Соединения трансурановых элементов – C01G 56/00

Изобретение относится к способу приготовления оксалатов актиноидов. Способ включает осаждение одного актиноида или соосаждение большего числа актиноидов в форме частиц оксалата в псевдоожиженном слое приведением в контакт водного раствора, содержащего актиноид или актиноиды, с водным раствором щавелевой кислоты или соли щавелевой кислоты и сбор частиц оксалата. Изобретение обеспечивает получение оксалатов актиноидов в форме порошков с высокими гранулометрическими и морфологическими характеристиками. 2 н. и 14 з. п. ф-лы, 9 ил., 2 пр.

Изобретение относится к области переработки и обезвреживания высокоактивных пульп и может быть использовано на радиохимических производствах. Способ растворения кремнийсодержащей пульпы включает растворение кремниевой кислоты в растворе щелочи, причем к пульпе приливают раствор натриевой щелочи с плотностью выше плотности пульпы и полученную щелочную пульпу обрабатывают азотной кислотой. Изобретение обеспечивает упрощение процесса растворения кремнийсодержащей пульпы, без нагревания и перемешивания, и позволяет достичь более высокой степени растворения плутония в процессе переработки кремнийсодержащей пульпы. 1 з.п. ф-лы, 1 табл., 5 пр.

Изобретение относится к способам растворения диоксид плутония содержащих материалов (собственно диоксида плутония или смеси диоксида плутония с продуктами коррозии нержавеющей стали) и может быть применено в технологиях, в которые входят операции растворения материалов, содержащих диоксид плутония, с последующей экстракционной очисткой растворов плутония от примесей. Способ включает сплавление со смесью нитрата калия и гидроксида калия соответственно диоксида плутония или смеси диоксида плутония с продуктами коррозии и растворение полученной сплавленной массы в растворе кислоты. Изобретение позволяет повысить степень растворения PuO₂ с получением азотнокислых растворов. 4 з.п. ф-лы, 3 табл., 3 пр.

Изобретение относится к области переработки и утилизации радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. Согласно способу проводят обработку фильтрующего материала водными растворами, сорбционную или экстракционную очистку от примесей. Осаждают соль металла из растворов сорбционной (экстракционной) очистки и прокаливают до получения оксида металла. Вскрытие исходного сырья, содержащего уран, бор и кремний, осуществляют в азотной кислоте с концентрацией (4,5±0,2) моль/л при температуре (105±2)°C в течение от 2 до 3 ч. Для очистки от кремния в раствор азотной кислоты за 1 ч до окончания процесса вскрытия вводят флокулянт дипроксамин-157 в количестве от 0,10 до 0,25 мг на 1 л раствора. Техническим результатом изобретения является повышение степени очистки от радиоактивных отходов. 1 табл., 8 пр.

Изобретение относится к способам растворения топлива, которое представляет собой смесь оксидов урана и плутония. Способ заключается в растворении МОКС-топлива в растворе азотной кислоты при одновременном присутствии в растворе ионов фтора и гадолиния при следующих концентрациях: азотной кислоты (6-9) моль/л, фторида натрия (0,05-0,08) моль/л и нитрата гадолиния в пересчете на гадолиний (1,3-1,5) г/л. Изобретение обеспечивает полное растворение смешанного уран-плутониевого топлива без образования осадков и ядерную безопасность процесса растворения. 2 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к ядерной энергетике и касается технологии получения смешанного диоксида урана и плутония (UO ₂-PuO₂) для изготовления ядерного топлива. Способ получения твердого раствора диоксида плутония в матрице диоксида урана включает взаимодействие нитратных растворов урана и плутония с относительным содержанием их в растворе 95÷70 и 5÷30 мас.% соответственно с гидроксиламином, что приводит к восстановлению плутония до трехвалентного состояния и соосаждению урана и плутония в виде гомогенной смеси гидроксиламината уранила с гидроксидом плутония, и дальнейшее разложение полученного осадка на воздухе при 200-300°C. Изобретение позволяет получать твердый раствор диоксида плутония в матрице диоксида урана несложным способом при низких энергозатратах. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 2 табл., 2 пр.

