RU2603359C1 - Method of producing uranium oxide - Google Patents
Method of producing uranium oxide Download PDFInfo
- Publication number
- RU2603359C1 RU2603359C1 RU2015150745/07A RU2015150745A RU2603359C1 RU 2603359 C1 RU2603359 C1 RU 2603359C1 RU 2015150745/07 A RU2015150745/07 A RU 2015150745/07A RU 2015150745 A RU2015150745 A RU 2015150745A RU 2603359 C1 RU2603359 C1 RU 2603359C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- uranyl nitrate
- uranium
- carried out
- solution
- hydrazine hydrate
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 50
- 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 title claims abstract description 12
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 title abstract description 3
- 229910002007 uranyl nitrate Inorganic materials 0.000 claims abstract description 25
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- NWZSZGALRFJKBT-KNIFDHDWSA-N (2s)-2,6-diaminohexanoic acid;(2s)-2-hydroxybutanedioic acid Chemical compound OC(=O)[C@@H](O)CC(O)=O.NCCCC[C@H](N)C(O)=O NWZSZGALRFJKBT-KNIFDHDWSA-N 0.000 claims abstract description 12
- IKDUDTNKRLTJSI-UHFFFAOYSA-N hydrazine monohydrate Substances O.NN IKDUDTNKRLTJSI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 12
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims abstract description 9
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims abstract description 6
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims abstract description 5
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 claims description 12
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 claims description 10
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 239000000203 mixture Substances 0.000 claims description 8
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 claims 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 abstract description 9
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 abstract description 7
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 abstract description 7
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 3
- 239000002699 waste material Substances 0.000 abstract description 3
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 abstract description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 2
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract description 2
- 230000002265 prevention Effects 0.000 abstract 1
- 239000000243 solution Substances 0.000 description 26
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 12
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 9
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N Ammonia Chemical compound N QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000005979 thermal decomposition reaction Methods 0.000 description 6
- 229910000497 Amalgam Inorganic materials 0.000 description 5
- HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N Zinc Chemical compound [Zn] HCHKCACWOHOZIP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 5
- 239000011701 zinc Substances 0.000 description 5
- 229910052725 zinc Inorganic materials 0.000 description 5
- VEMKTZHHVJILDY-PMACEKPBSA-N (5-benzylfuran-3-yl)methyl (1r,3s)-2,2-dimethyl-3-(2-methylprop-1-enyl)cyclopropane-1-carboxylate Chemical compound CC1(C)[C@@H](C=C(C)C)[C@H]1C(=O)OCC1=COC(CC=2C=CC=CC=2)=C1 VEMKTZHHVJILDY-PMACEKPBSA-N 0.000 description 4
- MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N Hydrogen peroxide Chemical compound OO MHAJPDPJQMAIIY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- -1 uranium peroxide Chemical class 0.000 description 4
- QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O Ammonium Chemical compound [NH4+] QGZKDVFQNNGYKY-UHFFFAOYSA-O 0.000 description 3
- 229910021529 ammonia Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 3
- 239000007864 aqueous solution Substances 0.000 description 3
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 3
- MWUXSHHQAYIFBG-UHFFFAOYSA-N nitrogen oxide Inorganic materials O=[N] MWUXSHHQAYIFBG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 239000010453 quartz Substances 0.000 description 3
- VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N silicon dioxide Inorganic materials O=[Si]=O VYPSYNLAJGMNEJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N Ammonium hydroxide Chemical compound [NH4+].[OH-] VHUUQVKOLVNVRT-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- DHMQDGOQFOQNFH-UHFFFAOYSA-N Glycine Chemical compound NCC(O)=O DHMQDGOQFOQNFH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000004809 Teflon Substances 0.000 description 2
- 229920006362 Teflon® Polymers 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 2
- 235000011114 ammonium hydroxide Nutrition 0.000 description 2
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 2
- 239000003638 chemical reducing agent Substances 0.000 description 2
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 2
