Была ли правка отмечена как «малое изменение» (больше не используется) (minor_edit) | false |
Число правок участника (user_editcount) | null |
Имя учётной записи (user_name) | '188.2.135.66' |
Возраст учётной записи (user_age) | 0 |
Группы (включая неявные) в которых состоит участник (user_groups) | [
0 => '*'
] |
Редактирует ли участник через мобильный интерфейс (user_mobile) | false |
ID страницы (page_id) | 0 |
Пространство имён страницы (page_namespace) | 0 |
Название страницы (без пространства имён) (page_title) | 'CARBEX process' |
Полное название страницы (page_prefixedtitle) | 'CARBEX process' |
Действие (action) | 'edit' |
Описание правки/причина (summary) | '' |
Старая модель содержимого (old_content_model) | '' |
Новая модель содержимого (new_content_model) | 'wikitext' |
Вики-текст старой страницы до правки (old_wikitext) | '' |
Вики-текст новой страницы после правки (new_wikitext) | '== '''CARBEX process''' ==
КАРБЭКС–процесс [1] является альтернативным водно-химическим методом переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) широко распространенному промышленному методу – ПУРЭКС–процессу. Начальной стадией переработки ОЯТ в КАРБЭКС–процессе является высокотемпературное окисление диоксида урана в смесях с карбонатами щелочных металлов.
Этот процесс, получивший в технической литературе наименование волоксидация, решает ряд важных задач подготовки ОЯТ для эффективного растворения в карбонатном растворе и выделения газообразных продуктов деления (ПД).
Помимо переработки непосредственно оксидного ОЯТ в настоящее время рассматривается возможность переработки в КАРБЭКС–процессе, так называемых «фторидных огарков» переработки ОЯТ газофторидным способом. По своему составу они представляют собой смесь нелетучих фторидов урана с фторидами ПД.
В РХТУ им. Д.И. Менделеева и ИФХЭ им. А.Н. Фрумкина РАН совместно проводится разработка нового водно-химического метода переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в карбонатных средах – КАРБЭКС-процесса. Одной из основных стадии разрабатываемого метода является экстракционный карбонатный аффинаж урана и плутония от продуктов деления (ПД), в частности америция из карбонатных растворов, образующихся на стадии окислительного растворения топливной композиции. В качестве экстрагента урана и плутония в КАРБЭКС-процессе, предусмотрено использование солей четвертичных аммониевых оснований (ЧАО) в частности карбоната метилтриоктиламмония (МТОА). Высокая радиационная стойкость, ЧАО позволяет извлекать уран и плутоний из высокорадиоактивных растворов, а также многократно использовать экстрагент без очистки и регенерации. [2]
На стадии окислительного растворения ОЯТ в КАРБЭКС-процессе образуются растворы содержащие карбонатные соединения U(VI), Pu(IV), Am(III) и РЗЭ(III), а также смешанные пероксидно- карбонатные соединения U(VI). При экстракционной переработке таких растворов, уран и плутоний необходимо совместно извлекать в органическую фазу для последующего выделения смешанных уран-плутониевых продуктов пригодных для производства МОКС-топлива. Таким образом происходит исключение выделения чистых соединений плутония, что удовлетворяет современным требованиям по нераспространению ядерных материалов.
Уравнения экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) из карбонатного раствора карбонатом МТОА могут быть записаны в следующем виде:
'''2(R4N)2CO3 + Na4[UO2(CO3)4] = (R4N)4[UO2(CO3)4] + 2Na2CO3'''
'''2(R4N)2CO3 + Na4[Pu(CO3)4] = (R4N)4[Pu(CO3)4] + 2Na2CO3'''
'''3(R4N)2CO3 + 2Na3[Am(CO3)3] = 2(R4N)3[Am(CO3)3] + 3Na2CO3'''
При изучении экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) при их совместном присутствии, было установлено, что величины коэффициентов распределения указанных выше металлов как и в случае экстракции из индивидуальных растворов уменьшаются с ростом концентрации Na2CO3 в исходном растворе. Показано, что в случае экстракции Am(III) в области концентрации Na2CO3 от 0,4М до 0,7М происходит снижение величины DAm(III) на 2 порядка, для Pu(IV) на 3 порядка, а для U(VI) менее чем на 1 порядок. Однако в области концентрации Na2CO3 от 0,8М до 1,5М величины DPu(IV) возрастают практически на 1 порядок, в то же время DAm(III) и DU(VI) продолжают снижаться.
