RU2360988C2 - Treatment method of concentrates of natural uranium - Google Patents
Treatment method of concentrates of natural uranium Download PDFInfo
- Publication number
- RU2360988C2 RU2360988C2 RU2007130841/02A RU2007130841A RU2360988C2 RU 2360988 C2 RU2360988 C2 RU 2360988C2 RU 2007130841/02 A RU2007130841/02 A RU 2007130841/02A RU 2007130841 A RU2007130841 A RU 2007130841A RU 2360988 C2 RU2360988 C2 RU 2360988C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- solution
- washing
- extraction
- extract
- Prior art date
Links
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 118
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 117
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 35
- 239000012141 concentrate Substances 0.000 title claims abstract description 21
- 238000005406 washing Methods 0.000 claims abstract description 34
- 239000000284 extract Substances 0.000 claims abstract description 33
- 238000000605 extraction Methods 0.000 claims abstract description 26
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 25
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 25
- 238000002386 leaching Methods 0.000 claims abstract description 8
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 8
- 239000004215 Carbon black (E152) Substances 0.000 claims abstract description 7
- 229930195733 hydrocarbon Natural products 0.000 claims abstract description 7
- 150000002430 hydrocarbons Chemical class 0.000 claims abstract description 7
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 claims description 6
- 239000000243 solution Substances 0.000 abstract description 60
- 238000000746 purification Methods 0.000 abstract description 11
- ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N Molybdenum Chemical compound [Mo] ZOKXTWBITQBERF-UHFFFAOYSA-N 0.000 abstract description 6
- 229910052750 molybdenum Inorganic materials 0.000 abstract description 6
- 239000011733 molybdenum Substances 0.000 abstract description 6
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 238000005272 metallurgy Methods 0.000 abstract 1
- 239000011259 mixed solution Substances 0.000 abstract 1
- 239000002904 solvent Substances 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 18
- WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N tungsten Chemical compound [W] WFKWXMTUELFFGS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 229910052721 tungsten Inorganic materials 0.000 description 6
- 239000010937 tungsten Substances 0.000 description 6
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical class [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 3
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 3
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 3
- SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H uranium hexafluoride Chemical compound F[U](F)(F)(F)(F)F SANRKQGLYCLAFE-UHFFFAOYSA-H 0.000 description 3
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 1
- BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L Carbonate Chemical compound [O-]C([O-])=O BVKZGUZCCUSVTD-UHFFFAOYSA-L 0.000 description 1
- 230000002378 acidificating effect Effects 0.000 description 1
- 238000009933 burial Methods 0.000 description 1
- 238000001354 calcination Methods 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 150000002222 fluorine compounds Chemical class 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 description 1
- ZOKXTWBITQBERF-RNFDNDRNSA-N molybdenum-100 Chemical compound [100Mo] ZOKXTWBITQBERF-RNFDNDRNSA-N 0.000 description 1
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000010129 solution processing Methods 0.000 description 1
- 239000007858 starting material Substances 0.000 description 1
- 239000011550 stock solution Substances 0.000 description 1
- 150000003671 uranium compounds Chemical class 0.000 description 1
- -1 uranium peroxide Chemical class 0.000 description 1
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Landscapes
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к способам переработки концентратов природного урана и может быть использовано в технологии их переработки до оксидов урана или гексафторида урана энергетического назначения.The invention relates to methods for processing natural uranium concentrates and can be used in the technology of their processing to uranium oxides or energy uranium hexafluoride.
