Ядерная энергетика Курсовой проект по дисциплине "Детали машин" Лекции по физике Начертательная геометрия Черчение Контрольная по математике Дизайн квартир

Ядерная энергетика

Разделение урана и плутония во всех технологических схемах осуществляют селективной восстановительной реэкстракцией плутония после операции их совместной экстракции. Для этой цели плутоний переводят из экстрагируемого четырехвалентного состояния в неэкстрагируемое трехвалентное с помощью противоточной промывки экстракта, содержащего уран и плутоний, водным раствором разбавленной азотной кислоты, в которой добавлен восстановитель. В качестве восстановителя плутония опробовано большое количество реагентов: гидразин, гидроксиламин, ион железа (II), добавляемый в виде сульфомата, нитрата или ацетата, нитрат

урана (IV), азотная кислота, аскорбиновая кислота, водород. Рабочая концентрация сульфомата железа (II) лежит в пределах 0,02-0,04М, что несколько превышает стехиометрическую величину.

Избыток  восстановителя необходим для полноты восстановления плутония и зависит от концентрации плутония в растворе, концентрации нитрат-иона, общей кислотности и времени пребывания раствора в аппарате. Сульфамат железа (II) достаточно стабилен в азотнокислых растворах. С помощью этого восстановителя в противоточном экстракторе удается  получить

коэффициенты очистки плутония от урана и урана от плутония, равные соответственно 106 и 104.

Рис.6 Схема регенерации растворителя (F - расход реагентов)

Использование сульфамат-иона нельзя считать полностью удовлетворительным, так как этот реактив, разлагаясь,
образует серную кислоту, присутствие которой в среднеактивных отходах заставляет решать проблему антикоррозионной защиты аппаратов. Наличие железа в среднеактивных отходах также является недостатком применения этого восстановителя. Осложняется и процесс очистки растворителя. Основным преимуществом U(IV) по сравнению с сульфаматом железа (II) является получение бессолевых сбросов. Однако коэффициенты разделения урана и плутония здесь ниже.

Традиционный способ очистки экстрагента от продуктов радиолиза и их соединений с продуктами деления заключается в промывке его водными растворами карбоната натрия, гидроокисью натрия или их смесью. Например, экстрагент промывают в 4-ступенчатом смесителе-отстойнике при 60оС 0,1 М раствором №2СО3 и 0,1 M раствором NaOH. Кроме смесителей-отстойников для регенерации экстрагента используют пульсационные и насадочные колонны. Химические методы сводятся к образованию воднорастворимых солей дибутил-, монобутилфосфорной и фосфорной кислот с натрием. Недостатком метода является образование значительного количества солесодержащих среднеактивных отходов, которые могут содержать и а-активные изотопы. Завод производительностью 1500 т/год ежегодно от операции промывки трибутилфосфата производит 150 т нитрата натрия, составляющего главную часть среднеактивных отходов. Остаточное количество плутония в трибутилфосфате после реэкстракции щелочными растворами может полимеризоваться, выпасть в осадок, который может представлять опасность из-за достижения критической массы. Лучшие результаты дает промывка отработанного экстрагента водным раствором гидрата гидразина в области концентрации 0,1-1М при температуре от 20 до 75оС. Схема процесса очистки растворителя приведена на Рис.6. 5.1 Урановая ветвь


Радиохимические заводы России