RU2576819C1 - Procedure for processing silicon containing wastes of uranium production - Google Patents
Procedure for processing silicon containing wastes of uranium production Download PDFInfo
- Publication number
- RU2576819C1 RU2576819C1 RU2014149257/02A RU2014149257A RU2576819C1 RU 2576819 C1 RU2576819 C1 RU 2576819C1 RU 2014149257/02 A RU2014149257/02 A RU 2014149257/02A RU 2014149257 A RU2014149257 A RU 2014149257A RU 2576819 C1 RU2576819 C1 RU 2576819C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranium
- solution
- nitric acid
- leaching
- nitric
- Prior art date
Links
Landscapes
- Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области гидрометаллургии урана и его соединений и может быть использовано в технологии переработки урансодержащих материалов, а именно отходов уранового производства с низким (менее 3% масс.) содержанием урана, с высоким (до 15% масс.) содержанием кремния.The invention relates to the field of hydrometallurgy of uranium and its compounds and can be used in the technology of processing uranium-containing materials, namely uranium production wastes with low (less than 3% wt.) Uranium content, with high (up to 15% wt.) Silicon content.
Переработка урансодержащих материалов с высоким содержанием примесей, таких как железо, алюминий, углерод, магний, фосфор, свинец, в частности, кремний (до 15%) сопровождается серьезными трудностями, связанными с усложнением проведения процесса экстракции. При выщелачивании урана водным раствором азотной кислоты из урансодержащих материалов с повышенным содержанием кремния образуются суспензии (пульпы), содержащие, помимо нерастворимых остатков, гели кремниевой кислоты, представляющие собой продукт полимеризации кремниевой кислоты. Кремниевая кислота при контакте с органической фазой является причиной сильного эмульгирования (образование стойких, нерасслаивающихся эмульсий, межфазных пленок) в процессе экстракции. В результате чего, основные технологические показатели процессов экстракции урана - скорость процесса, коэффициент разделения урана снижаются. Возможна полная остановка процесса.The processing of uranium-containing materials with a high content of impurities, such as iron, aluminum, carbon, magnesium, phosphorus, lead, in particular silicon (up to 15%), is accompanied by serious difficulties associated with complicating the extraction process. When uranium is leached with an aqueous solution of nitric acid from uranium-containing materials with a high silicon content, suspensions (pulps) are formed containing, in addition to insoluble residues, silicic acid gels, which are the product of the polymerization of silicic acid. Silicon acid in contact with the organic phase is the cause of strong emulsification (the formation of persistent, immiscible emulsions, interfacial films) during the extraction process. As a result, the main technological indicators of uranium extraction processes are the speed of the process and the separation coefficient of uranium. A complete stop of the process is possible.
Существующие способы решения подобной проблемы в целом сводятся к предварительному отделению кремния до остаточной концентрации его в растворе 0,1÷0,2 г/л, при такой концентрации не возникает проблем на экстракционном переделе.Existing methods for solving such a problem as a whole are reduced to preliminary separation of silicon to a residual concentration of 0.1 to 0.2 g / l in the solution; at this concentration, there are no problems at the extraction stage.
Известен способ переработки отработанных твэлов различного химического состава с повышенным содержанием кремния [Химическая технология облученного ядерного горючего. Ред. Шевченко В.Б. - М.: Атомиздат, 1971, 448 стр.]. Способ включает добавление в процессе переработки небольшого количества желатина, который способствует флокуляции кремния и удалению его при фильтрации или центрифугировании.A known method of processing spent fuel rods of various chemical composition with a high content of silicon [Chemical technology of irradiated nuclear fuel. Ed. Shevchenko V.B. - M.: Atomizdat, 1971, 448 p.]. The method includes adding a small amount of gelatin during processing, which promotes flocculation of silicon and its removal during filtration or centrifugation.