- 238000001704 evaporation Methods 0.000 description 2
- 230000008020 evaporation Effects 0.000 description 2
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 2
- 238000001914 filtration Methods 0.000 description 2
- 239000003999 initiator Substances 0.000 description 2
- 239000012452 mother liquor Substances 0.000 description 2
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 2
- 238000001556 precipitation Methods 0.000 description 2
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 description 2
- 125000005289 uranyl group Chemical group 0.000 description 2
- 229940077390 uranyl nitrate hexahydrate Drugs 0.000 description 2
- 230000004580 weight loss Effects 0.000 description 2
- 239000004471 Glycine Substances 0.000 description 1
- AVXURJPOCDRRFD-UHFFFAOYSA-N Hydroxylamine Chemical compound ON AVXURJPOCDRRFD-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- WTDHULULXKLSOZ-UHFFFAOYSA-N Hydroxylamine hydrochloride Chemical compound Cl.ON WTDHULULXKLSOZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] Chemical compound [O-2].[Pu+4].[U+6].[O-2].[O-2].[O-2].[O-2] PSPBAKLTRUOTFX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000862 absorption spectrum Methods 0.000 description 1
- 239000003929 acidic solution Substances 0.000 description 1
- 150000001413 amino acids Chemical class 0.000 description 1
- 239000000908 ammonium hydroxide Substances 0.000 description 1
- 238000001354 calcination Methods 0.000 description 1
- GICLSALZHXCILJ-UHFFFAOYSA-N ctk5a5089 Chemical compound NCC(O)=O.NCC(O)=O GICLSALZHXCILJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008021 deposition Effects 0.000 description 1
- 239000003085 diluting agent Substances 0.000 description 1
- WYICGPHECJFCBA-UHFFFAOYSA-N dioxouranium(2+) Chemical compound O=[U+2]=O WYICGPHECJFCBA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 229960002449 glycine Drugs 0.000 description 1
- 238000000892 gravimetry Methods 0.000 description 1
- 230000007062 hydrolysis Effects 0.000 description 1
- 238000006460 hydrolysis reaction Methods 0.000 description 1
- 239000003446 ligand Substances 0.000 description 1
- 239000010857 liquid radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 150000004682 monohydrates Chemical class 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
- 102200052313 rs9282831 Human genes 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000002798 spectrophotometry method Methods 0.000 description 1
- 239000007858 starting material Substances 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- 238000001149 thermolysis Methods 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- STCOOQWBFONSKY-UHFFFAOYSA-N tributyl phosphate Chemical compound CCCCOP(=O)(OCCCC)OCCCC STCOOQWBFONSKY-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
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Chemical compound O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F9/00—Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
- G21F9/04—Treating liquids
- G21F9/06—Processing
- G21F9/16—Processing by fixation in stable solid media
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C01—INORGANIC CHEMISTRY
- C01G—COMPOUNDS CONTAINING METALS NOT COVERED BY SUBCLASSES C01D OR C01F
- C01G43/00—Compounds of uranium
- C01G43/01—Oxides; Hydroxides
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано для получения порошка диоксида урана, идущего на изготовление керамических таблеток уранового и смешанного уран-плутониевого оксидного ядерного топлива для сборки тепловыделяющих элементов ядерных реакторов атомных электростанций, в том числе реакторных установок на быстрых нейтронах.The invention relates to radiochemical technology and can be used to obtain uranium dioxide powder used for the manufacture of ceramic tablets of uranium and mixed uranium-plutonium oxide nuclear fuel for the assembly of fuel elements of nuclear reactors of nuclear power plants, including fast-neutron reactor plants.
Известен способ получения диоксида урана [RU 2158971 C1, МПК G21C 3/62, опубл. 10.11.2000], по которому проводят гидролиз гексафторида урана, экстракцию урана из азотнокислого раствора 30% раствором трибутилфосфата в органическом разбавителе, его реэкстракцию в водный кислый раствор, осаждения полиураната аммония гидроксидом аммония при рН 6,6-8,0 с последующей фильтрацией, сушкой-прокалкой при 450-600°С и восстановлением в токе водорода при 680-720°С.A known method of producing uranium dioxide [RU 2158971 C1, IPC G21C 3/62, publ. 10.11.2000], which conducts the hydrolysis of uranium hexafluoride, extraction of uranium from a nitric acid solution with a 30% solution of tributyl phosphate in an organic diluent, its re-extraction into an aqueous acidic solution, precipitation of ammonium polyuranate with ammonium hydroxide at pH 6.6-8.0, followed by filtration, drying-calcining at 450-600 ° C and reduction in a stream of hydrogen at 680-720 ° C.
