium due to its enrichment with uranium dioxide at temperatures above 900 o C by the reaction:
U 3 O 8 ---> 3UO 2 + O 2 (1)
Obtaining uranium oxides of an unspecified composition complicates the fulfillment of specific requirements for accounting for nuclear fissile materials.
Кроме того, при высоких температурах, развивающихся в зоне реакции, процесс окисления протекает в диффузионной области реагирования урана и кислорода, когда скорость химической реакции значительно превышает скорость подвода кислорода к реагирующей поверхности. В зоне реакции возрастает концентрация азота, являющегося компонентом воздуха, в результате чего происходит образование нитридов урана по реакции:
Образование нитридов урана приводит к снижению выхода продукта - закиси-окиси урана и осложняет его дальнейшую переработку: при растворении в азотной кислоте увеличиваются потери урана с нерастворимым остатком, а при фторировании образуются нитрил - и нитрозилфториды, трудноотделяемые от гексафторида урана и обладающие чрезвычайно высокой агрессивностью относительно материалов оборудования [4].In addition, at high temperatures developing in the reaction zone, the oxidation process proceeds in the diffusion region of the reaction of uranium and oxygen, when the rate of the chemical reaction significantly exceeds the rate of oxygen supply to the reacting surface. In the reaction zone, the concentration of nitrogen, which is a component of air, increases, as a result of which the formation of uranium nitrides occurs according to the reaction:
The formation of uranium nitrides leads to a decrease in the yield of the product, uranium oxide, and complicates its further processing: when dissolved in nitric acid, losses of uranium with an insoluble residue increase, and fluorination produces nitrile and nitrosyl fluorides, which are difficult to separate from uranium hexafluoride and have extremely high aggressiveness with respect to equipment materials [4].
Еще одним следствием развития высоких температур в реакторе является опасность оплавления самого урана и прогара реактора. Это также понижает технологичность процесса. Another consequence of the development of high temperatures in the reactor is the danger of fusion of uranium itself and burnout of the reactor. It also reduces the manufacturability of the process.
При окислении урана необходима тщательная очистка абгазов, чтобы исключить неблагоприятные санитарные и экологические последствия, связанные с выходом аэрозольных радиоактивных частиц с абгазами в атмосферу. In the oxidation of uranium, thorough purification of the gases is necessary in order to eliminate the adverse sanitary and environmental consequences associated with the release of aerosol radioactive particles with gas gases into the atmosphere.
Задачей изобретения является разработка способа получения закиси-окиси урана из металлического урана, обеспечивающего регулирование температурного режима в зоне реакции, увеличение выхода урана в целевой продукт, повышение технологичности процесса и улучшение санитарных и экологических условий его осуществления. The objective of the invention is to develop a method for producing uranium oxide from metallic uranium, providing temperature control in the reaction zone, increasing the yield of uranium in the target product, improving the processability and improving the sanitary and environmental conditions for its implementation.
Поставленную задачу решают тем, что в способе окисления металлического урана при повышенной температуре процесс осуществляют при парциальном давлении кислорода в циркулирующей смеси его с аргоном 30 - 120 мм рт.ст., линейной скорости подачи циркулирующей смеси относительно поверхности реагирования 4 - 10 м/с и общем давлении в реакторе 300 - 700 мм рт.ст. The problem is solved by the fact that in the method of oxidation of metallic uranium at an elevated temperature, the process is carried out at a partial pressure of oxygen in a circulating mixture of it with argon 30-120 mm Hg, a linear feed rate of the circulating mixture relative to the reaction surface 4-10 m / s and the total pressure in the reactor 300 - 700 mm RT.article
Компактный уран предварительно измельчают в стружку или кусочки размером 5 - 10 мм. Compact uranium is pre-crushed into shavings or pieces of size 5 - 10 mm.
Система уран - кислород характеризуется сложностью химического состава образующихся в ней оксидов урана. Соотношение кислорода к урану в оксидах зависит от температуры и парциального давления кислорода, причем переход от урана низшей валентности к высшей и обратно не носит дискретного характера. Кислород присоединяется к урану и отщепляется постепенно, образуя с ураном оксиды переменного состава: общей формулы UnO2n+2, где n = 1 - 8 /5/.The uranium - oxygen system is characterized by the complexity of the chemical composition of the uranium oxides formed in it. The ratio of oxygen to uranium in oxides depends on the temperature and partial pressure of oxygen, and the transition from uranium of lower valence to higher and vice versa is not discrete. Oxygen is attached to uranium and is split off gradually, forming oxides of variable composition with uranium: of the general formula U n O 2n + 2 , where n = 1 - 8/5 /.
