Способ получения диоксида урана
Изобретение относится к получению диоксида урана ядерного сорта. Технический результат: повышение качества диоксида урана за счет снижения примесей железа и никеля. Уранилтрикарбонат равномерно загружают во вращающуюся трубчатую печь. Температура в печи 700oС. В узел выгрузки диоксида урана противотоком подают водород с удельным расходом (0,062-0,091) нм3/ч на 1 кг UО2. Полученный диоксид урана содержит никель менее 310-3 мас. % и железо 5,510-3 мас. %.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способу получения диоксида урана ядерного сорта.
Известен способ получения диоксида урана по патенту США N 4.292.279, МКИ C 01 G 043/00, 1981 г. , включающий обработку концентрата урана минеральной кислотой, получение аммоний уранилтрикарбоната, очистку органическим низшим спиртом или кетоном, фильтрацию и прокаливание аммония уранилтрикарбоната в среде водорода. Недостатком данного способа является повышенное содержание примесей, обусловленное неоптимальным расходом водорода. Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату (прототип) является (патент США N 3.519.403, МКИ C 01 G 43/02, 1970 г. ) способ получения диоксида урана, включающий получение аммония уранилтрикарбоната из гексафторида урана или водных растворов нитрата уранила, восстановление аммония уранилтрикарбоната в печи кипящего слоя до диоксида урана горячими газами - водородом в смеси с водяным паром. Удельный расход водорода составляет 0,12 нм3/ч кг. Недостатком способа является высокий удельный расход водорода при получении диоксида урана, приводящий к высокому содержанию примесей железа и никеля в продукте. Задача изобретения - повышение качества диоксида урана за счет снижения примесей железа и никеля. Задача решается благодаря тому, что в способе получения диоксида урана из аммония уранилтрикарбоната путем нагревания и восстановления в среде водорода, согласно изобретению удельный расход водорода составляет 0,062 нм3/ч кг - 0,091 нм3/ч на 1 кг UO2. Указанная совокупность признаков является новой и обладает изобретательским уровнем, так как удельный расход водорода только в указанных пределах позволяет получать продукт с низким содержанием железа и никеля. Массовая доля примесей при производстве диоксида урана при одновременном термическом разложении аммония уранилтрикарбоната и восстановлении в среде водорода зависит от удельного расхода водорода на единицу массы получаемого диоксида урана. К примесям, массовая доля которых зависит от удельного расхода водорода, относятся железо и никель. Указанные металлы входят в состав конструкционных материалов, из которых изготавливается оборудование для термического разложения и восстановления окислов урана до диоксида. При разложении аммония уранилтрикарбоната выделяется двуокись углерода, которая в свою очередь взаимодействует с водородом с образованием окиси углерода Окись углерода в присутствии восстановителя H2 взаимодействует с железом и никелем с образованием карбонилов этих металлов Fe(CO)5, Ni(CO)4. Эти соединения в дальнейшем разлагаются и загрязняют конечный продукт - диоксид урана. Способ осуществляется следующим образом. Вращающуюся трубчатую печь нагревают до температуры 700oC, постепенно в течение 7 ч загружают в нее аммоний уранилтрикарбонат, противотоком подают водород с рассчитанным удельным расходом. Диоксид урана выгружают через узел выгрузки, а выделившиеся газы удаляют через систему очистки газов. Примеры конкретного выполнения способа. Пример 1. В нагретую до температуры 700oC вращающуюся трубчатую печь в течение 7 ч загружают равномерно винтовым питателем 16,5 кг в (пересчете на диоксид урана) аммония уранилтрикарбоната. В узел выгрузки диоксида урана подают водород с удельным расходом 0,056 м3/ч на 1 кг UO2 (объемный расход 0,130 м3/ч). Образующие в процессе термического разложения аммония уранилтрикарбоната газы удаляются через систему очистки газов. Полученный таким образом продукт имеет следующий химический состав, мас. %: уран 86,53; никель 4,210-2; железо 1,410-2. Химический состав полученного продукта показывает, что удельного расхода водорода недостаточно, а массовая доля примесей высока и составляет более 100 ppm. Пример 2. В нагретую до температуры 700oC вращающуюся трубчатую печь в течение 7 ч загружают равномерно винтовым питателем 18,6 кг (в пересчете на диоксид урана) аммония уранилтрикарбоната. В узел выгрузки диоксида урана подают водород с удельным расходом 0,083 м3/ч на 1 кг UO2 (объемный расход 0,220 м3/ч). Полученный продукт имеет следующий химический состав, мас. %: уран 87,45; никель < 3,010-3; железо 5,510-3. Содержание примесей никеля и железа значительно снизилось. Пример 3. В нагретую до температуры 700oC вращающуюся трубчатую печь в течение 7 ч загружают равномерно винтовым питателем 18,3 кг (в пересчете на диоксид урана) аммония уранилтрикарбоната. В узел выгрузки диоксида урана подают водород с удельным расходом 0,111 м3/ч на 1 кг UO2 (объемный расход 0,290 м3/ч). Полученный продукт имеет следующий химический состав, мас. %: уран 87,58; никель < 5,810-2; железо 1,410-2. Повышенный расход водорода не приводит к увеличению выхода основного продукта и значительно увеличивает содержание железа и никеля.Формула изобретения
Способ получения диоксида урана из аммония уранилтрикарбоната путем нагревания и восстановления в среде водорода при температуре 700оС, отличающийся тем, что расход водорода составляет 0,062 - 0,091 нм3/ч на кг UО2.