По другому способу [RU 2296106, МПК C01G 43/025, опубл. 27.03.2007] диоксид урана получают обработкой 25%-ным раствором аммиака, предварительно приготовленного водного раствора уранилнитрата с содержанием урана 50-100 г/дм3 с поддержанием значения рН не менее 6,6 при осаждении полиураната аммония. Далее следуют промежуточные стадии (фильтрация, сушка) с получением порошка полиураната аммония, его термическим разложением при 500°С и последующим восстановлением при 670-730°С, что приводит к получению диоксида урана.In another way [RU 2296106, IPC C01G 43/025, publ. 03/27/2007] Uranium dioxide is obtained by treating with a 25% solution of ammonia, a previously prepared aqueous solution of uranyl nitrate with a uranium content of 50-100 g / dm 3 while maintaining a pH value of at least 6.6 during the precipitation of ammonium polyuranate. The following intermediate stages (filtration, drying) are followed to obtain ammonium polyuranate powder, its thermal decomposition at 500 ° C and subsequent reduction at 670-730 ° C, which leads to the production of uranium dioxide.
Известен способ получения диоксида урана [Заявка ФРГ, N 2693977, МПК С01С 43/02, 1978], пригодного для изготовления таблетированного ядерного топлива, методом осаждения пероксида урана. Для получения пероксида урана через раствор уранилнитрата (~100 г/л по урану) пропускают смесь аммиака и воздуха для нейтрализации избыточной кислотности до рН среды ~2, затем в раствор добавляют до ~20 масс. % водного раствора перекиси водорода и молярного соотношение уран : перекись водорода = 1 : 1,5-3. Пероксид урана после отделения от маточного раствора прокаливают при температуре 500-800°С с последующим восстановлением до диоксида урана при 550-750°С.A known method of producing uranium dioxide [Application of Germany, N 2693977, IPC С01С 43/02, 1978], suitable for the manufacture of pelletized nuclear fuel, by deposition of uranium peroxide. To obtain uranium peroxide, a mixture of ammonia and air is passed through a solution of uranyl nitrate (~ 100 g / L for uranium) to neutralize excess acidity to a pH of ~ 2, then up to ~ 20 masses are added to the solution. % aqueous solution of hydrogen peroxide and molar ratio of uranium: hydrogen peroxide = 1: 1.5-3. Uranium peroxide after separation from the mother liquor is calcined at a temperature of 500-800 ° C, followed by reduction to uranium dioxide at 550-750 ° C.
Известен способ получения диоксида урана [RU 2415084, МПК C01G 43/025, опубл. 27.03.2011], согласно которому при добавлении к азотнокислому раствору уранилнитрата восстановителя - хлорида гидроксиламина и аммиачной воды до рН 7 получают, в зависимости от температурных условий, малорастворимые соединения: моногидрат диаквадигидроксиламинат уранила [UO2(Н2О)2(NH2O)2]·Н2О или безводный дигидроксиламинат уранила UO2(NH2O)2, термическое разложение которых приводит к образованию UO2 в инертной атмосфере в температурном интервале 200-400°С. Восстановителем U(VI) до U(IV) при термическом разложении указанного соединения служит координированный с ионом уранила лиганд гидроксиламина.A known method of producing uranium dioxide [RU 2415084, IPC C01G 43/025, publ. 03/27/2011], according to which, when a reducing agent is added to a nitric acid solution, hydroxylamine chloride and ammonia water to pH 7, poorly soluble compounds are obtained, depending on temperature conditions: uranyl diaquadihydroxylamino monohydrate [UO 2 (Н 2 О) 2 (NH 2 O) 2 ) 2 ] · H 2 O or anhydrous uranyl dihydroxylaminate UO 2 (NH 2 O) 2 , the thermal decomposition of which leads to the formation of UO 2 in an inert atmosphere in the temperature range 200-400 ° C. The reductant of U (VI) to U (IV) during thermal decomposition of this compound is the hydroxylamine ligand coordinated with the uranyl ion.
Во всех перечисленных способах исходным веществом является раствор уранилнитрата, из которого, добавляя соответствующие реагенты и используя многоступенчатых процессы, получают диоксид урана. По своей сути все описанные выше способы переработки раствора уранилнитрата являются способами многостадийной термической реагентной денитрации, осуществляемой в растворах и приводящей к образованию маточных растворов, подлежащих дальнейшей утилизации тем или иным способом. Это является их главным недостатком.In all of the above methods, the starting material is a solution of uranyl nitrate, from which, by adding the appropriate reagents and using multi-stage processes, uranium dioxide is obtained. In essence, all the methods described above for processing a solution of uranyl nitrate are methods of multi-stage thermal reagent denitration carried out in solutions and leading to the formation of mother liquors that must be further disposed of in one way or another. This is their main drawback.