Известен способ переработки концентратов природного урана, который заключается в следующем. Соединения урана выщелачивают раствором азотной кислоты с избыточной кислотностью 20-30 г/л, после чего осуществляют экстракцию урана раствором 30-40% ТБФ в углеводородном разбавителе при отношении потока органического раствора к потоку водного О:В=2,5:1. Экстракт, содержащий 100-140 г/л урана (83-87% от предельного насыщения экстрагента ураном), отмывают от примесей 60-240 г/л раствором азотной кислоты при отношении потока органического раствора к потоку промывного О:В=10:1. Промывной раствор, выходящий из промывного блока, подсоединяют к исходному раствору в экстракционном блоке. Реэкстракцию урана осуществляют при 60°С подкисленной водой при отношении потоков О:В=1:(1-2). Водный раствор урана, содержащий 50-115 г/л урана (реэкстракт), направляют на операции денитрации раствора уранилнитрата или осаждение полиураната аммония либо пероксида урана с дальнейшим прокаливанием их до оксида урана. Органический раствор, выходящий из реэкстракционного блока, после карбонатной промывки возвращают в экстракционный блок. (Н.С.Тураев, И.И. Жерин. Химия и технология урана. - М.: Издательский дом «Руда и металлы», 2006, - 315-316 с.).A known method of processing concentrates of natural uranium, which is as follows. Uranium compounds are leached with a solution of nitric acid with an excess acidity of 20-30 g / l, after which the uranium is extracted with a solution of 30-40% TBP in a hydrocarbon diluent with the ratio of the flow of the organic solution to the flow of aqueous O: B = 2.5: 1. An extract containing 100-140 g / l of uranium (83-87% of the maximum saturation of the extractant with uranium) is washed from impurities 60-240 g / l of a solution of nitric acid at a ratio of the flow of organic solution to the flow of washing O: B = 10: 1. The washing solution exiting the washing block is connected to the initial solution in the extraction block. Re-extraction of uranium is carried out at 60 ° C with acidified water at a flow ratio of O: B = 1: (1-2). An aqueous solution of uranium containing 50-115 g / l of uranium (re-extract) is sent to the operations of denitration of a solution of uranyl nitrate or precipitation of ammonium polyuranate or uranium peroxide with their subsequent calcination to uranium oxide. The organic solution exiting the stripping unit, after carbonate washing, is returned to the extraction unit. (N.S. Turaev, II Zherin. Chemistry and technology of uranium. - M.: Publishing House "Ore and Metals", 2006, - 315-316 p.).
Недостатками способа являются:The disadvantages of the method are:
- относительно низкое содержание урана в исходном растворе 250-350 г/л, что снижает удельную производительность экстракционной установки, увеличивает объем водно-хвостовых растворов и затраты на подготовку их к захоронению;- a relatively low uranium content in the initial solution of 250-350 g / l, which reduces the specific productivity of the extraction installation, increases the volume of water-tail solutions and the cost of preparing them for disposal;
- низкое насыщение экстрагента ураном в промывном блоке экстракционной установки при переработке концентратов природного урана с большим содержанием примесей не обеспечивает достаточную очистку урана от примесей; вследствие этого содержание примесей в гексафториде урана (ГФУ) для обогащения превышает допустимые ASTM С 787-03 значения;- low saturation of the extractant with uranium in the washing unit of the extraction unit during the processing of natural uranium concentrates with a high content of impurities does not provide sufficient purification of uranium from impurities; as a result, the content of impurities in uranium hexafluoride (HFCs) for enrichment exceeds the permissible ASTM C 787-03 values;
- применение на операции промывки экстракта урана растворов, содержащих 60-240 г/л азотной кислоты, дает незначительный эффект по очистке урана от примесей, кроме того, приводит к увеличению содержания азотной кислоты в водно-хвостовых растворах, что требует дополнительных затрат на подготовку их к захоронению.- the use of solutions containing 60-240 g / l of nitric acid in the washing operation of the uranium extract gives an insignificant effect on the purification of uranium from impurities, in addition, leads to an increase in the content of nitric acid in water-tail solutions, which requires additional costs for their preparation to burial.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату является способ переработки концентратов природного урана, который включает следующие операции (прототип).The closest in technical essence and the achieved result is a method of processing concentrates of natural uranium, which includes the following operations (prototype).