Появление минимума на зависимости DPu(IV)=f(С(Na2CO3)) может быть объяснено изменением состава экстрагируемых комплексов Pu(IV). С одной стороны, с ростом концентрации Na2CO3 в растворе может происходит образование более высокозарядных карбонатных комплексов Pu(IV), которые лучше экстрагируются карбонатом МТОА. С другой стороны, повышение DPu(IV) может происходить за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, которые распределяются в органическую фазу.
Таким образом увеличение концентрации карбоната натрия в исходном растворе приводит к подавлению экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) карбонатом МТОА. Особенно сильно это выражено для Am(III).
Установлено, что в области высоких концентрации карбоната натрия в исходном растворе (выше 1,0М) возможно совместное извлечение U(VI) и Pu(IV) в органическую фазу, по- видимому за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, при этом происходит очистка от Am(III). В области концентрации карбоната натрия 0,7-0,8М в исходном растворе, происходит очистка U(VI) как от Am(III) так и от Pu(IV). При концентрации карбоната натрия в исходном растворе ниже 0,6М величины происходит совместная экстракция U(VI) и Pu(IV), в то же время происходит ухудшение их очистки от Am(III). Максимально достигаемая величина коэффициента разделения U(VI) и Pu(IV) составила 84,5, U(VI) и Am(III) – 57,9, Pu(IV) и Am(III) – 19,2. [2].
=== Библиографический список ===
1. Степанов С. И., Чекмарев А. М. Концепция переработки отработавшего ядерного топлива // ДАН. 2008. Т. 423. № 1. С. 69-71.
2. Поляков С.А., Абашев Л.М., Костикова Г.В., Бояринцев А.В., Степанов С.И. ЭКСТРАКЦИОННОЕ РАЗДЕЛЕНИЕ U(VI), Pu(IV) И Am(III) ИЗ КАРБОНАТНЫХ РАСТВОРОВ КАРБОНАТОМ МТОА // Успехи в химии и химической технологии. ТОМ XXXI. 2017. № 10. С. 30-33.' |
Унифицированная разница изменений правки (edit_diff) | '@@ -1,1 +1,33 @@
+== '''CARBEX process''' ==
+ КАРБЭКС–процесс [1] является альтернативным водно-химическим методом переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) широко распространенному промышленному методу – ПУРЭКС–процессу. Начальной стадией переработки ОЯТ в КАРБЭКС–процессе является высокотемпературное окисление диоксида урана в смесях с карбонатами щелочных металлов.
+Этот процесс, получивший в технической литературе наименование волоксидация, решает ряд важных задач подготовки ОЯТ для эффективного растворения в карбонатном растворе и выделения газообразных продуктов деления (ПД).
+
+Помимо переработки непосредственно оксидного ОЯТ в настоящее время рассматривается возможность переработки в КАРБЭКС–процессе, так называемых «фторидных огарков» переработки ОЯТ газофторидным способом. По своему составу они представляют собой смесь нелетучих фторидов урана с фторидами ПД.
+В РХТУ им. Д.И. Менделеева и ИФХЭ им. А.Н. Фрумкина РАН совместно проводится разработка нового водно-химического метода переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в карбонатных средах – КАРБЭКС-процесса. Одной из основных стадии разрабатываемого метода является экстракционный карбонатный аффинаж урана и плутония от продуктов деления (ПД), в частности америция из карбонатных растворов, образующихся на стадии окислительного растворения топливной композиции. В качестве экстрагента урана и плутония в КАРБЭКС-процессе, предусмотрено использование солей четвертичных аммониевых оснований (ЧАО) в частности карбоната метилтриоктиламмония (МТОА). Высокая радиационная стойкость, ЧАО позволяет извлекать уран и плутоний из высокорадиоактивных растворов, а также многократно использовать экстрагент без очистки и регенерации. [2]
+
+На стадии окислительного растворения ОЯТ в КАРБЭКС-процессе образуются растворы содержащие карбонатные соединения U(VI), Pu(IV), Am(III) и РЗЭ(III), а также смешанные пероксидно- карбонатные соединения U(VI). При экстракционной переработке таких растворов, уран и плутоний необходимо совместно извлекать в органическую фазу для последующего выделения смешанных уран-плутониевых продуктов пригодных для производства МОКС-топлива. Таким образом происходит исключение выделения чистых соединений плутония, что удовлетворяет современным требованиям по нераспространению ядерных материалов.