Известен способ [RU 2404925 С2, МПК C01G 43/01, опубл. 27.11.2010], при котором оксиды урана получают нагреванием смеси раствора уранилнитрата и аминоуксусной кислоты (глицин) при температуре 180-220°С в автоклавном режиме. Глицин берут в количестве 90-140% от стехиометрии. При этом в зависимости от соотношения уранилнитрат : аминокислота, могут образовываться UO3, U3O8 или UO2.The known method [RU 2404925 C2, IPC C01G 43/01, publ. November 27, 2010], in which uranium oxides are obtained by heating a mixture of a solution of uranyl nitrate and aminoacetic acid (glycine) at a temperature of 180-220 ° C in an autoclave mode. Glycine is taken in an amount of 90-140% of stoichiometry. Moreover, depending on the ratio of uranyl nitrate: amino acid, UO 3 , U 3 O 8 or UO 2 may form.
Недостатком и этого метода также является использование для термической денитрации водного раствора уранилнитрата с вытекающими отсюда последствиями по переработке остающегося маточного раствора, являющимся жидким радиоактивным отходом.The disadvantage of this method is also the use for thermal denitration of an aqueous solution of uranyl nitrate with the ensuing consequences for the processing of the remaining mother liquor, which is a liquid radioactive waste.
Наиболее близким к предлагаемому способу и выбранным в качестве прототипа является способ [US 4364859 G21F 9/08, опубл. 21.12.82], при котором оксиды урана получают денитрацией раствора нитрата уранила до 500 г/л по урану в две стадии: выпаривание раствора под действием СВЧ-излучения с последующей денитрацией полученного продукта в другом устройстве в атмосфере водорода с получением оксидов. Недостаток метода - необходимость использования двух стадий при получении диоксида урана, первая из которых связана с упариванием раствора.Closest to the proposed method and selected as a prototype is the method [US 4364859 G21F 9/08, publ. 12.21.82], in which uranium oxides are obtained by denitrating a solution of uranyl nitrate up to 500 g / l over uranium in two stages: evaporation of the solution under the influence of microwave radiation, followed by denitration of the obtained product in another device in a hydrogen atmosphere to obtain oxides. The disadvantage of this method is the need to use two stages in the preparation of uranium dioxide, the first of which is associated with the evaporation of the solution.
Задачей, на решение которой направлено предлагаемое изобретение, является разработка технологичного способа получения порошков оксидов урана в одну стадию, что сокращает время проведения процесса.The problem to which the invention is directed, is to develop a technologically advanced method for producing powders of uranium oxides in one stage, which reduces the time of the process.
Техническим результатом является упрощение способа получения оксидов урана за счет использования твердого уранилнитрата в виде соли гексагидрата нитрата уранила (ГНУ), в процессе микроволновой термической денитрации при взаимодействии с гидразингидратом с исключением образования водных растворов-отходов при проведении процесса, уменьшение времени проведения процесса.The technical result is to simplify the method of producing uranium oxides through the use of solid uranyl nitrate in the form of a salt of uranyl nitrate hexahydrate (GNU), in the process of microwave thermal denitration when interacting with hydrazine hydrate with the exception of the formation of aqueous waste solutions during the process, reducing the time of the process.
Технический результат достигается в способе получения оксидов урана под действием микроволнового излучения путем нагревания уранилнитрата, причем используют твердый уранилнитрат, предварительно обработанный гидразингидратом, причем процесс проводят при температуре 600-1000°С в течение 10-30 минут.The technical result is achieved in a method for producing uranium oxides under the influence of microwave radiation by heating uranyl nitrate, using solid uranyl nitrate pre-treated with hydrazine hydrate, the process being carried out at a temperature of 600-1000 ° C for 10-30 minutes.
Процесс осуществляют в восстановительной атмосфере смеси водорода с аргоном при содержании до 10 объемных % водорода с получением диоксида урана или процесс осуществляют в атмосфере воздуха с получением октооксидатриурана.The process is carried out in a reducing atmosphere of a mixture of hydrogen with argon at a content of up to 10 volume% of hydrogen to produce uranium dioxide or the process is carried out in an atmosphere of air to produce octoxide.
Способ осуществляется следующим способом.The method is carried out in the following way.