Концентрат выщелачивают 40%-ным раствором азотной кислоты. В готовой пульпе обычно содержится урана 350-450 г/л, концентрация свободной азотной кислоты 0,8-1,8 моль/л. Экстракцию урана ведут (30±2) об.% раствором трибутил-фосфата в углеводородном разбавителе. Экстракт содержит урана около 95 г/л, рафинат - меньше 0,1 г/л. Экстракт урана промывают для удаления примесей при соотношении потоков О:В, равном 10:1, причем в качестве промывного раствора используют «готовый раствор» со стадии реэкстракции - реэкстракт, содержание в нем урана около 115 г/л. Органический раствор, выходящий из промывной колонны, содержит урана около 90 г/л, а водный раствор после промывки им экстракта содержит урана около 165 г/л - этот раствор добавляется к пульпе, полученной после растворения концентратов урана, перед подачей ее в экстракторы. Из промытого экстракта реэкстрагируют уран при соотношении 0:В=0,8:1, в качестве реэкстрагирующего раствора используют слабокислый конденсат от упаривания реэкстракта на стадии производства оксидов урана (Ч.Харрингтон, А.Рюэле. Технология производства урана. - М.: Госатомиздат, 1961, сс.178-186).The concentrate is leached with a 40% nitric acid solution. The finished pulp usually contains uranium 350-450 g / l, the concentration of free nitric acid 0.8-1.8 mol / l. Uranium is extracted with (30 ± 2) vol% tributyl phosphate solution in a hydrocarbon diluent. The extract contains uranium about 95 g / l, raffinate - less than 0.1 g / l. Uranium extract is washed to remove impurities with an O: B flow ratio of 10: 1, moreover, a “ready-made solution” from the stripping stage is used as a washing solution — re-extract, the content of uranium in it is about 115 g / l. The organic solution leaving the wash column contains about 90 g / L of uranium, and the aqueous solution after washing the extract contains about 165 g / L of uranium - this solution is added to the pulp obtained after the uranium concentrates are dissolved before it is fed to the extractors. Uranium is re-extracted from the washed extract at a ratio of 0: B = 0.8: 1, a weakly acidic condensate is used as a stripping solution from evaporation of the re-extract at the uranium oxide production stage (C. Harrington, A. Ruele. Uranium production technology. - M.: Gosatomizdat , 1961, pp. 178-186).
Невысокое насыщение ураном экстрагента на стадии экстракции (95 г/л, 79,1% насыщение экстрагента ураном) и на стадии промывки экстракта (90 г/л, 75% насыщение экстрагента ураном) не обеспечивает очистку от ряда примесей, содержание которых в гексафториде урана (ГФУ) для обогащения регламентируется нормами ASTM С 787-03.The low saturation of the extractant with uranium at the extraction stage (95 g / l, 79.1% saturation of the extractant with uranium) and at the stage of washing the extract (90 g / l, 75% saturation of the extractant with uranium) does not provide purification from a number of impurities whose content in uranium hexafluoride (HFCs) for enrichment is governed by ASTM C 787-03.
Задачей изобретения является повышение степени очистки урана от молибдена и вольфрама при экстракционной переработке азотнокислых растворов природного урана с тем, чтобы содержание этих примесей в реэкстрактах урана не превышало значений, допустимых ASTM С 787-03 для примесей в ГФУ для обогащения.The objective of the invention is to increase the degree of purification of uranium from molybdenum and tungsten during the extraction processing of nitric acid solutions of natural uranium so that the content of these impurities in the uranium strips does not exceed the values allowed by ASTM C 787-03 for impurities in HFCs for enrichment.
Решение этой задачи достигается тем, что в способе переработки концентратов природного урана, включающем выщелачивание концентрата урана раствором азотной кислоты, экстракцию урана трибутилфосфатом в углеводородном разбавителе, промывку экстракта с использованием реэкстракта и реэкстракцию урана, экстракцию урана ведут до 85-92%-ного насыщения экстрагента ураном, а промывку экстракта осуществляют частью реэкстракта урана, упаренного до содержания 450-500 г/л урана, в режиме предельного насыщения экстрагента ураном до содержания урана в экстракте 119-120 г/л.The solution to this problem is achieved by the fact that in the method of processing natural uranium concentrates, which includes leaching a uranium concentrate with a solution of nitric acid, extracting uranium with tributyl phosphate in a hydrocarbon diluent, washing the extract using a reextract, and stripping uranium, the extraction of uranium leads to 85-92% saturation of the extractant uranium, and the washing of the extract is carried out with a part of a reextract of uranium evaporated to a content of 450-500 g / l of uranium, in the mode of maximum saturation of the extractant with uranium to the content of uranium in strakte 119-120 g / l.
Промывной раствор, полученный после промывки экстракта урана, объединяют с раствором урана от выщелачивания концентратов, и после корректировки по содержанию азотной кислоты и урана объединенный раствор направляют на экстракцию.The washing solution obtained after washing the uranium extract is combined with the uranium solution from leaching of the concentrates, and after adjusting for the content of nitric acid and uranium, the combined solution is sent for extraction.
