Способ получения безводного трифторида плутония из гидрида плутония

 

Использование: в технологии получения фторидов радиоактивных металлов в качестве энергетического топлива для атомных электростанций. Безводный трифторид плутония получают из гидрида плутония взаимодействием с газообразным фтористым водородом в условиях непрерывного режима в течение 20, - 2,5 ч. при температуре 400 - 500oC. Гидрид плутония получают из компактного металлического плутония. Избыток расхода фтористого водорода при гидрофторировании составляет 25 - 30% к стехиометрии. 2 з.п. ф-лы, 2 табл.

В связи с сокращением ядерного оружия в России и США появилась задача переработки оружейного плутония в различные его соединения для использования в качестве энергетического топлива в ядерных реакторах атомных электростанций. Одним из таких соединений является трифторид плутония.

Изобретение относится к технологии получения фторидов редких и радиоактивных металлов.

В современной технологии существуют два метода получения трифторида плутония.

Один из методов заключается в осаждении кристаллогидратов PuF3 из водных растворов растворимых солей плутония (так называемый "мокрый" метод).

Другой метод ("сухой" метод) заключается во взаимодействии твердых соединений плутония при повышенных температурах с безводным фтористым водородом в восстановительной среде.

По первому методу в осадок выпадает кристаллогидрат трифторида плутония (PuF3 H2O), исходным материалом служат водные экстракционные азотнокислые растворы плутония (III), которые обрабатываются плавиковой кислотой. Полученный осадок кристаллогидрата фильтруется, промывается, а затем подвергается сушке и прокаливанию. Сушка проводится в токе гелия при 200oC в течение нескольких часов или в тех же условиях при 600oC в течение получаса (Dawson J.K., Elliot R.M., Hurst R.,Truswell A.E. The preparation and some properties of plutonium fluorides. J. Chem. Soc., 558 (1954).

Из "сухих" методов наибольшее применение получили следующие: гидрофторирование диоксида плутония смесью фтористого водорода и водорода: PuO2+3HF+1/2H2 _ PuF3+2H2O, гидрофторирование оксалата плутония фтористым водородом, а затем смесью фтористого водорода и водорода по реакциям Pu2(C2O4)3+8HF _ 2PuF4+4H2O+2CO2+4CO; PuF4+1/2H2+HF _ PuF3+2HF, получение тетрафторида плутония через двойные соли с последующим их разложением и восстановлением до трифторида плутония, по реакциям Рассмотренные способы "сухого" получения трифторида плутония могут быть представлены как аналоги (Cunningham B.B. Preparation and Properties of the Compounds of Plutonium. Seaborg G.T. and Katz J.J. eds. The Actinide Elements. NNE, Series IV, 14A, McGraw-Hill, New York, 1954, ch 10).

Преимущества "сухого" метода гидрофторирования заключаются в следующем: отпадает необходимость ряда стадий переработки: осаждения, фильтрации, промывки, сушки и прокаливания;
исключается необходимость переработки больших количеств растворов, содержащих соли плутония.

В качестве прототипа был принят способ получения тетрафторида плутония (Металлургия и металловедение плутония и его сплавов. Под ред. У.Д. Уилкинсона, М.: Госатомиздат, 1962, с. 275).

На первой стадии процесса гидрид плутония в количестве 350 г помещали в печь и через нее подавали аргон со скоростью 50 г/ч. Температуру в печи повышали до 100oC. При достижении заданной температуры начинали осуществлять совместную подачу аргона, фтористого водорода и кислорода, до тех пор, пока температура в реакционной зоне не достигла максимума и не начала падать. Наличие аргона обеспечивает протекание процесса при равномерном повышении температуры. На второй стадии процесса повышали скорость подачи кислорода до 150 г/ч, а фтористого водорода до 300 г/ч. После дополнительной двухчасовой выдержки при 150oC температуру повышали до 600oC без изменения скорости подачи газа.

Превращение в тетрафторид плутония полностью заканчивалось после выдержки в течение 3 ч при температуре 600oC. В целом время проведения процесса составляло 8 ч.

Для получения трифторида плутония из тетрафторида необходимо проведение дополнительной стадии - стадии восстановления тетрафторида плутония в токе водорода и фтористого водорода.

Из литературы (О. Карлсон, Ф. Шмидт. В кн. Редкоземельные металлы. Составитель Ф. Спеддинг, А. Даан, изд-во Металлургия, 1965, с. 97-100) известно, что в статических условиях расход фтористого водорода составляет 150-200% от стехиометрии.

Недостатками получения трифторида плутония являются
длительное время проведения процесса получения тетрафторида,
небольшой выход по готовому продукту (около 45 г/ч по тетрафториду плутония),
периодичность процесса, а следовательно, сложность технологических операций,
проведение дополнительной стадии восстановления трифторида плутония из тетрафторида.

Предложен способ получения трифторида плутония из гидрида плутония с устранением вышеперечисленных недостатков.