+Уравнения экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) из карбонатного раствора карбонатом МТОА могут быть записаны в следующем виде:
+
+
+
+'''2(R4N)2CO3 + Na4[UO2(CO3)4] = (R4N)4[UO2(CO3)4] + 2Na2CO3'''
+
+'''2(R4N)2CO3 + Na4[Pu(CO3)4] = (R4N)4[Pu(CO3)4] + 2Na2CO3'''
+
+'''3(R4N)2CO3 + 2Na3[Am(CO3)3] = 2(R4N)3[Am(CO3)3] + 3Na2CO3'''
+
+
+ При изучении экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) при их совместном присутствии, было установлено, что величины коэффициентов распределения указанных выше металлов как и в случае экстракции из индивидуальных растворов уменьшаются с ростом концентрации Na2CO3 в исходном растворе. Показано, что в случае экстракции Am(III) в области концентрации Na2CO3 от 0,4М до 0,7М происходит снижение величины DAm(III) на 2 порядка, для Pu(IV) на 3 порядка, а для U(VI) менее чем на 1 порядок. Однако в области концентрации Na2CO3 от 0,8М до 1,5М величины DPu(IV) возрастают практически на 1 порядок, в то же время DAm(III) и DU(VI) продолжают снижаться.
+
+Появление минимума на зависимости DPu(IV)=f(С(Na2CO3)) может быть объяснено изменением состава экстрагируемых комплексов Pu(IV). С одной стороны, с ростом концентрации Na2CO3 в растворе может происходит образование более высокозарядных карбонатных комплексов Pu(IV), которые лучше экстрагируются карбонатом МТОА. С другой стороны, повышение DPu(IV) может происходить за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, которые распределяются в органическую фазу.
+
+Таким образом увеличение концентрации карбоната натрия в исходном растворе приводит к подавлению экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) карбонатом МТОА. Особенно сильно это выражено для Am(III).
+
+Установлено, что в области высоких концентрации карбоната натрия в исходном растворе (выше 1,0М) возможно совместное извлечение U(VI) и Pu(IV) в органическую фазу, по- видимому за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, при этом происходит очистка от Am(III). В области концентрации карбоната натрия 0,7-0,8М в исходном растворе, происходит очистка U(VI) как от Am(III) так и от Pu(IV). При концентрации карбоната натрия в исходном растворе ниже 0,6М величины происходит совместная экстракция U(VI) и Pu(IV), в то же время происходит ухудшение их очистки от Am(III). Максимально достигаемая величина коэффициента разделения U(VI) и Pu(IV) составила 84,5, U(VI) и Am(III) – 57,9, Pu(IV) и Am(III) – 19,2. [2].
+
+=== Библиографический список ===
+
+1. Степанов С. И., Чекмарев А. М. Концепция переработки отработавшего ядерного топлива // ДАН. 2008. Т. 423. № 1. С. 69-71.
+
+2. Поляков С.А., Абашев Л.М., Костикова Г.В., Бояринцев А.В., Степанов С.И. ЭКСТРАКЦИОННОЕ РАЗДЕЛЕНИЕ U(VI), Pu(IV) И Am(III) ИЗ КАРБОНАТНЫХ РАСТВОРОВ КАРБОНАТОМ МТОА // Успехи в химии и химической технологии. ТОМ XXXI. 2017. № 10. С. 30-33.