Промывку экстракта осуществляют при соотношении потоков О:В=(15-20):1.Washing of the extract is carried out at a flow ratio of O: B = (15-20): 1.
Содержание азотной кислоты в растворах урана, направляемых на экстракцию, составляет 0,5-0,8 моль/л.The content of nitric acid in uranium solutions sent for extraction is 0.5-0.8 mol / L.
Способ осуществляют следующим образом.The method is as follows.
Выщелачивают концентрат природного урана раствором азотной кислоты с получением пульпы, из которой после отделения нерастворимого остатка получают раствор урана. Раствор урана, содержащий 400-450 г/л урана и 0,5-0,8 г/л азотной кислоты, направляют на экстракцию 30%-ным трибутилфосфатом (ТБФ) в углеводородном разбавителе. Экстракцию проводят до 85-92%-ного насыщения экстрагента ураном. Экстракт промывают концентрированным раствором урана в режиме предельного насыщения экстрагента ураном до содержания урана в экстракте 119-120 г/л, при этом для промывки используют часть реэкстракта, предварительно упаренного до 450-500 г/л урана, при отношении потока органического раствора к потоку водного О:В=(15-20):1. Из промытого экстракта осуществляют реэкстракцию урана раствором слабой азотной кислоты (можно использовать конденсат от операции упаривания реэкстракта) при отношении потоков органического раствора к водному О:В=1:(1-1,2) при температуре 40-70°С. Реэкстракт направляют на упаривание и далее на переработку до оксидов урана или ГФУ.The natural uranium concentrate is leached with a solution of nitric acid to obtain pulp, from which, after separation of the insoluble residue, a uranium solution is obtained. A uranium solution containing 400-450 g / l of uranium and 0.5-0.8 g / l of nitric acid is sent for extraction with 30% tributyl phosphate (TBP) in a hydrocarbon diluent. The extraction is carried out to 85-92% saturation of the extractant with uranium. The extract is washed with a concentrated solution of uranium in the mode of maximum saturation of the extractant with uranium to the content of uranium in the extract 119-120 g / l, while for washing use part of the stripping pre-evaporated to 450-500 g / l of uranium, with the ratio of the flow of the organic solution to the flow of aqueous O: B = (15-20): 1. From the washed extract, uranium is back-extracted with a solution of weak nitric acid (condensate from the evaporation of the back-extract can be used) with the ratio of the flows of the organic solution to aqueous O: B = 1: (1-1.2) at a temperature of 40-70 ° С. The re-extract is sent for evaporation and further for processing to uranium oxides or HFCs.
Водный раствор, полученный из промывного раствора на операции промывки, объединяют с раствором урана от выщелачивания концентратов урана, объединенный раствор после корректировки по содержанию урана и азотной кислоты направляют на стадию экстракции.The aqueous solution obtained from the washing solution for washing operations is combined with a uranium solution from leaching of uranium concentrates, the combined solution after adjusting for the content of uranium and nitric acid is sent to the extraction stage.
Предлагаемый способ опробован на лабораторной установке по переработке концентратов природного урана. В качестве исходного материала применяли концентрат урана, соответствующий по составу «Техническим требованиям для концентрата урана ASTM C967-87».The proposed method was tested in a laboratory installation for the processing of concentrates of natural uranium. As a starting material, a uranium concentrate corresponding to the composition “Technical requirements for ASTM C967-87 uranium concentrate” was used.
Пример.Example.
Растворы урана получали путем выщелачивания концентратов природного урана растворами азотной кислоты и отделения их от нерастворимых остатков. В первом растворе содержание урана и азотной кислоты составляло 400 г/л и 1 моль/л соответственно (способ-прототип, опыт 1), во втором растворе содержание урана - 400 г/л, азотной кислоты - 0,5 моль/л (заявляемый способ, опыт 2).Uranium solutions were prepared by leaching concentrates of natural uranium with nitric acid solutions and separating them from insoluble residues. In the first solution, the content of uranium and nitric acid was 400 g / l and 1 mol / l, respectively (prototype method, experiment 1), in the second solution, the content of uranium was 400 g / l, nitric acid - 0.5 mol / l (claimed method, experience 2).