Недостатками данного способа являются: неполное коагулирование кремниевой кислоты желатином и, следовательно, переход некоторой части кремниевой кислоты в раствор. Этот эффект вызван тем, что различают три полимеризованные формы кремниевой кислоты: α, β и γ. В свою очередь, способностью к коагуляции желатином обладает только глубоко-полимеризованная кремниевая кислота, которая относится к γ-форме [Реми Г. Курс неорганической химии. - М.: ИИЛ, 1963, 919 стр.]. При этом в процессе растворения твэлов не сталкиваются с проблемой отделения нерастворимых остатков, т.к. процесс сопровождается переходом в раствор всей композиции твэла. В свою очередь, процесс растворения урансодержащих материалов с высоким содержанием примесей осложняется тем, что часть материала остается в растворе в виде нерастворимых остатков, которые необходимо отделить.The disadvantages of this method are: incomplete coagulation of silicic acid with gelatin and, therefore, the transition of some of the silicic acid into the solution. This effect is caused by the fact that three polymerized forms of silicic acid are distinguished: α, β and γ. In turn, only deep-polymerized silicic acid, which belongs to the γ-form, has the ability to coagulate gelatin [Remy G. Course of inorganic chemistry. - M.: IIL, 1963, 919 p.]. Moreover, in the process of dissolving the fuel rods, they do not face the problem of separating insoluble residues, because the process is accompanied by a transition to the solution of the entire fuel element composition. In turn, the process of dissolving uranium-containing materials with a high content of impurities is complicated by the fact that part of the material remains in solution in the form of insoluble residues that must be separated.
Известен способ переработки химического концентрата природного урана [патент РФ 2315716. Способ переработки химического концентрата природного урана. Тургумбаева Г.Е., Яшин С.А. и др., МПК C01G 43/01, опубл. 27.01.2008]. Способ заключается в переработке концентрата с содержанием кремния 1,0÷3,6 масс. %, выщелачивании 1,0÷1,5 М азотной кислотой с поддержанием избыточной концентрации азотной кислоты 0,3÷1,0 М в процессе выщелачивания. После завершения процесса выщелачивания пульпу отстаивают в течение 4÷6 часов, в результате чего формируется плотный осадок в виде геля кремниевой кислоты, содержащий также нерастворимые остатки концентрата, осадок отфильтровывают. Раствор после фильтрации содержит, г/л: U=130÷150; HNO3=33÷63; Si=0,1÷0,2. Полученный фильтрат корректируют по азотной кислоте до 1,5÷1,8 М и урану 100 г/л и направляют на экстракционный аффинаж.A known method of processing a chemical concentrate of natural uranium [RF patent 2315716. A method of processing a chemical concentrate of natural uranium. Turgumbaeva G.E., Yashin S.A. and others, IPC C01G 43/01, publ. 01/27/2008]. The method consists in processing the concentrate with a silicon content of 1.0 ÷ 3.6 mass. %, leaching of 1.0 ÷ 1.5 M nitric acid while maintaining an excessive concentration of nitric acid of 0.3 ÷ 1.0 M in the leaching process. After the leaching process is completed, the pulp is settled for 4–6 hours, as a result of which a dense precipitate forms in the form of a silicic acid gel, which also contains insoluble residues of the concentrate, and the precipitate is filtered off. The solution after filtration contains, g / l: U = 130 ÷ 150; HNO 3 = 33 ÷ 63; Si = 0.1 ÷ 0.2. The resulting filtrate is adjusted for nitric acid to 1.5 ÷ 1.8 M and uranium 100 g / l and sent to extraction refining.
Недостатком способа является то, что гели затрудняют фильтрацию нерастворимых остатков концентрата, увеличивают объем фильтруемых осадков, захватывают при фильтрации водный раствор уранилнитрата, увеличивают потери урана с осадками. Уран, частично ушедший с осадком, необходимо отмыть, обработав его кислотой, при этом вместе с ураном в раствор переходит и кремний. Далее раствор направляется на выщелачивание с новой порцией концентрата, повышая и без того высокое содержание кремния в пульпе. При этом низкий диапазон концентрации азотной кислоты на стадии выщелачивания неэффективен при обработке урансодержащих материалов с низким содержание урана и высоким содержанием примесных элементов.The disadvantage of this method is that the gels make it difficult to filter insoluble residues of the concentrate, increase the amount of filtered precipitates, capture an aqueous solution of uranyl nitrate during filtration, and increase losses of uranium with precipitates. Uranium, partially left with the precipitate, must be washed by treating it with acid, while with the uranium, silicon also passes into the solution. Next, the solution is sent to leach with a new portion of the concentrate, increasing the already high silicon content in the pulp. Moreover, the low concentration range of nitric acid at the leaching stage is inefficient when processing uranium-containing materials with a low uranium content and a high content of impurity elements.
Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к заявляемому способу является способ переработки кремнийсодержащего химического концентрата природного урана [патент РФ 2517633. Способ переработки кремнийсодержащего химического концентрата природного урана. Круглов С.Н., Пашков С.А., Рябов А.С. и др., МПК C22B 60/02, опубл. 27.05.2014]. Способ включает выщелачивание урана водным раствором азотной кислоты при повышенной температуре с получением пульпы, состоящей из твердой и водной фаз, отделение фильтрацией водной фазы в виде азотнокислого раствора нитрата уранила от твердой фазы, экстракционный аффинаж урана. В известном способе отфильтрованный азотнокислый раствор нитрата уранила, содержащий уран в концентрации 200÷400 г/л, растворенный кремний в концентрации 1,0÷3,2 г/л и азотную кислоту 1÷2 моль/л, перед подачей на экстракцию выдерживают до стабилизации вязкости раствора. При этом полученные пульпы охлаждают до комнатной температуры и не позднее одних суток после окончания растворения разделяют фильтрацией. Выдержка фильтрата в течение десяти суток увеличивает вязкость раствора до 2,9 мм2/с. Рост вязкости отфильтрованного раствора сопровождается увеличением скорости расслаивания эмульсии в процессе экстракции, а рост межфазных образований снижается вплоть до полного исчезновения.The closest in technical essence and the achieved result to the claimed method is a method of processing a silicon-containing chemical concentrate of natural uranium [RF patent 2517633. A method of processing a silicon-containing chemical concentrate of natural uranium. Kruglov S.N., Pashkov S.A., Ryabov A.S. and others, IPC C22B 60/02, publ. 05/27/2014]. The method involves leaching uranium with an aqueous solution of nitric acid at an elevated temperature to obtain a pulp consisting of a solid and an aqueous phase, separating by filtration of the aqueous phase in the form of a nitric acid solution of uranyl nitrate from the solid phase, extraction refining of uranium. In the known method, the filtered nitric acid solution of uranyl nitrate containing uranium at a concentration of 200 ÷ 400 g / l, dissolved silicon at a concentration of 1.0 ÷ 3.2 g / l and nitric acid 1 ÷ 2 mol / l, before serving for extraction withstand stabilization of the viscosity of the solution. In this case, the resulting pulps are cooled to room temperature and no later than one day after the end of dissolution is separated by filtration. Exposure to the filtrate for ten days increases the viscosity of the solution to 2.9 mm 2 / s. The increase in the viscosity of the filtered solution is accompanied by an increase in the rate of separation of the emulsion during the extraction process, and the growth of interfacial formations decreases until it disappears completely.
Данный способ предлагает вариант устранения отрицательного воздействия продуктов полимеризации кремниевой кислоты на процесс фильтрации путем предварительного отделения нерастворимых остатков, но существенным недостатком известного способа переработки является продолжительность процесса. При переработке урансодержащих материалов, особенно, таких как отходы, с низким содержанием урана (менее 3% масс.) и высоким содержанием примесей, особенно - кремния (до 15% масс.), только лишь выдержка раствора перед экстракционным аффинажем может составлять от 5 до 20 суток, что является абсолютно неприемлемым. В то время как подобные кремнийсодержащие отходы уранового производства существуют в больших количествах, и процесс их переработки, обеспечивающий высокую степень извлечения урана, представляет собой большую проблему.This method offers the option of eliminating the negative effects of silicic acid polymerization products on the filtration process by preliminary separation of insoluble residues, but a significant disadvantage of the known processing method is the length of the process. When processing uranium-containing materials, especially such as waste, with a low content of uranium (less than 3% by mass) and a high content of impurities, especially silicon (up to 15% by mass), only the exposure of the solution before extraction refining can range from 5 to 20 days, which is absolutely unacceptable. While such silicon-containing wastes of uranium production exist in large quantities, and the process of their processing, providing a high degree of uranium extraction, is a big problem.