Закись-окись урана является оксидом урана переменного состава, который образуется при прокаливании металлического урана и его низших и высших оксидов в атмосфере кислорода или воздуха, причем, как видно из уравнения (3), относительно стабильный состав, соответствующий формуле U3O8, закись-окись урана имеет в интервале температур 600 - 900oC /4, 5/.
Uranium oxide is an oxide of uranium of variable composition, which is formed by calcining metallic uranium and its lower and higher oxides in an atmosphere of oxygen or air, and, as can be seen from equation (3), a relatively stable composition corresponding to the formula U 3 O 8 , nitrous oxide -uranium oxide has in the temperature range 600 - 900 o C / 4, 5 /.
Особенностью поддержания заданного температурного режима в зоне реакции, обеспечивающего получение закиси-окиси урана с близким к стехиометрическому соотношением урана и кислорода, в заявленном способе является то, что отвод тепла из зоны реакции урана с кислородом осуществляют газовым потоком смеси кислорода с аргоном. Исследованиями установлено, что устойчиво поддерживать стационарный тепловой режим в реакторе можно только в том случае, когда реакция урана с кислородом протекает в кинетической области гетерогенного реагирования. Это условие реализуется при такой гидродинамической обстановке в зоне реакции, когда линейная скорость газового окисляющего потока относительно поверхности реагирования в зоне реакции составляет величину не менее 4 м/с. В этом случае процесс взаимодействия металлического урана с кислородом определяется скоростью химической реакции
3U + 4О2 ---> U3O8
и не зависит от скорости подвода молекул кислорода к поверхности металла. При этом концентрация кислорода на реакционной поверхности близка к его концентрации в ядре газового потока, поддерживаемой в пределах 30 - 120 мм рт.ст., что позволяет поддерживать такой температурный режим, который обеспечивает получение практически стехиометрической закиси-окиси урана.A feature of maintaining a given temperature in the reaction zone, which provides uranium oxide with a close stoichiometric ratio of uranium and oxygen, in the claimed method is that heat is removed from the reaction zone of uranium with oxygen by a gas stream of a mixture of oxygen and argon. Studies have established that it is possible to sustainably maintain a stationary thermal regime in a reactor only when the reaction of uranium with oxygen proceeds in the kinetic region of a heterogeneous reaction. This condition is realized under such a hydrodynamic situation in the reaction zone, when the linear velocity of the gas oxidizing stream relative to the reaction surface in the reaction zone is at least 4 m / s. In this case, the process of interaction of metallic uranium with oxygen is determined by the rate of a chemical reaction
3U + 4O 2 ---> U 3 O 8
and does not depend on the speed of supply of oxygen molecules to the surface of the metal. In this case, the oxygen concentration on the reaction surface is close to its concentration in the core of the gas stream, maintained within 30-120 mmHg, which allows maintaining such a temperature regime that ensures the production of practically stoichiometric uranium oxide.
Значение линейной скорости газового потока относительно поверхности реагирования, равное 4 м/с, является нижним пределом этого параметра в заявленном способе. При снижении скорости потока менее 4 м/с температурный режим становится неустойчивым, и реакция "срывается" в диффузионную, высокотемпературную область гетерогенного реагирования, что приводит к образованию оксидов урана неопределенного состава и делает процесс неуправляемым. The linear velocity of the gas flow relative to the reaction surface, equal to 4 m / s, is the lower limit of this parameter in the claimed method. With a decrease in the flow velocity of less than 4 m / s, the temperature regime becomes unstable, and the reaction “breaks down” into the diffusion, high-temperature region of the heterogeneous reaction, which leads to the formation of uranium oxides of indefinite composition and makes the process uncontrollable.
Верхний предел скорости подачи газовой смеси через реакционную зону, равный 10 м/с, обусловлен тем, что выше этого значения тепловой режим и температура в зоне реакции также становятся неустойчивыми, поскольку газовый поток переохлаждает реакционную поверхность. The upper limit of the flow rate of the gas mixture through the reaction zone, equal to 10 m / s, is due to the fact that above this value, the thermal regime and temperature in the reaction zone also become unstable, since the gas stream cools the reaction surface.