Сущность изобретении заключается в следующем: в качестве исходного вещества используется гидрид плутония, полученный действием водорода на компактный металлический плутоний. После измельчения гидрид плутония с определенным гранулометрическим составом обрабатывается безводным фтористым водородом в растворе, имеющем три зоны прогрева.

Важными отличительными признаками изобретения являются:
уменьшение времени фторирования,
снижение расхода фтористого водорода,
увеличение степени фторирования исходного продукта.

Преимущество заключается в увеличении количества перерабатываемого продукта до 500 г по фториду плутония.

Пример. В качестве исходного материала для получения трифторида плутония используется гидрид плутония, предварительно полученный из компактного оружейного металлического плутония.

Гидрид плутония был получен действием водорода на компактный металлический плутоний. Полученный гидрид плутония был измельчен и после измельчения имел гранулометрический состав, приведенный в табл. 1.

Гидрид плутония в количестве 250 - 500 г/ч. через загрузочное устройство подавался в реактор гидрофторирования. Реактор имел три зоны нагрева. Первая зона - со стороны загрузки гидрида плутония имела 150-180oC, вторая зона - 250-350oC, третья зона - до выгрузки продукта 400-500oC. Время пребывания гидрида плутония в реакторе составляло 2,0-2,5 ч.

Гидрофторирование проводили в горизонтальном шнековом никелевом аппарате диаметром 76 мм и длиной 1200 мм. Подача предварительно подогретого фтористого водорода осуществлялась по принципу противотока к исходному гидриду плутония.

Постоянное перемешивание и непрерывность процесса позволили резко сократить время синтеза и добиться высокой степени фторирования материала в трифторид плутония по реакции
PuH3+3HF _ PuF3+3H2.
В табл. 2 приведены результаты процесса получения трифторида плутония из гидрида взаимодействием с газообразным фтористым водородом. Температуру процесса выше 500oC поднимать не рекомендуется, что связано с коррозионной стойкостью никелевого реактора к фтористому водороду.

Из полученный результатов следует, что процесс гидрофторирования гидрида плутония в трифторид в условиях непрерывного режима следует проводить при температурах 450-500oC и времени взаимодействия не более 2,0-2,5 ч, причем избыток фтористого водорода при этом составлял 25-30% от стехиометрии.

В результате опытов было установлено, что количество перерабатываемого продукта может составлять до 450-500 г/ч, причем степень фторирования составила 99,8 - 99,9%.


Формула изобретения

1. Способ получения трифторида плутония из гидрида плутония взаимодействием с газообразным фтористым водородом, отличающийся тем, что гидрофторированию подвергают гидрид плутония, полученный из компактного металлического плутония, в условиях непрерывного режима в течение 2,0 - 2,5 ч.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что процесс гидрофторирования проводят в температурном интервале 400 - 500oC.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что избыток расхода фтористого водорода составляет 25 - 30% от стехиометрии.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области технологии получения соединений для производства топливных элементов ядерных реакторов, в частности трифторида плутония

Изобретение относится к области получения соединений для топлива ядерных реакторов, в частности к очистке урана от плутония

Изобретение относится к составу и технологии изготовления топлива для реакторов на быстрых нейтронах

Изобретение относится к технике растворения двуокисей трансурановых элементов (ТУЭ), в частности двуокисей плутония и нептуния и топлив на их основе, наработки сырья (и утилизации отходов) для тепловых изотопных источников тока на основе плутония-238, регенерации плутония и нептуния из некондиционных продуктов соответствующих производств, скрапа и отходов

Изобретение относится к экстракции редкоземельных элементов (РЗЭ) и актинидных элементов (АЭ) и может быть использовано в процессах выделения РЗЭ и АЭ из жидких высокоактивных отходов (ВАО) переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к экстракции редкоземельных (РЗЭ) ии трансплутониевых (ТПЭ) элементов и может быть использовано как в аналитической химии, так и в процессах выделения РЗЭ и ТПЭ из жидких отходов от переработки облученного ядерного топлива

Изобретение относится к области радиохимической технологии, а именно к способам переработки радиоактивных растворов, и может быть использовано для выделения индивидуальных редкоземельных элементов в гидрометаллургии, а также в аналитических целях
Изобретение относится к способу переработки оружейного плутония и может быть использовано в технологии приготовления ядерного топлива для энергетических реакторов на основе оксидов плутония

Изобретение относится к способу совместного селективного восстановления ионов Pu и Np в азотнокислых растворах и может быть использовано при отделении этих элементов от урана в химической технологии переработки отработавшего ядерного топлива

Изобретение относится к способу и устройству для растворения порошка, состоящего из смеси оксидов урана, плутония и/или смешанных оксидов урана и плутония

Изобретение относится к технологии изготовления топлива для реакторов, работающих на быстрых, тепловых и промежуточных нейтронах

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при конверсии оружейного плутония в МОКС-топливо

Изобретение относится к переработке отработанного ядерного топлива

Изобретение относится к технологии переработки облученных материалов

Изобретение относится к области выделения радионуклидов и может быть использовано для переработки азотно-кислых отходов радиохимических производств
Наверх