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