Порошок оксида урана получают при микроволновом воздействии на твердый уранилнитрат, находящийся в кварцевом сосуде, через горловину которого проходит трубка для подачи в объем сосуда требуемой атмосферы. На поверхность порошка уранилнитрата вносится гидразингидрат при мольном соотношении ГНУ к N2H4, равном 1:0,05-0,15. Гидразингидрат является инициатором процесса поглощения СВЧ-излучения, и разогрев всей массы уранилнитрата происходит лавинообразно от точки внесения гидразингидрата. Процесс проводят в диапазоне 600-1000°С в течение 10-30 мин.Uranium oxide powder is obtained by microwave irradiation of solid uranyl nitrate located in a quartz vessel, through the neck of which a tube passes to supply the desired atmosphere into the vessel. Hydrazine hydrate is introduced onto the surface of the uranyl nitrate powder at a molar ratio of GNU to N 2 H 4 equal to 1: 0.05-0.15. Hydrazine hydrate is the initiator of the process of absorption of microwave radiation, and the entire mass of uranyl nitrate is heated like an avalanche from the point of hydrazine hydrate introduction. The process is carried out in the range of 600-1000 ° C for 10-30 minutes.
В этих условиях при подаче микроволнового излучения гидразингидрат выступает в роли инициатора процесса поглощения СВЧ-излучения и разогрев всей массы уранилнитрата происходит лавинообразно от точки внесения гидразингидрата. При этом уранилнитрат подвергается процессу денитрации с образованием оксидов урана.Under these conditions, when microwave radiation is applied, hydrazine hydrate acts as an initiator of the process of microwave absorption and heating of the entire mass of uranyl nitrate occurs in an avalanche-like manner from the point of hydrazine hydrate introduction. In this case, uranyl nitrate undergoes a denitration process with the formation of uranium oxides.
При подаче в колбу восстановительной атмосферы смеси водорода с аргоном в процессе денитрации уранилнитрата сразу образуется диоксид урана.When a mixture of hydrogen with argon is introduced into the flask of the reducing atmosphere, uranyl nitrate immediately forms uranyl nitrate.
Если процесс проводится при контакте с атмосферой воздуха, образуется триуранооктооксид.If the process is carried out in contact with an atmosphere of air, triuranooctoxide is formed.
Сущность заявляемого изобретения поясняется следующими таблицами и прилагаемыми иллюстрациями.The essence of the invention is illustrated by the following tables and the accompanying illustrations.
В табл. 1. приведены данные гравиметрических определений исследуемых образцов и расчетные величины потери веса при микроволновом термическом разложении ГНУ (1000°С) в восстановительной атмосфере.In the table. 1. The data of gravimetric determinations of the samples under study and the calculated values of weight loss during microwave thermal decomposition of GNU (1000 ° C) in a reducing atmosphere are presented.
В табл. 2 даны результаты радиометрического определения содержания урана в образцах оксидов, полученных при микроволновой денитрации уранилнитрата при температуре 1000°С в восстановительной атмосфере.In the table. Figure 2 shows the results of radiometric determination of the uranium content in oxide samples obtained by microwave denitration of uranyl nitrate at a temperature of 1000 ° C in a reducing atmosphere.
Для определения содержания валентных форм урана в полученных оксидах проводили их растворение в смеси 4 моль/л HCl с 0,05 моль/л HF.To determine the content of valence forms of uranium in the obtained oxides, they were dissolved in a mixture of 4 mol / L HCl with 0.05 mol / L HF.
После чего записывали спектр поглощения полученного раствора. Содержание U(IV) в растворе определяли при длине волны 650 нм. Для определения U(VI) в образце этот же раствор контактировали с амальгамой цинка, при этом ионы уранила восстанавливаются до U(IV). После этого повторно записывали спектр раствора и по разнице оптической плотности при длине волны 650 нм двух спектров определяли содержание U(VI) в анализируемом образце.After that, the absorption spectrum of the resulting solution was recorded. The content of U (IV) in the solution was determined at a wavelength of 650 nm. To determine U (VI) in the sample, the same solution was contacted with zinc amalgam, while uranyl ions are reduced to U (IV). After that, the spectrum of the solution was re-recorded and the content of U (VI) in the analyzed sample was determined by the difference in optical density at a wavelength of 650 nm of the two spectra.
На фиг. 1 показаны спектры 1 и 2 раствора оксида, полученного при термическом разложении соли гексагидрата нитрата уранила (ГНУ) в восстановительной атмосфере до (1) и после контакта этого же раствора (2) с амальгамой цинка.In FIG. Figure 1 shows the spectra of 1 and 2 of an oxide solution obtained by thermal decomposition of a salt of uranyl nitrate hexahydrate (GNU) in a reducing atmosphere before (1) and after the contact of the same solution (2) with zinc amalgam.
