Гексафторид - уран
Гексафторид урану в суміші з аргоном инжектируются в потік аргон-гелій-водневої плазми, генерованої в електродуги плазмотроне, під кутом 90 до останнього. Умови змішання підбирають таким чином, щоб молекули гексафториду урану і водню були повністю диссоційовані і частково іонізовані. [1]
Гексафторид урану як вихідний матеріал для дифузійного поділу отримують в дві стадії. Далі відновлюють U235F6 до металевого урану, так як саме збагачений металевий уран служить паливом для реакторів. Частина фтору при цьому вловлюють і отриману плавиковий кислоту (70% HF) використовують для інших цілей. [2]
Гексафторид урану отримують в результаті реакції взаємодії урану з елементним фтором, але ця реакція важко керована. Більш зручно обробляти уран сполуками фтору з іншими галогенами, наприклад С1Рз, BrF і BrFs. Отримання тетрафторида урану UF4 пов'язано з використанням фтористого водню. [3]
Гексафторид урану має октаедричні кристалічну решітку. [4]
Гексафторид урану реагує з більшістю металів, є фторирующим агентом по відношенню до багатьох органічних речовин, утворює комплексні сполуки з фторидом срібла і фторидами лужних металів, за винятком літію. [5]
Гексафторид урану поставляється заводами по його виробництву в циліндричних контейнерах. [6]
Гексафторид урану енергійно реагує з водою з виділенням великої кількості тепла. При цьому утворюється уранілфторід і плавикова кислота. При температурі близько 600 С UF6 відновлюється воднем з утворенням UF4 і фтористого водню. [8]
Гексафторид урану. збагачене або збіднений на газодифузійному заводі, відновлюється до UF4 при взаємодії з воднем. Так як тепла, що виділяється при реакції, не вистачає для підтримки високої швидкості реакції, то газову суміш підігрівають. У великих реакторах, які використовуються для виробництва низькозбагаченого урану, висока температура підтримується шляхом нагрівання стінок реактора. Цей метод викликає надмірне розкладання одержуваного продукту, якщо застосовуються невеликі реактори, необхідні для переробки високозбагаченого урану. У невеликих реакторах тепло виникає всередині в результаті взаємодії водню з надлишком фтору, який додається до суміші. [9]
Гексафторид урану може бути очищений або фракційної дистиляцією, або по гетерогенним реакціям газ - тверде. Летючі фториди продуктів поділу, як, наприклад, фториди молібдену, телуру, ніобію і рутенію, які можуть утворюватися при фторування опроміненого урану, настільки відрізняються від UF6 за своєю реакційної здатності і летючості, що поділ їх можна здійснити досить легко багатьма методами. Оскільки властивості NpFe і PuF6 дуже схожі на властивості UF6 (але утворюються ці сполуки не так легко, як UFe), ці елементи відокремлюються від урану за допомогою сучасних методів фторування. Але плутоній, мабуть, можна очистити сублімацією PuF6, хоча такий процес ще не здійснено. У табл. 10.9 наведені деякі фториди елементів, що зустрічаються в опроміненому урані, і їх температури кипіння. [10]
Гексафторид урану відділяється від суміші продуктів реакції дистиляцією. Плутоній і майже всі продукти ділення залишаються в залишку твердих фторидів. [11]
Гексафторид урану в суміші з аргоном инжектируются в потік аргон-гелій-водневої плазми, генерованої в електродуги плазмотроне, під кутом 90 до останнього. Умови змішання підбирають таким чином, щоб молекули гексафториду урану і водню були повністю диссоційовані і частково іонізовані. [12]
Гексафторид урану. що містить зазначені в табл. 2.3 фториди продуктів поділу і фторид нептунію, подають в колонку з NaF, нагріту до 100 ° С. Ті і I проходять через колонку, a UF6 і інші фториди продуктів поділу адсорбуються на NaF, Потім NaF з адсорбованим UFB нагрівають до 400 С; при цьому UF6 і фториди Мо і Тс десорбируются, відділяючись таким чином від інших продуктів поділу та нептунію. Мо і Тс відокремлюють від U екстракцією розчинниками. [13]
Гексафторид урану є надзвичайно сильним фторирующим речовиною. Він реагує з більшістю звичайних конструкційних матеріалів і розкладається водою навіть при її незначному вмісті. Незважаючи на зазначені та інші труднощі, цей метод є єдиним економічно доцільним методом збагачення U235 відпрацьованого ядерного пального. [15]
Сторінки: 1 2 3 4