بازیابی اورانیم از صفحه‌های سوخت بدل و تخلیص آن با روش‌های رسوب‌‌گیری ترکیبی

نوع مقاله: مقاله پژوهشی

نویسندگان

شرکت سوره، سازمان انرژی اتمی ایران، صندوق پستی: 1957-81465، اصفهان ـ ایران

چکیده

این مقاله جداسازی و تخلیص اورانیم از ته‌ماند‌های صفحه‌های آلومینیمی سوخت اکسیدی بدل به شیوه­‌ی رسوب­‌گیری ترکیبی را گزارش می­‌کند. در این روش ابتدا قطعه‌های صفحه­‌های سوخت بدل حاوی U3O8 در محلول سود حل و سوسپانسیون حاصل، با محلول 40 درصد HF وارد واکنش شد. محصول به دست آمده تحت عملیات گرمایی قرار گرفت تا اورانیم چهار ظرفیتی آن توسط اکسیژن هوا اکسید شود. در ادامه اورانیم، از ناخالصی‌­ها فروشویی و جداسازی و به شکل ترکیب‌های خیلی خالص آمونیم اورانیل کربنات (AUC) و آمونیم دی اورانات (ADU) رسوب داده شد. این حد واسط­ها با عملیات تکلیس به 8O3U خالص تبدیل شد. داده­های تجزیه‌های عنصری نشان داد که 8O3U تولید شده با این روش در مقایسه با 8O3U به دست آمده از UF6 خالص و هم­چنین از U3O8 تولید شده از صفحه‌های معیوب واقعی سوخت اکسیدی که با فرایند استخراج با حلال از محیط اورانیل نیترات هگزا هیدرات (UNH) در منابع علمی خالص‌سازی شده‌­اند، از خلوص بالاتری برخوردار است. هم­زمان دو نمونه­‌ی پودر U3O8خالص با دانه­‌بندی 86 و 94 درصد بالای µm 45 مستقیماً از محلول­‌های فروشویی بی­کربنات آمونیم با تشکیل رسوب آمونیم اورانیل کربنات نیز تولید شد که مشخصه‌های آن­‌ها قابلیت کاربرد این شیوه را از نظر خلوص شیمیایی و اندازه‌ی دانه‌بندی U3O6 تولید شده برای اورانیم غنی شده در خط تولید صفحه­‌های سوخت تأیید می‌­نماید.

کلیدواژه‌ها


عنوان مقاله [English]

Recovery and Purification of Uranium from Rejected-Prototype Fuel Plates with Use Innovative Method

نویسندگان [English]

  • K Fatemi
  • M Taghinejad kord
  • M H. zare
  • A. H fARHADI
چکیده [English]

In nuclear research reactor fuel producing factories, in order to recover uranium from aluminum plate scraps of oxide fuel, the dissolving process in the caustic soda and nitric acid and, ultimately, the solvent extraction process for the purification of uranium from the UNH are used. In this research, the results of separation and purification of uranium from scraps of aluminum oxide fuel plates are reported in a new and different method and without the solvent extraction process. In this method, the virtual plate fuel fragments containing U3O8 were dissolved in caustic soda solution. Then, the suspension obtained from dissolution of the aluminum sheath, together with particles of U3O8 was reacted with 40% HF solution. The product obtained was subjected to heat treatment to oxidize its U+4 by air oxygen. Next, the uranium in the product oxidized by the leaching process was leached and separated from the impurities and was precipitated in the form of the very pure compounds of AUC and ADU. These intermediaries were converted into pure U3O8 by calcination. The results of the analyzes show that U3O8 produced in this way have higher purity compared to U3O8 produced from pure UF6  as well as from U3O8 from defective actual oxide fuel plates which in scientific sources have been purified by the solvent extraction process from the UNH. At the same time, in this method two samples of pure U3O8 powder with grain size of 86% and 94% (above 45 microns) are also produced directly from ammonium bicarbonate leached solutions through formation of AUC sedimentation, the characteristics of which recommend the applicability of this method in terms of chemical purity and grain size of U3O8 produced for enriched uranium in a fuel plate manufacturing line.

کلیدواژه‌ها [English]

  • Aluminum Plate Scrap
  • Fuel Plate
  • Thermal Treatment
  • Leaching
  • Precipitation
  • Uranium

[1] Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares, Especificäo do Po de U3O8 Para a Place Combustivel Padrao do Reator IEA-R1 (R19.IPN-213pR. 4ee-001) (1988).

 [2] R.M.L. Neto, Estudo de Processo de Obtencäo de Po de U3O8 Empregado em Elementos Combustivel do tipo M.T.R. Säo Paulo, M. Sc. Dissertation Instituto de Pesquisas Eergeticas e Nucleares, (1989).

 [3] G.H. MarCondey, Obten Cäo do U3O8 Para Combustivels MTR a Partir do Tricarbonato de Amonio e Uranilo – TCAU. M. Sc. Dissertation, Inst. de Pesquisas Energeticas e Nucleares, Säo Paulo, (1989).

 [4] G.H. Marcondes, H.G. Riella, M. Durazzo, An Alternative Method To Produce U3O8 Powder For MTR Fuel Elements Key, Engineering Materials, 189-191 (2001) 32-37.

 [5] Ing. Bonini, A. Ing Cabrejas, et al. Nuclear Fuel Cycle Head-Enriched Uranium Purification And Conversion Into Metal, International Reduced Enrichment For Test Reactor Conference Sao Paulo, Brazil October, (1998) 18-23.

 [6] B.G. Susanto, et al. Scrap Recovery Process For Oxide Fuel Plates International Meeting on Reduced Enrichment For Research And Test Reactors Budapest, Hungary, (1999) 3-8.

 [7] K. Fatemi, M.R. Rezvanianzadeh, H. Pashaee, M. Tarkash Esfahani, AUC Prepartion From ADU Precipitated from uranyl fluoride Solution, J. of Nuclear Sci. and tech, 66 (2014) 64-76.

 [8] K. Fatemi, Uranium recovery of rejected oxide fuel plates and purification without solvent extraction, Patent Number: 91225, 1395/11/13 Iranian Patent.