На фиг. 2 - спектры 1 и 2 раствора оксида, полученного при термическом разложении ГНУ в атмосфере воздуха до (1) и после контакта раствора (2) с амальгамой цинка.In FIG. 2 -
Примеры реализации способовExamples of methods
Пример 1Example 1
Порошок соли гексагидрата нитрата уранила (ГНУ) 12 г помещали в реакционный кварцевый сосуд. Поверхность смачивали 0,1 мл гидразингидрата (мольное соотношение ГНУ к N2H4 составляет 1:0,1) и помещали в МВ-печь «SAMSUNG, модель MW83UR» с частотой излучения 2450 МГц и мощностью 800 Вт. Через тефлоновую трубку, проходящую через горловину колбы, во внутренний объем печи подавали смесь водорода с аргоном, содержащую до 10 объемных % Н2 для создания восстановительной атмосферы. Процесс микроволновой денитрации начинали кратковременной ~2-минутной подачей излучения при мощности 800 Вт, после чего переходили на 10-минутный режим излучения при мощности 300 Вт, при котором температура образующегося продукта достигала 1000°С. В этом режиме магнетрон включался на 12 сек, затем отключался на 18 сек, в течение которых продукт остывал. В общей сложности процесс длился 10 мин.Uranyl nitrate hexahydrate salt powder (GNU) 12 g was placed in a quartz reaction vessel. The surface was wetted with 0.1 ml of hydrazine hydrate (the molar ratio of GNU to N 2 H 4 is 1: 0.1) and placed in a SAMSUNG model MW83UR MV oven with a radiation frequency of 2450 MHz and a power of 800 watts. Through a teflon tube passing through the neck of the flask, a mixture of hydrogen with argon containing up to 10 volume% H 2 was introduced into the internal volume of the furnace to create a reducing atmosphere. The microwave denitration process was started by a short-term ~ 2-minute supply of radiation at a power of 800 W, after which they switched to a 10-minute radiation mode at a power of 300 W, at which the temperature of the resulting product reached 1000 ° C. In this mode, the magnetron turned on for 12 seconds, then turned off for 18 seconds, during which the product cooled. In total, the process lasted 10 minutes.
Образовавшийся в денитрационном процессе продукт анализировали методами гравиметрии, спектрофотометрии и радиометрии. Полученные данные приведены в табл. 1 и 2 и на фиг. 1. Как видно из таблицы 1, найденная потеря веса всех обработанных образцов соответствует теоритическому значению перехода UO2(NO3)2·6H2O в UO2. Общее содержание урана в полученных образцах также соответствует химической форме UO2. Спектр раствора (фиг. 1 кривая А) незначительно изменился после обработки раствора с амальгамой цинка. Все выполненные аналитические измерения однозначно свидетельствуют о получении диоксида урана в процессе денитрационного термолиза в восстановительной атмосфере.The product formed in the denitration process was analyzed by gravimetry, spectrophotometry and radiometry. The data obtained are given in table. 1 and 2 and in FIG. 1. As can be seen from table 1, the found weight loss of all processed samples corresponds to the theoretical value of the transition of UO 2 (NO 3 ) 2 · 6H 2 O to UO 2 . The total uranium content in the obtained samples also corresponds to the chemical form of UO 2 . The spectrum of the solution (Fig. 1 curve A) changed slightly after processing the solution with zinc amalgam. All performed analytical measurements unambiguously indicate the production of uranium dioxide in the process of denitration thermolysis in a reducing atmosphere.
Пример 2Example 2
Способ осуществляли как в примере 1 в том же микроволновом режиме термической денитрации образца, однако процесс проводили в условиях доступа атмосферы воздуха в реакционный объем колбы. Из разницы оптических плотностей раствора (кривая А фиг. 2) полученного образца и его контакта с амальгамой цинка (кривая Б фиг. 2) определено, что содержание U(VI) близко к теоретическому содержанию U(VI) в оксиде U3O8.The method was carried out as in example 1 in the same microwave regime of thermal denitration of the sample, however, the process was carried out under conditions of access of the air atmosphere to the reaction volume of the flask. From the difference in optical densities of the solution (curve A of Fig. 2) of the obtained sample and its contact with zinc amalgam (curve B of Fig. 2), it was determined that the content of U (VI) is close to the theoretical content of U (VI) in the oxide U 3 O 8 .