Другим параметром, влияющим на тепловой режим в зоне окисления урана, является парциальное давление кислорода в газовом потоке, подаваемом в реакционную зону. Установлено, что при скорости газового потока относительно поверхности реагирования 4 - 10 м/с оптимальные значения этого параметра лежат в интервале 30 - 120 мм рт.ст., когда продуктом реакции является практически стехиометрическая закись-окись урана состава U3O8. Снижение этой величины менее 30 мм рт.ст. приводит к образованию низших оксидов урана неопределенного состава, а также к затуханию реакции. Повышение же парциального давления кислорода в смеси, подаваемой в реакционную зону, сверх 120 мм рт. ст. приводит к переходу процесса в область, где тепловой режим, скорость реакции урана с кислородом и состав получаемого продукта не поддаются устойчивому регулированию.Another parameter affecting the thermal regime in the zone of uranium oxidation is the partial pressure of oxygen in the gas stream supplied to the reaction zone. It was found that at a gas flow velocity relative to the reaction surface of 4–10 m / s, the optimal values of this parameter lie in the range 30–120 mm Hg, when the reaction product is practically stoichiometric uranium oxide of the composition U 3 O 8 . The decrease in this value is less than 30 mm Hg. leads to the formation of lower uranium oxides of indefinite composition, as well as to attenuation of the reaction. The increase in the partial pressure of oxygen in the mixture supplied to the reaction zone, in excess of 120 mm RT. Art. leads to the transition of the process to the region where the thermal regime, the reaction rate of uranium with oxygen and the composition of the resulting product are not amenable to stable regulation.
Нижнее значение общего давления в реакторе 300 мм рт.ст. обусловлено тем, что при более низких давлениях скорость процесса получения закиси-окиси урана уменьшается до величин, не удовлетворяющих требованиям его технологичности с точки зрения обеспечения производительности. Верхнее же ограничение общего давления в реакторе (700 мм рт.ст.) является мерой, направленной на предотвращение возможности выхода радиоактивной пылегазовой смеси за пределы технологического оборудования. Другой мерой, направленной на повышение санитарной и экологической безопасности при осуществлении заявленного способа, является циркуляция газового потока с подпиткой в него кислорода перед подачей в реактор. Осуществление процесса окисления урана с циркуляцией газовой смеси придает заявленному способу еще одно положительное качество, заключающееся в возможности контроля за процессом путем замера изменения общего давления в циркуляционном кольце после прекращения подпитки кислорода. The lower value of the total pressure in the reactor is 300 mm Hg. due to the fact that at lower pressures the speed of the process of producing uranium oxide-uranium decreases to values that do not meet the requirements of its manufacturability from the point of view of ensuring productivity. The upper limit of the total pressure in the reactor (700 mm Hg) is a measure aimed at preventing the possibility of the release of the radioactive dust and gas mixture beyond the limits of technological equipment. Another measure aimed at improving sanitary and environmental safety in the implementation of the inventive method is the circulation of the gas stream with oxygen being fed into it before being fed into the reactor. The implementation of the process of oxidation of uranium with the circulation of the gas mixture gives the claimed method another positive quality, which consists in the possibility of controlling the process by measuring the change in the total pressure in the circulation ring after the cessation of oxygen recharge.
Заявленный способ осуществляют в установке, схематично изображенной на чертеже. The claimed method is carried out in the installation, schematically shown in the drawing.
Снизу в реактор 1 ядернобезопасной геометрии с помощью гидравлического подъемника 6 загружают урановую стружку, помещенную в корзину с перфорированным дном, реактор тщательно герметизируют и вакуумируют, после чего установку заполняют аргоном до заданного давления, включают обогрев реакционной зоны 2, а зону фильтрации 3 и теплообменник 4 охлаждают. Одновременно начинают циркуляцию аргона с помощью побудителя расхода 5 (агрегат компрессоров типа ОК-7/8). При достижении температуры в реакционной зоне 600oC в циркулирующий газовый поток перед входом его в реактор подают кислород в количестве, необходимом для поддержания парциального давления его в смеси перед реактором в диапазоне 30 - 120 мм рт.ст. По мере расходования кислорода его парциальное давление в системе уменьшается, общее давление в системе падает, и это является одним из регулируемых параметров процесса. Падение давления за счет расходования кислорода определяют по изменению степени сжатия компрессоров и восполняют до заданного уровня постоянной подпиткой в циркулирующий поток кислорода.From below, uranium chips placed in a basket with a perforated bottom are loaded into a reactor of nuclear safety geometry 1 using a hydraulic elevator 6, the reactor is carefully sealed and vacuum, after which the installation is filled with argon to a predetermined pressure, heating of reaction zone 2 is turned on, and filtration zone 3 and heat exchanger 4 cool. At the same time, argon circulation begins using a flow rate inducer 5 (compressor unit type OK-7/8). When the temperature in the reaction zone reaches 600 o C, oxygen is supplied to the circulating gas stream before it enters the reactor in an amount necessary to maintain its partial pressure in the mixture in front of the reactor in the range of 30 - 120 mm Hg. As oxygen is consumed, its partial pressure in the system decreases, the total pressure in the system decreases, and this is one of the adjustable process parameters. The pressure drop due to the consumption of oxygen is determined by the change in the compression ratio of the compressors and replenished to a predetermined level by constant recharge in the circulating oxygen stream.
