بازیابی و خالص‌سازی اورانیم از سرباره‌های تولید‌شده در رآکتور تولید 6UF

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

شرکت سوخت رآکتورهای هسته‌ای، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1957-81465، اصفهان ـ ایران

چکیده

این مقاله برای بازیابی و خالص‌­سازی اورانیم از سرباره، سه عملیات ساده شامل عملیات گرمایی در دمای پایین، عملیات فروشویی در دمای محیط و سپس رسوب‌­گیری اورانیم به روش‌­های متعارف و هم­‌چنین به روش تلفیقی در دمای محیط را پیشنهاد و نقش کلی هر یک از این عملیات­،­ بر خلوص محصول‌­های تولید‌شده را مورد بحث و بررسی قرار می‌­دهد. در عملیات گرمایی، ترکیب اورانیم‌­های چهار ظرفیتی نامحلول در ساختار سرباره، به ترکیب‌­های اورانیمی انحلال‌­پذیر، اکسید شد. سپس با عملیات فروشویی و با استفاده از محلول نیتریک اسید رقیق، محلول آمونیم بی‌­کربنات و متانول، جداسازی اورانیم از فاز جامد اشباع انجام شد. اورانیم­ فروشسته شده در حضور یون‌­های فلور به شکل ترکیب‌­های ADU و AUC با خلوص و بازده بالا رسوب داده شد و U3O8 خالص با مقدار فلور در حد مجاز در قرص سوخت هسته‌­ای مورد استفاده قرار گرفت. نتیجه‌­های تجزیه‌­ی U3O8 نشان داد عنصرهایی که فرایند غنی‌­سازی اورانیم و عملکرد سوخت را تحت تأثیر قرار می‌­دهند، به زیر حد مجاز کاهش می‌­یابند.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Recovery and purification of uranium from slags produced in UF6 production reactor

نویسندگان [English]

  • K Fatemi
  • M.T Nejhadkord
  • M Habibi Zare
چکیده [English]

In this paper, for recovery and purification of uranium from the slag, three simple operations, including heat treatment at low temperature, leaching operations at the ambient temperature, and uranium sedimentation in conventional methods, as well as the combined sedimentation method at the ambient temperature were proposed. The overall role for each of these operations has been studied on the purity of the manufactured products. During the heat treatment, the combination of the insoluble U4+ in the slag structure was oxidized to soluble uranium compounds. Then, with the leaching process and using a dilute nitric acid solution, ammonium bicarbonate solution and methanol, the separation of uranium from the saturated solid phase was performed. The leached uranium in the presence of the fluorine ions in the form of AUC(ammonium uranyl carbonate), ADU(ammonium diuranate) was precipitated with high purity and high efficiency, and a very pure U3O8 containing fluorine concentrations of less than the permitted limit in the nuclear fuel pellet was used. The results of the analysis of the U3O8 shows that the elements that affect the uranium enrichment process and the fuel performance is decreased under the permitted limit.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Recovery
  • Purification
  • Uranium
  • UF6 production reactor
  1. V.L. Buschbeck, K.Ch. Ehrfeld, Wolfgang und Ursula u.a., Gmelin Handbook of Inorganic Chemistry, Uranium Supplement, 12-123 (Springer, Berlin, 1981) Volume A3, (In Germany).
  2. A. Floreancig, U.S. Patent No. US4576802A (Mar. 18. 1986).
  3. C.K. Gupta, H. Singh, Uranium Resource Processing Secondary Resource, 262-432 (Springer, Berlin, 2003).
  4. S.H. Smiley, D.C. Brater, International Atomic Energies Agency the Development of a High Capacity, Continuous Process for the Preparation of Uranium Hexafluoride from Uranium Oxide and Ore Concentrate (U.S. Government Printing Office, 1958) 123-160 (1958).
  5. Nachtrab, et al., U. S. Patent No. US5901338 (May, 4, 1999).
  6. Smyser, et al., U. S. Patent No. US6086836 (Jul. 11, 2000).
  7. Bulko, et al., U. S. Patent No. US6096281 (Aug. 1, 2000).
  8. Nachtrab, et al., U. S. Patent No. US5888468 (Mar. 30, 1999).
  9. L. Gmelin, Gmelin Handbook of Inorganic Chemistry Uranium Dioxide UO2, Preparation and Crystallography Properties, (Springer, Berlin, 1984) 55 suppl, 21-24 (1984) (In Germany).
10. K. Fatemi, et al., AUC Preparation from ADU Precipitated from Uranyl Fluoride Solution, Journal of Nuclear Science and Technology, 66, 64-76 (2014) (In Persian).

11. International atomic energy agency, Production of Yellow Cake and Uranium Fluoride, (IAEA, Austria, 1980).

12. CHOU and Ding. Yilin, Precipitation Studies of Amonium Uranyl Carbonate from UO2F2 Solutions, Journal of Nuclear Materials, 165 (1989), doi:10.1016/0022-3115(89)90246-8.