Похожие патенты:
Изобретение относится к способу получения смеси порошкообразных оксидов металлов, соответствующей реакционной способности и относящихся к ядерной промышленности, из нитратов металлов, которые находятся в виде водных растворов или смеси твердых веществ, которые являются естественными порошками или сделаны порошкообразными
Изобретение относится к способу изготовления таблеток ядерного топлива типа МОХ на основе смешанного оксида (U, Рu)О2, используемых в реакторах любого типа, особенно в водных ядерных реакторах, в частности в герметизированных водных реакторах
Изобретение относится к способам превращения гексафторида урана в оксид и устройствам для осуществления способа
Способ изготовления таблетированного топлива из диоксида урана и оборудование для его осуществления // 2158971
Изобретение относится к области атомной промышленности и может использоваться для усовершенствования процесса получения спеченных таблеток из керамических материалов для ядерного топлива, в частности для получения спеченных таблеток из диоксида урана, применяемых для снаряжения тепловыделяющих элементов ядерных реакторов
Способ получения изделий из керамики // 2135429
Изобретение относится к технологии получения керамических изделий и может быть использовано в химической, атомной, электротехнической промышленности
Изобретение относится к вращающимся печам, в которых осуществляются газообразные реакции с целью получения твердого продукта
Изобретение относится к технологии получения диокисда урана и оксидных композиций на его основе, применяемых в ядерной технологии
Способ переработки гексафторида урана // 2090510
Изобретение относится к способу получения таблеток ядерного топлива из фриттированного (спеченного) UO2 из металлического урана, полученного, в частности, путем лазерного изотопного обогащения, причем указанный способ не приводит к образованию жидких отходов
Способ получения оксидного ядерного топлива // 2069393
Изобретение относится к радиохимической промышленности и может быть использовано для производства оксидного уранового или смешанного оксидного уран-плутониевого топлива для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах
Изобретение относится к производству ядерного топлива
Изобретение относится к технологии производства спеченных керамических топливных таблеток для ядерных реакторов, содержащих делящиеся материалы
Таблетка ядерного топлива // 2193242
Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения таблеток ядерного топлива на основе диоксида урана
Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения порошков оксидов урана, используемых в качестве ядерного топлива, из компонентов с различным обогащением, в частности при использовании регенерированного топлива
Способ конверсии гексафторида урана // 2203225
Изобретение относится к технологии производства ядерных материалов и может быть использовано для получения порошка керамической двуокиси урана, обогащенной по изотопу 235U, порошка керамической двуокиси урана, содержащей выгорающий поглотитель, квазигомогенной смеси порошков оксида урана и плутония, урана и тория для производства МОХ-топлива (металлоксидного), переводу высокообогащенного урана в низкообогащенный или для извлечения фтора из "отвального" гексафторида урана
Изобретение относится к области атомной промышленности и может быть использовано на предприятиях изготовления спеченных таблеток из керамических материалов ядерного топлива, в частности для получения спеченных таблеток из диоксида урана, применяемых для снаряжения тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и сборки их в тепловыделяющую сборку (ТВС) для ядерного реактора
Способ для конверсии гексафторида урана в оксиды урана и устройство для его осуществления // 2211185
Изобретение относится к технологии получения оксидов урана из гексафторида урана за счет взаимодействия гексафторида урана любой степени обогащения по изотопу U235 с водородом в кислород-водородном пламени и является первым этапом получения любых оксидов урана в зависимости от последующей стадии переработки
Изобретение относится к усовершенствованному способу гидрометаллургической переработки твердых урансодержащих отходов сублиматного производства
Изобретение относится к способу подготовки порошка диоксида урана с физико-химическими свойствами, пригодными для получения уранового и плутониевого смешанного оксидного ядерного топлива, используемого в ядерных реакторах на легкой воде