Вследствие экзотермичности реакции (4) с началом подачи в реакционную смесь кислорода температура в зоне реакции повышается, и ее регулируют в диапазоне 600 - 900oC изменением линейной скорости газового потока, подаваемого в реактор, и парциального давления в нем кислорода.Due to the exothermicity of reaction (4), with the beginning of the supply of oxygen to the reaction mixture, the temperature in the reaction zone rises and it is controlled in the range of 600 - 900 ° C by changing the linear velocity of the gas stream supplied to the reactor and the partial pressure of oxygen in it.
Отходящие из реакционной зоны газы фильтруют на охлаждаемом металлокерамическом фильтре и перед подачей в компрессор 5 дополнительно охлаждают в теплообменнике 4. The gases leaving the reaction zone are filtered on a cooled ceramic-metal filter and, before being fed to the compressor 5, they are additionally cooled in a heat exchanger 4.
Окончание процесса определяют по прекращению расходования кислорода, установлению постоянного давления в системе и падению температуры в реакционной зоне. После окончания процесса окисления производят отдувку фильтров, и порошок закиси-окиси урана выгружают из реактора в транспортную емкость. The end of the process is determined by the cessation of oxygen consumption, the establishment of a constant pressure in the system and a drop in temperature in the reaction zone. After the end of the oxidation process, filters are blown off, and the uranium oxide oxide powder is discharged from the reactor into the transport tank.
Осуществление изобретения позволяет получать практически стехиометрическую закись-окись урана в контролируемых технологических условиях, снизить потери урана, улучшить санитарные и экологические характеристики процесса путем сокращения газовых сбросов в результате рециркуляции газовой смеси и в целом повысить уровень технологичности процесса. The implementation of the invention allows to obtain practically stoichiometric uranium oxide in controlled technological conditions, reduce uranium losses, improve sanitary and environmental characteristics of the process by reducing gas discharges as a result of recirculation of the gas mixture and generally improve the processability.
Источники информации:
1. С. Столлер, Р.Ричардс. Переработка ядерного горючего М., Атомиздат, 1964, с.с. 97, 550.Sources of information:
1. S. Stoller, R. Richards. Nuclear fuel reprocessing M., Atomizdat, 1964, S.S. 97, 550.
2. А. Фежье, М. Пирсуль. Способ получения топливных урановых таблеток (варианты). Патент РФ N 2081063, приор. 05.12.89. 2. A. Fezhier, M. Piersoul. A method of obtaining fuel uranium tablets (options). RF patent N 2081063, prior. 12/05/89.
3. Корнилов В.Ф., Кнутарев А.П. и др. Способ переработки оружейного высокообогащенного урана и его сплавов в топливный материал для атомных реакторов. Патент Р.Ф. N 2057377, 27.03.1996 (прототип). 3. Kornilov V.F., Knutarev A.P. et al. A method for processing weapons-grade highly enriched uranium and its alloys into fuel material for nuclear reactors. Patent R.F. N 2057377, 03/27/1996 (prototype).
4. Свойства элементов. Справочник под ред. Г.В. Самсонова. Часть 2. М., Металлургия, 1976, с.с. 239-271. 4. Properties of the elements. Handbook Ed. G.V. Samsonova. Part 2. M., Metallurgy, 1976, S.S. 239-271.