Экстракционная переработка растворов урана осуществлялась на лабораторной экстракционной установке, состоящей из центробежных экстракторов, в следующих режимах проведения основных операций:Extraction processing of uranium solutions was carried out on a laboratory extraction plant, consisting of centrifugal extractors, in the following modes of conducting the main operations:
экстракция - 7 центробежных экстракторов, отношение потока исходного раствора к потоку органического выбиралось из насыщения экстрагента ураном 95 г/л по способу-прототипу и 110 г/л по предлагаемому способу;extraction - 7 centrifugal extractors, the ratio of the flow of the initial solution to the flow of organic was selected from saturation of the extractant with uranium 95 g / l according to the prototype method and 110 g / l according to the proposed method;
промывка экстракта - 4 центробежных экстрактора, отношение потока органического раствора к потоку промывного при переработке растворов урана по способу-прототипу О:В=10:1, при переработке растворов урана по предлагаемому способу О:В=20:1;washing the extract — 4 centrifugal extractors, the ratio of the flow of the organic solution to the washing stream during the processing of uranium solutions according to the prototype method O: B = 10: 1, when processing uranium solutions according to the proposed method O: B = 20: 1;
реэкстракция урана - 13 центробежных экстракторов, температура - 70°С.Uranium reextraction - 13 centrifugal extractors, temperature - 70 ° С.
Экстрагент - 30% ТБФ в углеводородном разбавителе.Extractant - 30% TBP in a hydrocarbon diluent.
Состав исходных, промывных и реэкстрагирующих растворов приведен в таблице 1.The composition of the source, washing and stripping solutions are shown in table 1.
Содержание в исходных растворах примесей, от которых требуется очистить уран, приведено в таблице 2. Там же приведено допустимое требованиями ASTM С 787-03 содержание примесей в ГФУ для обогащения.The content in the initial solutions of impurities from which uranium is required to be purified is given in Table 2. The content of impurities in HFCs acceptable for ASTM C 787-03 requirements for enrichment is also given there.
Содержание урана и азотной кислоты в технологических продуктах по способу-прототипу и предлагаемому способу приведено в таблице 3, содержание примесей в экстрактах и реэкстрактах урана по способу-прототипу и предлагаемому способу, а также коэффициенты очистки от примесей приведены в таблице 4.The content of uranium and nitric acid in technological products according to the prototype method and the proposed method are shown in table 3, the impurity content in the extracts and reextracts of uranium according to the prototype method and the proposed method, as well as the cleaning coefficients from impurities are shown in table 4.
Из данных, приведенных в таблицах 2 и 4, следует, что при насыщении экстрагента ураном 94,9 г/л, соответствующем насыщению экстрагента ураном в способе-прототипе (79,1) %, коэффициенты очистки урана от молибдена и вольфрама составили 30 и 6,6. Увеличение насыщения экстрагента ураном на операции экстракции до 109,8 г/л по предлагаемому способу увеличило коэффициент очистки урана от молибдена до 60, от вольфрама до 10.From the data given in tables 2 and 4, it follows that when the extractant was saturated with uranium 94.9 g / l, corresponding to the saturation of the extractant with uranium in the prototype method (79.1)%, the coefficients of uranium purification from molybdenum and tungsten were 30 and 6 , 6. The increase in saturation of the extractant with uranium in the extraction operation to 109.8 g / l by the proposed method increased the coefficient of purification of uranium from molybdenum to 60, from tungsten to 10.
В результате промывки экстракта в режиме предельного насыщения экстрагента ураном (119-120 г/л), концентрированным (450-500 г/л) раствором урана (упаренный реэкстракт), получена большая по сравнению со способом-прототипом очистка урана от молибдена и вольфрама (таблица 4). Так, в способе-прототипе содержание молибдена и вольфрама в реэкстракте уменьшилось по сравнению с содержанием в экстракте соответственно в 3,3 раза и в 1,5 раза, а в заявляемом способе - более чем в 10 раз и более чем в 2 раза соответственно.As a result of washing the extract in the mode of maximum saturation of the extractant with uranium (119-120 g / l), concentrated (450-500 g / l) uranium solution (one stripped off re-extract), a large purification of uranium from molybdenum and tungsten (compared to the prototype method) was obtained table 4). So, in the prototype method, the content of molybdenum and tungsten in the reextract decreased compared with the content in the extract, respectively, 3.3 times and 1.5 times, and in the present method more than 10 times and more than 2 times, respectively.