Задачей настоящего изобретения является существенное сокращение продолжительности, а следовательно, повышение производительности процесса переработки урансодержащих материалов (таких как отходы с низким содержанием урана и высоким содержанием кремния) с обеспечением высокой степени извлечения урана.The objective of the present invention is to significantly reduce the duration, and therefore, increase the productivity of the processing of uranium-containing materials (such as waste with a low uranium content and a high silicon content) with a high degree of uranium recovery.
Поставленная задача решается тем, что в способе переработки кремнийсодержащих отходов уранового производства, включающем загрузку отходов в водный раствор азотной кислоты, выщелачивание урана при повышенной температуре раствора с получением пульпы, состоящей из твердой и водной фаз, отделение фильтрацией водной фазы в виде азотнокислого раствора нитрата уранила от твердой фазы и экстракционный аффинаж урана, согласно изобретению водный раствор азотной кислоты берут при избыточной концентрации 3,5÷4,5 М, после загрузки отходов в раствор добавляют плавиковую кислоту при молярном отношении фтора к кремнию 4:1÷6:1, выщелачивание урана проводят в присутствии одновременно азотной и плавиковой кислот, а по завершении процесса выщелачивания концентрацию азотной кислоты снижают до 2,8÷3,0 М.The problem is solved in that in a method for processing silicon-containing waste of uranium production, including loading waste into an aqueous solution of nitric acid, leaching uranium at an elevated temperature of the solution to obtain pulp consisting of solid and aqueous phases, filtering the aqueous phase in the form of a nitric acid solution of uranyl nitrate from the solid phase and extraction refining of uranium, according to the invention, an aqueous solution of nitric acid is taken at an excessive concentration of 3.5 ÷ 4.5 M, after loading the waste into the solution was added hydrofluoric acid in a molar ratio of fluorine to silicon 4: 1 ÷ 6: 1, uranium leaching is carried out simultaneously in the presence of nitric and hydrofluoric acids, and upon completion of the leaching process, the concentration of nitric acid is lowered to 2.8 ÷ 3.0 M.
Выщелачивание осуществляют при механическом и барботажном перемешивании сжатым воздухом при температуре 70÷90°C, поскольку при указанных условиях происходит наиболее полный переход в раствор урана и присутствующих примесей.Leaching is carried out with mechanical and bubbler mixing with compressed air at a temperature of 70 ÷ 90 ° C, since under these conditions the most complete transition to a solution of uranium and the presence of impurities occurs.
Выщелачивание урана в присутствии одновременно азотной и плавиковой кислот в заявленных диапазонах позволяет перевести соединения кремния, содержание которых может составлять до 15% масс., в хорошо растворимый комплекс. Нахождение кремния в его растворимой форме в течение всего производственного цикла полностью исключает выделение осадков и эмульгирование в процессах фильтрации и экстракции, что способствует проведению процесса экстракционного разделения без нарушения технологических параметров, и не требует проведения предварительной выдержки перед отправкой раствора на экстракцию.Leaching of uranium in the presence of both nitric and hydrofluoric acids in the claimed ranges allows us to transfer silicon compounds, the content of which can be up to 15 wt%, into a highly soluble complex. The presence of silicon in its soluble form during the entire production cycle completely excludes precipitation and emulsification in the processes of filtration and extraction, which contributes to the process of extraction separation without violating technological parameters, and does not require preliminary exposure before sending the solution to extraction.
Переработка урансодержащих отходов раствором азотной кислоты при избыточной концентрации 3,5÷4,5 М в указанном диапазоне обусловлена тем, что ниже представленных диапазонов концентрации азотной кислоты степень извлечения урана в раствор существенно ухудшается, а скорость процесса выщелачивания снижается. При выходе за верхнюю границу представленных диапазонов концентрации азотной кислоты снижается коэффициент разделения, т.к. в этих условиях азотная кислота экстрагируется более активно и тем самым уменьшает концентрацию свободного экстрагента и, как следствие, приводит к снижению насыщения экстрагента ураном и повышению потерь урана с рафинатными растворами.The processing of uranium-containing waste with a solution of nitric acid at an excess concentration of 3.5 ÷ 4.5 M in the specified range is due to the fact that below the ranges of concentration of nitric acid, the degree of extraction of uranium in solution is significantly impaired, and the leaching process is reduced. If you go beyond the upper limit of the presented ranges of nitric acid concentration, the separation coefficient decreases, because under these conditions, nitric acid is extracted more actively and thereby reduces the concentration of free extractant and, as a result, reduces the saturation of the extractant with uranium and increases the loss of uranium with raffinate solutions.