Изобретение относится к технологии получения сорбентов для очистки гексафторида урана, получаемого из облученного ядерного топлива (ОЯТ), от гексафторида плутония. Сорбент содержит уранилфторид и добавку, увеличивающую пористость сорбента, выбранную из фторидов кальция, магния, стронция, бария в количестве 5-25 мас.%. Сорбент получают путем смешивания уранилфторида и добавки, полученную массу формуют, сушат при 20-25°С, в режиме ступенчатого нагрева при температурах 75, 120 и 150°С. Способ позволяет получать прочные гранулы сорбента с высокой пористостью 2 н.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение может быть использовано для получения жаропрочных соединений на основе смешанных оксидов, нитридов или карбидов актиноидов. Стабилизирующий однозарядный катион, состоящий только из атомов кислорода, углерода, азота и водорода, или соединение, такое как образующая указанный катион соль, добавляют в один или несколько растворов актиноида (актиноидов) с содержанием, по меньшей мере, одного актиноида An¹ и, по меньшей мере, одного актиноида An'¹. Получают раствор или смесь, состоящую, по меньшей мере, из актиноида An¹ со степенью окисления (IV), по меньшей мере, одного актиноида An'¹ со степенью окисления (III) и указанного стабилизирующего однозарядного катиона. В указанную смесь добавляют раствор щавелевой кислоты или одной из ее солей или производного этой соли, в результате чего происходит одновременное осаждение указанных актиноидов An¹ (IV) и An'¹ (III), а также части стабилизирующего однозарядного катиона из указанной смеси. Полученный осадок прокаливают. Изобретение позволяет получать однородные смешанные соединения с контролируемым составом, однородность которого одинакова или приближается к однородности твердых растворов актиноидов. 4 н. и 25 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к электролизерам для растворения оксидов урана, плутония или смешанных оксидов урана и плутония в азотной кислоте с использованием двухвалентного серебра и может быть использовано для извлечения урана (плутония) из отходов различных производств ядерно-топливного цикла. Предлагается электролизер, содержащий цилиндрический корпус, днище, электролитическую ячейку, люк для загрузки растворяемых продуктов, технологические патрубки. Днище выполнено цилиндрическим. В состав электролизера дополнительно введена пульсационная камера, образованная с помощью перегородки, имеющей с днищем щелевидный проход вдоль образующей цилиндрического днища. Пульсационная камера может быть образована днищем и перегородкой или боковой стенкой корпуса, днищем и перегородкой. Применение пульсационной камеры не только упрощает электролизер при условии соблюдения ядерно-безопасных геометрических размеров самого аппарата, но и создает дополнительный технический результат: обеспечивается высокая эффективность растворения оксидов за счет полного и интенсивного перемешивания. При этом электролизер занимает меньшую производственную площадь. 2 н.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение может быть использовано в ядерной энергетике для переработки облученного ядерного топлива и в технологии разделения изотопов. Гексафториды актинидных элементов получают обработкой соединений актинидных элементов единым потоком расплавов фтористых солей в двух циркуляционных контурах с разделением газовой фазы каждого из контуров. Незолообразующие соединения актинидных элементов обрабатывают в первом циркуляционном контуре расплавом фтористых солей. Полученный расплав оксидов во фтористых солях передают во второй циркуляционный контур и обрабатывают фторирующими агентами с получением газообразных гексафторидов актинидных элементов. Устройство для получения гексафторидов актинидных элементов включает корпус 1, в котором выполнены узел растворения актинидных элементов и узел фторирования в виде отделенных перегородкой 2 сообщающихся сосудов с организацией в верхних частях каждого из сосудов газоотделительных камер 13, 14. Каждый из сосудов разделен перегородкой 4, 5 и снабжен фурмами 10, 11 для подачи реакционных газов, которые расположены в нижних частях сообщающихся сосудов. Изобретение позволяет получить гексафториды актинидных элементов из термически неустойчивых незолообразующих соединений, включая их водные растворы, разделить газовые потоки продуктов фторирования и термического разложения актинидных элементов. 2 н.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области химической технологии и может быть использовано при получении плутония высокой степени чистоты. Способ очистки плутония от урана включает извлечение плутония и урана в раствор трибутилфосфата в инертном разбавителе, промывку экстракта растворами азотной кислоты, реэкстракцию плутония в растворе азотной кислоты с молярной концентрацией 0,20 моль/дм ³. Реэкстракцию плутония проводят в степени окисления +3 раствором -оксиэтилгидразина с молярной концентрацией от 0,8 до 1,0 моль/дм³ при температуре от 40°С до 60°С и соотношении потоков органической и водной фаз от 1,8 до 2,2. Результат изобретения: повышение степени очистки плутония от урана, уменьшение объема реэкстракта. 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к устройствам для разделения и глубокой очистки радиоактивных элементов, обладающих различной способностью к образованию амальгам, и может найти применение в радиохимической промышленности для выделения радиоактивных изотопов, используемых в медицине, в аналитической химии для выделения анализируемого элемента. Изобретение содержит полупротивоточное устройство для разделения радиоактивных элементов, обладающих различной способностью к образованию амальгам, методом цементации одного из элементов, электролизную, разделительную и регенерационные ячейки, расположенные вертикально одна под другой, снабженные мешалками, расположенными на одном валу, емкость для сбора регенерированной ртути и транспортирующим шнеком, плотно посаженным в трубу и вращающимся вместе с трубой, а ртуть перемещается из ячейки в ячейку через гидрозатворы под действием силы тяжести. Техническим результатом заявленного изобретения является работа дистанционно управляемого устройства в условиях радиационно-защитных камер. 1 ил.