Суммарный коэффициент очистки урана (экстракция+промывка) составил от молибдена 100 по способу-прототипу и >600 по предлагаемому способу, от вольфрама - 10 по способу-прототипу и >20 по предлагаемому способу.The total coefficient of purification of uranium (extraction + washing) was from molybdenum 100 according to the prototype method and> 600 according to the proposed method, from tungsten - 10 according to the prototype method and> 20 according to the proposed method.
Таким образом, содержание примесей в реэкстрактах урана в заявляемом способе соответствовало требованиям ASTM С 787-03 по содержанию примесей в ГФУ для обогащения.Thus, the content of impurities in the strips of uranium in the inventive method met the requirements of ASTM C 787-03 for the content of impurities in HFCs for enrichment.
Claims (4)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007130841/02A RU2360988C2 (en) | 2007-08-13 | 2007-08-13 | Treatment method of concentrates of natural uranium |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2007130841/02A RU2360988C2 (en) | 2007-08-13 | 2007-08-13 | Treatment method of concentrates of natural uranium |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2007130841A RU2007130841A (en) | 2009-02-20 |
| RU2360988C2 true RU2360988C2 (en) | 2009-07-10 |
Family
ID=40531388
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2007130841/02A RU2360988C2 (en) | 2007-08-13 | 2007-08-13 | Treatment method of concentrates of natural uranium |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2360988C2 (en) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2447168C1 (en) * | 2010-08-04 | 2012-04-10 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing chemical concentrate of natural uranium |
| RU2451761C1 (en) * | 2010-11-01 | 2012-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing natural uranium chemical concentrate |
| RU2517633C1 (en) * | 2013-01-09 | 2014-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing silicon-containing chemical concentrate of natural uranium |
| RU2542868C2 (en) * | 2009-12-22 | 2015-02-27 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Method of purifying uranium from natural uranium concentrate |
| RU2554830C2 (en) * | 2013-09-19 | 2015-06-27 | Акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of extraction uranium refining |
| RU2576819C1 (en) * | 2014-12-08 | 2016-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Procedure for processing silicon containing wastes of uranium production |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2398036C1 (en) * | 2009-03-30 | 2010-08-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Procedure for processing chemical concentrate of natural uranium |
| RU2490348C1 (en) * | 2012-01-11 | 2013-08-20 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing chemical concentrate of natural uranium |
| RU2496898C1 (en) * | 2012-02-21 | 2013-10-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing chemical concentrate of natural uranium |
| RU2514557C1 (en) * | 2012-12-03 | 2014-04-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Preparation of uranium-bearing stock for extraction |
| RU2626264C2 (en) * | 2015-08-10 | 2017-07-25 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Национальный исследовательский Томский государственный университет" (ТГУ, НИ ТГУ) | Method of deactivating ores, ore and technogenic concentrates |
| RU2640697C1 (en) * | 2017-03-20 | 2018-01-11 | Акционерное общество "Далур" | Method of producing uranium concentrate from nitrate-sulfate solutions |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3813464A (en) * | 1968-09-04 | 1974-05-28 | Allied Chem | Method of dissolving spent nuclear fuel |
| US4832924A (en) * | 1986-12-26 | 1989-05-23 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Process for producing uranium oxides |
| CN1118337A (en) * | 1995-06-30 | 1996-03-13 | 中国核动力研究设计院 | Dissolving U with nitric acid3O8By the novel process |
| EP1041578A2 (en) * | 1999-03-24 | 2000-10-04 | General Electric Company | Process for converting uranium metal alloys to UO2 powder and pellets |
| RU2003109209A (en) * | 2002-06-21 | 2004-12-20 | Открытое акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" | METHOD FOR PROCESSING CHEMICAL CONCENTRATE OF NATURAL URANIUM |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2315716C2 (en) * | 2002-06-21 | 2008-01-27 | Открытое акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" | Method of the natural uranium chemical concentrate processing |
-
2007