Сущность предлагаемого технического решения иллюстрируется с помощью примеров конкретного осуществления (Табл. 1-3).The essence of the proposed technical solution is illustrated using examples of specific implementation (Table. 1-3).
В аппарат растворения заливали 110 л воды и 90 л 10-молярного раствора азотной кислоты. Порционно загружали навеску урансодержащих отходов лигатурной массой 4505 г. Дополнительно в раствор азотной кислоты добавляли раствор 2 л 27 М плавиковой кислоты. Таким образом, концентрации азотной и плавиковой кислот в начале процесса растворения, соответственно, составляли 4,5 М и 0,27 М.110 l of water and 90 l of a 10 molar nitric acid solution were poured into the dissolution apparatus. A portion of the uranium-containing waste was loaded in portions with a ligature mass of 4505 g. In addition, a solution of 2 L of 27 M hydrofluoric acid was added to the solution. Thus, the concentrations of nitric and hydrofluoric acids at the beginning of the dissolution process, respectively, were 4.5 M and 0.27 M.
Плавиковую кислоту добавляли в раствор при молярном соотношении F:Si, равном 4:1. При количественном содержании кремния, равном 13,5 моль, количество вводимой в раствор плавиковой кислоты должно быть равно 54 моль, что соответствует 2-м литрам.Hydrofluoric acid was added to the solution at a F: Si molar ratio of 4: 1. With a quantitative silicon content of 13.5 mol, the amount of hydrofluoric acid introduced into the solution should be equal to 54 mol, which corresponds to 2 liters.
Выщелачивание осуществляли при механическом и барботажном перемешивании сжатым воздухом при температуре 70°C. Об окончании выщелачивания судили по прекращению роста концентрации урана в пробах, отбираемых каждый час. По истечении 4-х часов прибыли концентрации урана в пробе не наблюдалось. Концентрация азотной кислоты в конце процесса выщелачивания составила 3,5 М. Затем кислотность раствора по азотной кислоте снижали до 2,8 М доведением общего объема раствора до 250 л водой. Концентрация плавиковой кислоты в растворе составила 0,22 М.Leaching was carried out with mechanical and bubbler mixing with compressed air at a temperature of 70 ° C. The end of leaching was judged by stopping the growth of uranium concentration in samples taken every hour. After 4 hours profit concentration of uranium in the sample was not observed. The concentration of nitric acid at the end of the leaching process was 3.5 M. Then, the acidity of the solution with nitric acid was reduced to 2.8 M by bringing the total volume of the solution to 250 l with water. The concentration of hydrofluoric acid in the solution was 0.22 M.
Полученную пульпу фильтровали через фильтровальную ткань ПВХ (ткань поливинилхлоридная ГОСТ 8378-004-50363891-00). Полученный фильтрат содержал, г/л: U=0,25; HNO3=176; Si=1,5. Затем осуществляли экстракционный аффинаж, для чего сначала фильтрат отправляли на экстракцию органическим экстрагентом на экстракционной установке смесительно-отстойникого типа. В качестве экстрагента использовали 2,5%-ный ФОР (фосфиноксид разнорадикальный). После чего осуществляли реэкстракцию 5%-ным раствором карбоната аммония. Содержание урана в рафинатном растворе составило 0,003 г/л. Объем рафинатных - растворов 320 л.The resulting pulp was filtered through a PVC filter cloth (polyvinyl chloride cloth GOST 8378-004-50363891-00). The obtained filtrate contained, g / l: U = 0.25; HNO 3 = 176; Si = 1.5. Then, extraction refining was carried out, for which the filtrate was first sent for extraction with an organic extractant in a mixing-settling type extraction plant. As the extractant used 2.5% FOR (phosphine oxide mixed radical). Then reextraction was carried out with a 5% solution of ammonium carbonate. The uranium content in the raffinate solution was 0.003 g / l. The volume of raffinate solutions is 320 l.