Пример 3Example 3
Порошок соли гексагидрата нитрата уранила (ГНУ) 67 г помещали в реакционный кварцевый сосуд. Поверхность смачивали 0,25 мл гидразингидрата (мольное соотношение ГНУ к N2H4 составляет 1:0,05) и помещали в МВ-печь. Через тефлоновую трубку, проходящую через горловину колбы, во внутренний объем печи подавали смесь водорода с аргоном, содержащую до 10 объемных % Н2 для создания восстановительной атмосферы. Процесс микроволновой денитрации проводили при мощности 300 Вт при котором температура образующегося продукта достигала 600°С. В ходе процесса денитрации через каждые 10 минут проводили остановку и перемешивание полученного продукта. Общее время СВЧ-обработки составило 30 минут. По результатам анализа полученный продукт состоял на 99% из диоксида урана.Uranyl nitrate hexahydrate salt powder (GNU) 67 g was placed in a quartz reaction vessel. The surface was wetted with 0.25 ml of hydrazine hydrate (the molar ratio of GNU to N 2 H 4 is 1: 0.05) and placed in a MV oven. Through a teflon tube passing through the neck of the flask, a mixture of hydrogen with argon containing up to 10 volume% H 2 was introduced into the internal volume of the furnace to create a reducing atmosphere. The microwave denitration process was carried out at a power of 300 W at which the temperature of the resulting product reached 600 ° C. During the denitration process, every 10 minutes, the product was stopped and mixed. The total microwave processing time was 30 minutes. According to the results of the analysis, the resulting product consisted of 99% of uranium dioxide.
Пример 4.Example 4
Способ осуществляли как в примере 3, но время СВЧ-обработки составляло 15 минут, перемешивание не осуществлялось. По результатам анализа полученный порошок содержал 85% UO2.The method was carried out as in example 3, but the microwave processing time was 15 minutes, stirring was not carried out. According to the results of the analysis, the obtained powder contained 85% UO 2 .
При проведении процесса при температуре менее 600°С происходит неполное разложение уранилнитрата и восстановление до диоксида урана. Уменьшение температуры менее 10 минут приводит к замедлению скорости восстановления.When carrying out the process at a temperature of less than 600 ° C, incomplete decomposition of uranyl nitrate and reduction to uranium dioxide occurs. A decrease in temperature of less than 10 minutes slows the recovery rate.
Увеличение времени денитрации выше 30 минут и температуры более 1000°С нецелесообразно в связи с экономически необоснованными затратами энергии и расхода восстановительной атмосферы водорода с аргоном.An increase in the denitration time above 30 minutes and a temperature of more than 1000 ° C is impractical due to the economically unreasonable expenditure of energy and the consumption of a reducing atmosphere of hydrogen with argon.
Таким образом, заявляемый способ приводит к быстрому образованию целевого продукта без каких-либо промежуточных стадий и без возникновения растворов-отходов, за исключением образования газовой фазы с парами воды, аммиака и окислов азота.Thus, the inventive method leads to the rapid formation of the target product without any intermediate stages and without the emergence of waste solutions, with the exception of the formation of a gas phase with water vapor, ammonia and nitrogen oxides.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015150745/07A RU2603359C1 (en) | 2015-11-26 | 2015-11-26 | Method of producing uranium oxide |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015150745/07A RU2603359C1 (en) | 2015-11-26 | 2015-11-26 | Method of producing uranium oxide |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2603359C1 true RU2603359C1 (en) | 2016-11-27 |
Family
ID=57774629
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2015150745/07A RU2603359C1 (en) | 2015-11-26 | 2015-11-26 | Method of producing uranium oxide |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2603359C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2693820C1 (en) * | 2018-12-24 | 2019-07-08 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Periodic action device for microwave treatment of materials |
| RU199744U1 (en) * | 2020-03-06 | 2020-09-17 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Device for producing uranium and plutonium oxides |
Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4035468A (en) * | 1975-03-04 | 1977-07-12 | Eldorado Nuclear Limited | Uranium dioxide process |
| US4364859A (en) * | 1978-03-13 | 1982-12-21 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Method for producing oxide powder |