- 2007-08-13 RU RU2007130841/02A patent/RU2360988C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3813464A (en) * | 1968-09-04 | 1974-05-28 | Allied Chem | Method of dissolving spent nuclear fuel |
| US4832924A (en) * | 1986-12-26 | 1989-05-23 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Process for producing uranium oxides |
| CN1118337A (en) * | 1995-06-30 | 1996-03-13 | 中国核动力研究设计院 | Dissolving U with nitric acid3O8By the novel process |
| EP1041578A2 (en) * | 1999-03-24 | 2000-10-04 | General Electric Company | Process for converting uranium metal alloys to UO2 powder and pellets |
| RU2003109209A (en) * | 2002-06-21 | 2004-12-20 | Открытое акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" | METHOD FOR PROCESSING CHEMICAL CONCENTRATE OF NATURAL URANIUM |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ХАРРИНГТОН Ч., РЮЭЛЕ А. Технология производства урана. - М.: Госатомиздат, 1961, с.178-186. * |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2542868C2 (en) * | 2009-12-22 | 2015-02-27 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик Э Оз Энержи Альтернатив | Method of purifying uranium from natural uranium concentrate |
| RU2447168C1 (en) * | 2010-08-04 | 2012-04-10 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing chemical concentrate of natural uranium |
| RU2451761C1 (en) * | 2010-11-01 | 2012-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing natural uranium chemical concentrate |
| RU2517633C1 (en) * | 2013-01-09 | 2014-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing silicon-containing chemical concentrate of natural uranium |
| RU2554830C2 (en) * | 2013-09-19 | 2015-06-27 | Акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of extraction uranium refining |
| RU2576819C1 (en) * | 2014-12-08 | 2016-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Procedure for processing silicon containing wastes of uranium production |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2007130841A (en) | 2009-02-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2360988C2 (en) | Treatment method of concentrates of natural uranium | |
| RU2517651C1 (en) | Method for solvent refining of nitrate solutions containing rare-earth metals | |
| US8652425B2 (en) | Industrial extraction of uranium using ammonium carbonate and membrane separation | |
| AU2015265793B2 (en) | Hydrometallurgical treatment of anode sludge | |
| US3458277A (en) | Process for the recovery of molybdenum values as high purity ammonium paramolybdate from impure molybdenum-bearing solution,with optional recovery of rhenium values if present | |
| El-Hussaini et al. | Extraction of niobium and tantalum from nitrate and sulfate media by using MIBK | |
| AU2011243991A1 (en) | Industrial extraction of uranium using ammonium carbonate and membrane separation | |
| RU2670232C2 (en) | Method for separation of niobium and tantalum | |
| US4207294A (en) | Process for recovering uranium from wet-process phosphoric acid | |
| US2962372A (en) | Columbium and tantalum separation | |
| CA1079424A (en) | Process for treating nitric effluents | |
| WO2004087971A1 (en) | A process for recovery of high purity uranium from fertilizer grade weak phosphoric acid | |
| US3112991A (en) | Process for recovery of fluoride-free columbium and tantalum pentoxides from organic extracts | |
| WO2016201456A1 (en) | Method for comprehensive black-shale ore processing | |
| RU2398036C1 (en) | Procedure for processing chemical concentrate of natural uranium | |
| Coleman et al. | Solvent Extraction Recovery of Technetium, Neptunium, and Uranium from Fluorination Plant Residues | |
| EP0041459A1 (en) | Process for the lixiviation of a niobium and/or tantalum ore containing calcium as main impurity | |
| US5229086A (en) | Removal of molybdenum from uranium-bearing solutions | |
| US3607007A (en) | Separation of molybdenum values from tungsten values by solvent extraction | |
| RU2654818C1 (en) | Method for palladium recovery from the acidic copper-containing solution | |
| RU2490348C1 (en) | Method of processing chemical concentrate of natural uranium | |
| RU2611001C1 (en) | Extraction separation of scandium and thorium | |
| RU2713766C1 (en) | Method of separating yttrium and ytterbium from titanium impurities | |
| CA2596708C (en) | Chemical beneficiation of raw material, containing tantalum-niobium | |
| RU2398902C1 (en) | Procedure for hydro-metallurgical treatment of rhenium containing molybdenum concentrate |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20090814 |