Процесс переработки проведен аналогично примеру 1, за исключением изменения некоторых технологических параметров.The processing process was carried out analogously to example 1, with the exception of changes in some technological parameters.
В аппарат растворения заливали 105 л воды и 95 л 10-молярного раствора азотной кислоты. Порционно загружали навеску урансодержащих отходов лигатурной массой 4815 г. Дополнительно добавляли в раствор 3,8 л 27 М плавиковой кислоты. Таким образом, концентрации азотной и плавиковой кислот в начале процесса растворения, соответственно, составляли 4,75 М и 0,51 М.105 L of water and 95 L of a 10 molar nitric acid solution were poured into the dissolution apparatus. A portion of the uranium-containing waste was loaded in portions with a ligature mass of 4815 g. Additionally, 3.8 L of 27 M hydrofluoric acid was added to the solution. Thus, the concentrations of nitric and hydrofluoric acids at the beginning of the dissolution process, respectively, were 4.75 M and 0.51 M.
Плавиковую кислоту добавляли в раствор при молярном соотношении F:Si, равном 5:1. При количественном содержании кремния, равном 20,3 моль, количество вводимой в раствор плавиковой кислоты должно быть равно 101,5 моль, что соответствует 3,8 литрам.Hydrofluoric acid was added to the solution at an F: Si molar ratio of 5: 1. With a quantitative silicon content of 20.3 mol, the amount of hydrofluoric acid introduced into the solution should be 101.5 mol, which corresponds to 3.8 liters.
Выщелачивание осуществляли при механическом и барботажном перемешивании сжатым воздухом при температуре 80°C. Выщелачивание проводили в течение 4-х часов. Концентрация азотной кислоты в конце процесса выщелачивания составила 4,0 М. Затем кислотность раствора по азотной кислоте снижали до 2,9 М доведением общего объема раствора до 270 л водой. Концентрация плавиковой кислоты в растворе составила 0,38 М.Leaching was carried out with mechanical and bubbler mixing with compressed air at a temperature of 80 ° C. Leaching was carried out for 4 hours. The concentration of nitric acid at the end of the leaching process was 4.0 M. Then, the acidity of the solution in nitric acid was reduced to 2.9 M by bringing the total volume of the solution to 270 l with water. The concentration of hydrofluoric acid in the solution was 0.38 M.
Далее действия с полученной суспензией аналогичны действиям, описанным в примере 1. Полученный фильтрат содержал, г/л: U=0,5; HNO3=183; Si=2,1. Содержание урана в рафинатном растворе составило 0,004 г/л. Объем рафинатных растворов - 350 л.Further, the actions with the resulting suspension are similar to the actions described in example 1. The obtained filtrate contained, g / l: U = 0.5; HNO 3 = 183; Si = 2.1. The uranium content in the raffinate solution was 0.004 g / L. The volume of raffinate solutions is 350 l.
Процесс проведен аналогично примеру 1, за исключением изменения некоторых технологических параметров.The process was carried out analogously to example 1, with the exception of changes in some technological parameters.
В аппарат растворения заливали 95 л воды и 105 л 10-молярного раствора азотной кислоты. Порционно загружали навеску урансодержащих отходов лигатурной массой 3861 г. Дополнительно добавляли в раствор 4,6 л 27 М плавиковой кислоты. Таким образом, концентрации азотной и плавиковой кислот в начале процесса растворения, соответственно, составляли 5,25 М и 0,60 М.95 l of water and 105 l of a 10 molar nitric acid solution were poured into the dissolution apparatus. A portion of the uranium-containing waste was loaded in portions with a ligature mass of 3861 g. Additionally, 4.6 l of 27 M hydrofluoric acid was added to the solution. Thus, the concentrations of nitric and hydrofluoric acids at the beginning of the dissolution process, respectively, were 5.25 M and 0.60 M.
Плавиковую кислоту добавляли в раствор при молярном соотношении F:Si, равном 6:1. При количественном содержании кремния, равном 21 моль, количество вводимой в раствор плавиковой кислоты должно быть равно 126 моль, что соответствует 4,6 литрам.Hydrofluoric acid was added to the solution at an F: Si molar ratio of 6: 1. With a quantitative silicon content of 21 mol, the amount of hydrofluoric acid introduced into the solution should be equal to 126 mol, which corresponds to 4.6 liters.