Изобретение относится к области химической и радиохимической промышленности и может быть использовано для получения нитридного ядерного топлива (мононитрида урана и смеси мононитридов урана и плутония). Способ получения мононитрида урана или смеси мононитридов урана и плутония в плазмохимическом реакторе включает введение в плазму азота и водорода гексафторида урана или смеси гексафторидов урана и плутония, при этом поддерживают не менее чем пятидесятикратное превышение объемного или мольного содержания азота и не менее чем пятнадцатикратное превышение объемного или мольного содержания водорода по сравнению с объемным или мольным содержанием гексафторидов в плазме. Выходящий из плазмохимического реактора газовый поток охлаждают в потоке азота и водорода или аммиака и/или теплоотводом и выделяют из него мононитриды. После выделения из газового потока мононитридов дополнительно выделяют из него фтористый водород, в газовый поток добавляют азот и водород или аммиак и возвращают его в плазмохимический реактор. Результат изобретения: упрощение процесса, повышение его производительности при снижении затрат. 5 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в аналитической химии. Способ экстракционного разделения америция и кюрия заключается в обработке раствора, содержащего разделяемые элементы, диэтилентриаминпентауксусную кислоту, мочевину или муравьиную кислоту, экстрагентом, представляющим собой раствор хлорированного дикарболлида кобальта и полиэтиленгликоля в органическом растворителе или раствор хлорированного дикарболлида кобальта, циркониевой соли дибутилфосфорной кислоты и полиэтиленгликоля в органическом растворителе. Америций переходит в органический раствор в значительно большей степени, чем кюрий. Результат изобретения: повышение эффективности процесса экстракционного разделения америция и кюрия за счет увеличения значения их фактора разделения и упрощение процесса за счет исключения из него высаливателя. 3 з.п. ф-лы, 2 табл.

