Растворимость щелочноземельных продуктов деления в кислых растворах уранилнитрата - Дипломная работа

В связи с этим в облученном ядерном топливе (ОЯТ) возрастает количество продуктов деления - элементов средней части периодической системы (до 40 кг/т U и выше), в том числе таких поливалентных элементов как цирконий, молибден, технеций, а также малых актинидов - в первую очередь, нептуния - что сильно осложняет переработку ОЯТ.Происхождение названия связано с тем, что окислы этих металлов (по терминологии алхимиков - «земли»), сообщают воде щелочную реакцию, кроме бериллия и магния, окислы, которых мало растворимы в воде [3]. Химически щелочноземельные металлы очень активны щелочноземельные металлы представляют собой серебристо-белые металлы. Общие свойства щелочноземельных элементов представлены ниже в таблице 1 [4]. Все щелочноземельные металлы пластичные, хорошо поддаются ковке, резке и прокатке. Стронций имеет ГЦК - структуру; при температуре 488 ОС стронций претерпевает полиморфное превращение и кристаллизуется в гексагональной структуре, он парамагнитен.Из обычно применяемых солей бария хорошо растворимы хлорид бария BACL2 и другие галогениды, нитрат Ba(NO3)2, сульфид BAS, хлорат Ва(CLO3)2, трудно растворимы - сульфат бария BASO4, карбонат бария ВАСО3 и хромат BACRO4 Осаждение стронция в виде оксалата и сульфата используют для его аналитического определения.Нитрат бария Ba(NO3)2 представляет собой бесцветные кристаллы с кубической решеткой. Он представляет собой бесцветные кристаллы с кубической решеткой. Нитрат стронция Sr(NO3)2 представляет собой бесцветные кристаллы с кубической решеткой. Смеси нитрата стронция с порошками металлов склонны к спонтанному нагреву и могут самовоспламеняться, особенно в присутствии влагиВ процессе осуществления ядерных реакций при облучении ядерного топлива потоком нейтронов в нем происходят сложные физические и химические изменения, связанные с расхождением топливного материала, образованием и накоплением новых химических элементов. Накопление этих продуктов может привести к резкому уменьшению плотности потока нейтронов в активной зоне реактора и, в конечном итоге, к прерыванию цепной ядерной реакции. Нарушения работы реактора могут наступить также вследствие накопления в твэлах газообразных продуктов деления. При высокой температуре внутри реактора накопление их приводит к резкому повышению давления внутри твэлов, к распуханию и разрушению оболочек твэлов. Эти характеристики определяются типом реактора и его мощностью, глубиной выгорания топлива в нем, коэффициентом воспроизводства вторичных делящихся материалов, временем выдержки ОЯТ после выгрузки его из реактора [7].Общая схема основных операций по переработке ОЯТ представлена на рисунке 1 на примере заводов UP-2,3 (Франция) [8]. Пурекс-процесс (PUREX-process = Plutonium-Uranium Extraction) - современная экстракционная технология переработки ОЯТ АЭС с использованием 30% ТБФ зародилась более 50 лет назад и берет свое начало от переработки облученного природного урана в военных целях в США (в 1954 г.) [9]. Продукты деления после растворения ОЯТ в азотной кислоте находятся в нем в виде нитратов, которые при экстракционной переработке такого раствора по схеме Пурекс-процесса переходят в высокоактивный рафинат. Степень регенерации кислоты ограничивается максимально возможной ее концентрацией, которая может быть достигнута в выпарных аппаратах в присутствии нитратных солей вводимых реагентов, обладающих ограниченной растворимостью, в первую нитрата натрия. Следует отметить, что при упаривании высокоактивного рафината с одновременной денитрацией можно достичь более низкой кислотности кубового раствора (~2 моль/л), где будет исключена кристаллизация нитрата бария, но технологическая схема узла получается существенно более громоздкой, а процесс потенциально взрывоопасным изза использования муравьиной кислоты для денитрации.Задачей нашей работы являлось получение систематических данных по растворимости нитратов щелочноземельных продуктов деления в кислых растворах уранилнитрата при различной температуре.В работе использовались реактивы: Ba(NO3)2 марки «осч», Sr(NO3)2 марки «чда», UO2 марки «ч», HNO3 марки «осч», CCL4 марки «осч», ТБФ марки «ч». Получившийся раствор упаривали для отгонки HNO3 до образования кристаллов UO2(NO3)2 6Н2О, после чего отделяли маточный раствор, а кристаллы UO2(NO3)2 6Н2О помещали в эксикатор над щелочью на 20 часов с целью их высушивания. Остаточную концентрацию азотной кислоты в уранилнитрате определяли потенциометрическим титрованием раствором 0,1 моль/л NAOH в среде 20 г/л NAF на PH-метре-милливольтметре марки PH-150МА со стеклянным электродом ЭСК - 10603. Первый вариант: в приготовленные рабочие растворы вводили точную навеску нитратов бария и стронция, превышающую их растворимость в воде при комнатной температуре, эти растворы помещались на кипящую водяную баню и выдерживались при периодическом перемешивании до достижения полной гомогенности растворов. Было выявлено, что растворимость нитрата бария в системах с уранилнитратом в пределах его растворимости при температурах 25 и 50 ОС совпадает с

СОДЕРЖАНИЕ

ВВЕДЕНИЕ

1 АНАЛИТИЧЕСКИЙ ОБЗОР

1.1 Общие свойства щелочноземельных элементов

1.2 Свойства солей бария и стронция

1.2.1 Свойства нитратов бария и стронция

1.3 Глубина выгорания ядерного топлива и накопление продуктов деления

1.4 Общие сведения о переработке ОЯТ АЭС и упаривании ВАО

1.5 Осадкообразование на стадии упаривания высокоактивного рафината Пурекс-процесса

1.6 Осадкообразование на стадии кристаллизации уранилнитрата

2 ЦЕЛИ И ЗАДАЧИ РАБОТЫ

3 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНАЯ ЧАСТЬ

ЗАКЛЮЧЕНИЕ И ВЫВОДЫ

ПРИЛОЖЕНИЯ