Выщелачивание осуществляли при механическом и барботажном перемешивании сжатым воздухом при температуре 90°C. Выщелачивание проводили в течение 4-х часов. Концентрация азотной кислоты в конце процесса выщелачивания составила 4,5 М. Затем кислотность раствора по азотной кислоте снижали до 3,0 М доведением общего объема раствора до 300 л водой. Концентрация плавиковой кислоты в растворе составила 0,40 М.Leaching was carried out with mechanical and bubbler mixing with compressed air at a temperature of 90 ° C. Leaching was carried out for 4 hours. The concentration of nitric acid at the end of the leaching process was 4.5 M. Then, the acidity of the solution with nitric acid was reduced to 3.0 M by bringing the total volume of the solution to 300 l with water. The concentration of hydrofluoric acid in the solution was 0.40 M.
Далее действия с полученной суспензией аналогичны действиям, описанным в примере 1. Полученный фильтрат содержал, г/л: U=0,35; HNO3=183; Si=1,96. Содержание урана в рафинатном растворе составило 0,001 г/л. Объем рафинатных растворов - 390 л.Further, the actions with the resulting suspension are similar to the actions described in example 1. The obtained filtrate contained, g / l: U = 0.35; HNO 3 = 183; Si = 1.96. The uranium content in the raffinate solution was 0.001 g / L. The volume of raffinate solutions is 390 l.
В таблице 4 представлены обобщенные данные экспериментов, проведенных в заявленных диапазонах, а также за их пределами.Table 4 presents summarized data from experiments conducted in the claimed ranges, as well as beyond.
Из таблицы 4 следует, что заявленные параметры проведения процесса: избыточная концентрация азотной кислоты 3,5-4,5 моль/л при отношении F:Si, равном 4÷6:1, являются существенными с точки зрения поставленной задачи. Переработка урансодержащих отходов при параметрах процесса, выходящих за верхнюю границу представленного диапазона избыточной концентрации азотной кислоты, не увеличивает степень извлечения урана из твердых отходов в раствор в виде уранилнитрата. При этом снижение количественного отношения F:Si приводит к появлению межфазных образований в экстракционном каскаде, что существенно снижает скорость процесса экстракции и приводит к значительным потерям урана с рафинатными растворами.From table 4 it follows that the claimed parameters of the process: an excess concentration of nitric acid of 3.5-4.5 mol / l with a ratio of F: Si equal to 4 ÷ 6: 1, are significant from the point of view of the task. Processing of uranium-containing waste with process parameters that go beyond the upper limit of the presented range of excess nitric acid concentration does not increase the degree of uranium extraction from solid waste into the solution in the form of uranyl nitrate. Moreover, a decrease in the quantitative ratio F: Si leads to the appearance of interfacial formations in the extraction cascade, which significantly reduces the speed of the extraction process and leads to significant losses of uranium with raffinate solutions.
Переработка урансодержащих отходов при параметрах процесса, выходящих за нижнюю границу представленного диапазона избыточной концентрации азотной кислоты, снижает степень извлечения урана. При этом повышение количественного отношения F:Si лишь увеличивает концентрацию свободного фтор-иона в растворе, который оказывает серьезное коррозионное воздействие на технологическое оборудование.The processing of uranium-containing waste with process parameters that go beyond the lower boundary of the presented range of the excessive concentration of nitric acid reduces the degree of uranium recovery. At the same time, an increase in the quantitative ratio F: Si only increases the concentration of free fluorine ion in the solution, which has a serious corrosive effect on technological equipment.