Изобретение относится к способу совместного осаждения актиноидов со степенью окисления (IV), в котором селективный органический комплексообразователь, состоящий из атомов кислорода, углерода, азота, водорода или из карбоновой кислоты, добавляют в водные растворы, содержащие актиноиды в степени окисления (IV), проводят одновременное осаждение по крайней мере двух комплексных соединений актиноидов, затем осадок прокаливают. Полученные в результате смешанные оксиды актиноидов со степенью окисления (IV) могут быть использованы для производства ядерного топлива. 4 н. и 20 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к способам стабилизации плутония в четырехвалентном состоянии в азотнокислых растворах. В раствор с концентрацией азотной кислоты от 0,5 до 3 М, предпочтительно от 1 до 2,5 М, содержащий смесь валентных форм плутония Pu(VI) Pu(IV) и Pu(III), вводят гидроксиламин. Раствор выдерживают при температуре от 20 до 40°С, предпочтительно от 25 до 35°С, в течение времени, необходимого для восстановления Pu(VI) до Pu(IV) и Pu(III), после чего концентрацию азотной кислоты доводят до 2,5-4 М, предпочтительно от 2,5 до 3 М и выдерживают раствор при температуре от 20 до 40°С до скачкообразного возрастания окислительно-восстановительного потенциала раствора и увеличения его значения до +0,84÷+0,87 В, измеряемого относительно хлорсеребряного электрода сравнения. Во втором варианте осуществления способа в растворе азотной кислоты, содержащем смесь валентных форм плутония Pu(VI) до Pu(IV) и Pu(III), создают концентрацию азотной кислоты от 2 до 4 М, вводят гидроксиламин и раствор выдерживают при температуре от 20 до 40°С до скачкообразного возрастания окислительно-восстановительного потенциала раствора и увеличения его значения до +0,84÷+0,87 В, измеряемого относительно хлорсеребряного электрода сравнения. Технический результат: ускорение химического процесса стабилизации Pu(IV), сокращение числа стадий процесса, снижение расхода тепла на нагрев растворов и уменьшение выделения радиоактивных газов и аэрозолей. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области получения плутония и его соединений. Устройство предназначено для выполнения преобразования оксалата плутония в оксид плутония посредством сушки и последующего обжига. Устройство представляет собой печь цилиндрической формы, оснащенную вдоль своей продольной горизонтальной оси винтом по типу винтового шнека. Шнек при своем вращении вокруг горизонтальной оси обеспечивает транспортирование подвергающегося термической обработке продукта от первой зоны печи, где он подвергается сушке, ко второй зоне, где он подвергается обжигу. Корпус печи снабжен отверстиями для загрузки оксалата плутония в корпус со стороны первой зоны, разгрузки оксида плутония из корпуса на другом конце со стороны второй зоны, вдувания кислорода во внутреннее пространство печи и вывода газов из печи. В пределах толщины корпуса выполнены полости с возможностью размещения в них, с доступом с передней стороны перчаточной камеры, трубчатых нагревателей. Нагреватели представляют собой, по меньшей мере, один короткий трубчатый нагреватель и, по меньшей мере, один длинный трубчатый нагреватель. Короткий трубчатый нагреватель предназначен для обеспечения частичной сушки оксалата плутония в первой зоне печи, а длинный трубчатый нагреватель предназначен для обеспечения одновременно частичной сушки оксалата плутония в первой зоне печи и обжига оксалата плутония во второй зоне печи. Кроме того, корпус печи содержит средства для вывода газов из печи через отверстие вывода газов, с поддержанием в ней разрежения, а также блок фильтрации. Блок фильтрации содержит батарею из n фильтрующих свечей, установленных параллельно одна другой и предназначенных для удаления пыли твердых частиц, захватываемой потоком газов. Каждая фильтрующая свеча содержит недеформируемую фильтрующую среду и связана со снабженными соплом средствами очистки от осадка указанной недеформируемой фильтрующей среды на месте действия. 5 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к переработке и утилизации твердых радиоактивных отходов предприятий атомной промышленности. Для извлечения плутония из стекловолокнистых аэрозольных фильтров, содержащих бор, проводят щелочное вскрытие отработанного фильтрующего материала. Щелочное вскрытие проводят в присутствии магнийсодержащего реагента при количественном отношении масс в пересчете на оксиды магния и бора не менее 0,85. Затем осуществляют обработку нерастворимого осадка смесью водных растворов азотной и плавиковой кислот. Полученный раствор подвергают сорбционной очистке от примесей. Из очищенного раствора осаждают оксалат плутония и прокаливают до получения диоксида плутония. В качестве магнийсодержащего реагента используют карбонат магния. В результате получают кондиционный по бору плутониевый продукт. 1 з.п. ф-лы, 1 табл.

Изобретение относится к технологии вскрытия концентратов редкоземельных элементов из природных фосфорсодержащих концентратов. Способ включает получение шихты из смеси монацитового концентрата с кальцинированной содой, термическую обработку и водную обработку полученного после термической обработки продукта с выделением отмытой от фосфора суммы лантаноидов и тория в виде оксидов. Перед приготовлением шихты монацитовый концентрат измельчают до -100 меш (-0,15 мм), массовое соотношение монацитового концентрата к кальцинированной соде в смеси при получении шихты выбирают 1:0,5-0,65 при избытке соды 10-40%. Термическую обработку проводят в герметизированных печах непрерывного действия с электрообогревом, водную обработку проводят при температуре 80-95°С и Т:Ж=1:4. Отходящие реакционные газы подвергают очистке от выделяющегося в процессе вскрытия торона. Технический результат заключается в высокой степени извлечения (более 99%) суммы редкоземельных металлов и тория в чистый от фосфора осадок, в снижении расхода реагентов (соды) и в получении дополнительного товарного продукта тринатрийфосфата.

Изобретение относится к химии трансурановых элементов и может быть использовано при разделении плутония и нептуния. Результат способа: упрощение процесса разделения плутония и нептуния за счет исключения использования на стадии сорбции и промывки концентрированной соляной кислоты и их предварительного восстановления и стабилизации в соответствующих валентных формах, увеличение степени очистки плутония от примесей нептуния и ускорение проведения процесса разделения. Солянокислый раствор, содержащий 1,5-2,0 моль/л соляной кислоты, плутоний и нептуний в присутствии восстановителя пропускают через фитосорбент Фитосорб-728. При этом нептуний (IV) сорбируется на сорбенте, а плутоний (III) уходит в сорбат. Колонку промывают и проводят десорбцию нептуния. Использование способа позволит обеспечить очистку плутония от нептуния в одном сорбционном цикле. Содержание нептуния в конечном растворе плутония составит менее 2·10^-3% мас. 1 з.п. ф-лы.