| RU2106308C1 (en) * | 1994-06-13 | 1998-03-10 | Комюрэкс Сосьете пур ля Конверсьон де л Юраниюм ан Металь э Эксафлюорюр | Method for production of uranium trioxide by direct thermal denitration of uranyl nitrate |
| JP2004131348A (en) * | 2002-10-11 | 2004-04-30 | Mitsubishi Materials Corp | Method for producing uranium oxide |
| RU2542317C2 (en) * | 2013-06-25 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of obtaining uranium dioxide powder |
-
2015
- 2015-11-26 RU RU2015150745/07A patent/RU2603359C1/en active
Patent Citations (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4035468A (en) * | 1975-03-04 | 1977-07-12 | Eldorado Nuclear Limited | Uranium dioxide process |
| US4364859A (en) * | 1978-03-13 | 1982-12-21 | Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan | Method for producing oxide powder |
| RU2106308C1 (en) * | 1994-06-13 | 1998-03-10 | Комюрэкс Сосьете пур ля Конверсьон де л Юраниюм ан Металь э Эксафлюорюр | Method for production of uranium trioxide by direct thermal denitration of uranyl nitrate |
| JP2004131348A (en) * | 2002-10-11 | 2004-04-30 | Mitsubishi Materials Corp | Method for producing uranium oxide |
| RU2542317C2 (en) * | 2013-06-25 | 2015-02-20 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Method of obtaining uranium dioxide powder |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2693820C1 (en) * | 2018-12-24 | 2019-07-08 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Periodic action device for microwave treatment of materials |
| RU199744U1 (en) * | 2020-03-06 | 2020-09-17 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Device for producing uranium and plutonium oxides |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Mellah et al. | The precipitation of ammonium uranyl carbonate (AUC): thermodynamic and kinetic investigations | |
| US10005676B2 (en) | Process for preparing a powder comprising a solid solution of uranium dioxide and of a dioxide of at least one other actinide and/or lanthanide element | |
| RU2603359C1 (en) | Method of producing uranium oxide | |
| Moll et al. | Synthesis and characterization of uranyl orthosilicate (UO2) 2SiO4· 2H2O | |
| Kulyako et al. | Preparation of powdered uranium oxides by denitration of nitric acid uranium solutions using UHF radiation | |
| Nikolenko et al. | The calculation of the thermodynamic equilibrium in Fe3+/MoO42−/H+ (OH−)/H2O system and determination of reasonable conditions for iron molybdate deposition | |
| Geiculescu et al. | Thermal decomposition and crystallization of aqueous sol-gel derived zirconium acetate gels: Effects of the additive anions | |
| Kulyako et al. | Preparation of uranium oxides by reductive denitration of uranyl nitrate under microwave heating | |
| RU2344084C1 (en) | Method of nickel-63 radionuclide preparation production | |
| Mishra et al. | Development of a continuous homogeneous process for denitration by treatment with formaldehyde | |
| RU2542317C2 (en) | Method of obtaining uranium dioxide powder | |
| Kulyako et al. | Preparation of uranium oxides in nitric acid solutions by the reaction of uranyl nitrate with hydrazine hydrate | |
| RU2446107C1 (en) | Method of producing solid plutonium dioxide solution in uranium dioxide matrix | |
| Brykala et al. | Carbonization of solid uranyl-ascorbate gel as an indirect step of uranium carbide synthesis | |
| RU2543086C1 (en) | Method of obtaining individual and mixed metal oxides | |
| Il’in et al. | Mechanochemical synthesis of zinc oxides with the use of liquid and gaseous media | |
| RU2494479C1 (en) | Method for obtaining solid solutions of oxides of actinides | |
| Myasoedov et al. | Preparation of Np, Pu, and U dioxides in nitric acid solutions in the presence of hydrazine hydrate | |
| Lee et al. | Ammonium uranate hydrate wet reconversion process for the production of nuclear-grade UO 2 powder from uranyl nitrate hexahydrate solution | |
| Benarib et al. | Reductive hydrothermal conversion of uranyl oxalates into UO 2+ x monitored by in situ XANES analyses | |
| Pan et al. | The Characterization of Np2O5C (c) and Its Dissolution in CO2-Free Aqueous Solutions at pH 6 to 13 and 25° C | |
| Kulyukhin et al. | Gas-phase conversion of U, Sr, Mo, and Zr oxides into water-soluble compounds in an HNO3 (vapor)–air atmosphere | |
| Kacmarek et al. | Preparation and Properties of Lithium Ozonide and the Use of Ammonia in the Preparation of Ozonides | |
| Takahashi et al. | Ion exchange properties and selectivity of lithium isotopes on ion exchangers in the hydrogen form prepared from LiTi x Zr 2− x (PO 4) 3 (0≤ x≤ 2) | |
| Il’in et al. | A new procedure for preparing mixed uranium-plutonium dioxide |