Полученная готовая продукция в виде закиси-окиси урана отвечает требованиям, представленным в таблице 5. The resulting finished product in the form of nitrous oxide-uranium meets the requirements presented in table 5.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014149257/02A RU2576819C1 (en) | 2014-12-08 | 2014-12-08 | Procedure for processing silicon containing wastes of uranium production |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2014149257/02A RU2576819C1 (en) | 2014-12-08 | 2014-12-08 | Procedure for processing silicon containing wastes of uranium production |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2576819C1 true RU2576819C1 (en) | 2016-03-10 |
Family
ID=55654161
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2014149257/02A RU2576819C1 (en) | 2014-12-08 | 2014-12-08 | Procedure for processing silicon containing wastes of uranium production |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2576819C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN115938632A (en) * | 2022-11-22 | 2023-04-07 | 核工业北京化工冶金研究院 | Method for inhibiting acid production of waste uranium and sulfur bearing rocks |
| RU2835943C1 (en) * | 2024-07-03 | 2025-03-06 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Method of processing solid uranium-containing wastes with high content of gypsum |
Citations (7)
| 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 |
| RU2315716C2 (en) * | 2002-06-21 | 2008-01-27 | Открытое акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" | Method of the natural uranium chemical concentrate processing |
| RU2360988C2 (en) * | 2007-08-13 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Treatment method of concentrates of natural uranium |
| RU2517633C1 (en) * | 2013-01-09 | 2014-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing silicon-containing chemical concentrate of natural uranium |
-
2014
- 2014-12-08 RU RU2014149257/02A patent/RU2576819C1/en active
Patent Citations (7)
| 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 |
| RU2315716C2 (en) * | 2002-06-21 | 2008-01-27 | Открытое акционерное общество "Ульбинский металлургический завод" | Method of the natural uranium chemical concentrate processing |
| RU2360988C2 (en) * | 2007-08-13 | 2009-07-10 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Treatment method of concentrates of natural uranium |
| RU2517633C1 (en) * | 2013-01-09 | 2014-05-27 | Открытое акционерное общество "Сибирский химический комбинат" | Method of processing silicon-containing chemical concentrate of natural uranium |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN115938632A (en) * | 2022-11-22 | 2023-04-07 | 核工业北京化工冶金研究院 | Method for inhibiting acid production of waste uranium and sulfur bearing rocks |
| CN115938632B (en) * | 2022-11-22 | 2024-05-28 | 核工业北京化工冶金研究院 | Method for inhibiting acid production of uranium-bearing waste rock |
| RU2835943C1 (en) * | 2024-07-03 | 2025-03-06 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Method of processing solid uranium-containing wastes with high content of gypsum |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| TW201739923A (en) | Lithium ion battery waste processing method | |
| TW201739097A (en) | Lithium ion battery waste processing method | |
| CN103402909B (en) | Method for converting UO3 and/or U3O8 into hydrated UO4 | |
| WO2020054917A1 (en) | Method for producing lithium compound | |
| RU2114204C1 (en) | Method of recovering cerium | |
| US10246759B2 (en) | Method of recovering rare-earth elements | |
| WO2015122397A1 (en) | Scandium separation method | |
| EP0299901A2 (en) | Process for the recovery of germanium from solutions that contain it | |
| KR101422068B1 (en) | Recovery method of rare earth elements and non rare earth elements from rare earth ore | |
| RU2315716C2 (en) | Method of the natural uranium chemical concentrate processing | |
| JPH05254832A (en) | Extraction of cerium from aqueous solution of mixture of rare-earth element | |
| RU2576819C1 (en) | Procedure for processing silicon containing wastes of uranium production | |
| DE69703648T2 (en) | Process for the treatment of materials containing zinc silicate | |
| KR102416448B1 (en) | Heavy metal separation method | |
| EP4265755A1 (en) | Method for liquefying niobium and tantalum, and method for producing niobium solution and tantalum solution | |
| US3615260A (en) | Leaching beryllium | |
| US2937925A (en) | Solvent extraction process for uranium from chloride solutions | |
| RU2379776C1 (en) | Method of processing uranium-zircon wastes | |
| RU2444576C1 (en) | Method of processing chemical concentrate of natural uranium | |
| US4837375A (en) | Method for producing green salt (UF4) from uranium and uranium alloy pieces | |
| RU2323883C2 (en) | Method for processing natural uranium oxides | |
| CN115893466A (en) | Preparation method of low-fluorine rare earth oxide | |
| RU2697128C1 (en) | Method of separating rare-earth metals of yttrium and ytterbium from iron (3+) impurities | |
| RU2205885C2 (en) | Method of extraction of uranium from ore | |
| US2874041A (en) | Process of zinc extraction from ores formed by or containing zinc silicate or other soluble silicates, by means of hydrometallurgy |