5. Б. В. Громов. Введение в химическую технологию урана. М., Атомиздат, 1978, с.с. 229-234. 5. B.V. Gromov. Introduction to the chemical technology of uranium. M., Atomizdat, 1978, S.S. 229-234.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99101882A RU2150431C1 (en) | 1999-02-02 | 1999-02-02 | Method of preparing uranous-uranyl oxide |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU99101882A RU2150431C1 (en) | 1999-02-02 | 1999-02-02 | Method of preparing uranous-uranyl oxide |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2150431C1 true RU2150431C1 (en) | 2000-06-10 |
Family
ID=20215306
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU99101882A RU2150431C1 (en) | 1999-02-02 | 1999-02-02 | Method of preparing uranous-uranyl oxide |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2150431C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2247076C1 (en) * | 2003-07-22 | 2005-02-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский Институт Научно- производственное объединение "Луч" (ФГУП "НИИ НПО "Луч") | Method for uranium oxide production |
| RU2299857C1 (en) * | 2005-11-15 | 2007-05-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский Институт Научно-производственное объединение "Луч" (ФГУП НИИ НПО "Луч") | Uranium oxide preparation method |
| RU2481272C1 (en) * | 2011-11-14 | 2013-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method of producing uranium oxide |
| RU2522619C1 (en) * | 2013-01-09 | 2014-07-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of obtaining uranium dioxide |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2222581A (en) * | 1988-09-09 | 1990-03-14 | British Nuclear Fuels Plc | Uranium dioxide production |
| RU2057377C1 (en) * | 1993-08-23 | 1996-03-27 | Уральский электрохимический комбинат | Method for recovery of highly enriched armament uranium and its alloys into fuel for nuclear reactors |
| RU2081063C1 (en) * | 1989-12-05 | 1997-06-10 | Компани Женераль де Матьер Нюклеэр | Method of preparing fuel uranium pellets (versions) |
-
1999
- 1999-02-02 RU RU99101882A patent/RU2150431C1/en active
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB2222581A (en) * | 1988-09-09 | 1990-03-14 | British Nuclear Fuels Plc | Uranium dioxide production |
| RU2081063C1 (en) * | 1989-12-05 | 1997-06-10 | Компани Женераль де Матьер Нюклеэр | Method of preparing fuel uranium pellets (versions) |
| RU2057377C1 (en) * | 1993-08-23 | 1996-03-27 | Уральский электрохимический комбинат | Method for recovery of highly enriched armament uranium and its alloys into fuel for nuclear reactors |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| База данных WPINDEX on STN, неделя 197703, Лондон: Дервент Информейшн ЛТД, AN 1977-03996 Y, DE 1667851, реферат. * |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2247076C1 (en) * | 2003-07-22 | 2005-02-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский Институт Научно- производственное объединение "Луч" (ФГУП "НИИ НПО "Луч") | Method for uranium oxide production |
| RU2299857C1 (en) * | 2005-11-15 | 2007-05-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие Научно-исследовательский Институт Научно-производственное объединение "Луч" (ФГУП НИИ НПО "Луч") | Uranium oxide preparation method |
| RU2481272C1 (en) * | 2011-11-14 | 2013-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Method of producing uranium oxide |
| RU2522619C1 (en) * | 2013-01-09 | 2014-07-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Method of obtaining uranium dioxide |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR100293482B1 (en) | Method of Manufacturing Nuclear Fuel Sintered | |
| US4090976A (en) | Process for producing uranium oxide rich compositions from uranium hexafluoride | |
| CN110042434B (en) | Reaction device for uranium fluorination reaction of molten salt system and operation method thereof | |
| US3786120A (en) | Conversion of uranium hexafluoride to uranium dioxide structures of controlled density and grain size | |
| KR19990004218A (en) | How to recycle defective products of oxide fueled sintered body | |
| EP1799380B1 (en) | Magnesium removal from magnesium reduced metal powders | |
| US9966156B2 (en) | Process for manufacturing a pellet of at least one metal oxide | |
| JP3610942B2 (en) | Method for producing niobium and / or tantalum powder | |
| RU2150431C1 (en) | Method of preparing uranous-uranyl oxide | |
| EP1985587A1 (en) | Two step dry UO2 production process | |
| US3930787A (en) | Sintering furnace with hydrogen carbon dioxide atmosphere | |
| US2962359A (en) | Process for making aluminum nitride | |
| KR101352371B1 (en) | Fabrication method of low oxygen titanium powders by Self-propagating High-temperature synthesis | |
| JPS6054635B2 (en) | Method for producing high-density oxide nuclear fuel bodies | |
| US4234550A (en) | Method for treating a particulate nuclear fuel material | |
| RU2066299C1 (en) | Method to produce uranium dioxide powders or uranium based mixed oxides | |
| RU90063U1 (en) | DEVICE FOR PRODUCING DOPED URANIUM OXIDES | |
| KR20250008921A (en) | High purity low enriched uranium reverse conversion process | |
| Bicerolu et al. | The chlorination kinetics of zirconium dioxide in the presence of carbon | |
| RU2293060C2 (en) | Method of preparing uranium mononitride and uranium mononitride/plutonium mixture | |
| JPH10114526A (en) | Method for converting uranium alloy to fuel precursor and apparatus therefor | |
| RU2701542C1 (en) | Method of pelletised fuel production for nuclear reactors fuel elements | |
| JP2671265B2 (en) | Method for producing uranium and / or plutonium nitride | |
| JP2003129115A (en) | Method for producing niobium and / or tantalum powder | |
| RU2111169C1 (en) | Method of fluorination of metallic uranium to uranium hexafluoride |