' |
Новый размер страницы (new_size) | 8778 |
Старый размер страницы (old_size) | 0 |
Изменение размера в правке (edit_delta) | 8778 |
Добавленные в правке строки (added_lines) | [
0 => '== '''CARBEX process''' ==',
1 => ' КАРБЭКС–процесс [1] является альтернативным водно-химическим методом переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) широко распространенному промышленному методу – ПУРЭКС–процессу. Начальной стадией переработки ОЯТ в КАРБЭКС–процессе является высокотемпературное окисление диоксида урана в смесях с карбонатами щелочных металлов.',
2 => 'Этот процесс, получивший в технической литературе наименование волоксидация, решает ряд важных задач подготовки ОЯТ для эффективного растворения в карбонатном растворе и выделения газообразных продуктов деления (ПД).',
3 => false,
4 => 'Помимо переработки непосредственно оксидного ОЯТ в настоящее время рассматривается возможность переработки в КАРБЭКС–процессе, так называемых «фторидных огарков» переработки ОЯТ газофторидным способом. По своему составу они представляют собой смесь нелетучих фторидов урана с фторидами ПД.',
5 => 'В РХТУ им. Д.И. Менделеева и ИФХЭ им. А.Н. Фрумкина РАН совместно проводится разработка нового водно-химического метода переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в карбонатных средах – КАРБЭКС-процесса. Одной из основных стадии разрабатываемого метода является экстракционный карбонатный аффинаж урана и плутония от продуктов деления (ПД), в частности америция из карбонатных растворов, образующихся на стадии окислительного растворения топливной композиции. В качестве экстрагента урана и плутония в КАРБЭКС-процессе, предусмотрено использование солей четвертичных аммониевых оснований (ЧАО) в частности карбоната метилтриоктиламмония (МТОА). Высокая радиационная стойкость, ЧАО позволяет извлекать уран и плутоний из высокорадиоактивных растворов, а также многократно использовать экстрагент без очистки и регенерации. [2]',
6 => false,
7 => 'На стадии окислительного растворения ОЯТ в КАРБЭКС-процессе образуются растворы содержащие карбонатные соединения U(VI), Pu(IV), Am(III) и РЗЭ(III), а также смешанные пероксидно- карбонатные соединения U(VI). При экстракционной переработке таких растворов, уран и плутоний необходимо совместно извлекать в органическую фазу для последующего выделения смешанных уран-плутониевых продуктов пригодных для производства МОКС-топлива. Таким образом происходит исключение выделения чистых соединений плутония, что удовлетворяет современным требованиям по нераспространению ядерных материалов.',
8 => 'Уравнения экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) из карбонатного раствора карбонатом МТОА могут быть записаны в следующем виде:',
9 => false,
10 => false,
11 => false,
12 => ''''2(R4N)2CO3 + Na4[UO2(CO3)4] = (R4N)4[UO2(CO3)4] + 2Na2CO3'''',
13 => false,
14 => ''''2(R4N)2CO3 + Na4[Pu(CO3)4] = (R4N)4[Pu(CO3)4] + 2Na2CO3'''',
15 => false,
16 => ''''3(R4N)2CO3 + 2Na3[Am(CO3)3] = 2(R4N)3[Am(CO3)3] + 3Na2CO3'''',
17 => false,
18 => false,
19 => ' При изучении экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) при их совместном присутствии, было установлено, что величины коэффициентов распределения указанных выше металлов как и в случае экстракции из индивидуальных растворов уменьшаются с ростом концентрации Na2CO3 в исходном растворе. Показано, что в случае экстракции Am(III) в области концентрации Na2CO3 от 0,4М до 0,7М происходит снижение величины DAm(III) на 2 порядка, для Pu(IV) на 3 порядка, а для U(VI) менее чем на 1 порядок. Однако в области концентрации Na2CO3 от 0,8М до 1,5М величины DPu(IV) возрастают практически на 1 порядок, в то же время DAm(III) и DU(VI) продолжают снижаться.',
20 => false,
21 => 'Появление минимума на зависимости DPu(IV)=f(С(Na2CO3)) может быть объяснено изменением состава экстрагируемых комплексов Pu(IV). С одной стороны, с ростом концентрации Na2CO3 в растворе может происходит образование более высокозарядных карбонатных комплексов Pu(IV), которые лучше экстрагируются карбонатом МТОА. С другой стороны, повышение DPu(IV) может происходить за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, которые распределяются в органическую фазу. ',
22 => false,
23 => 'Таким образом увеличение концентрации карбоната натрия в исходном растворе приводит к подавлению экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) карбонатом МТОА. Особенно сильно это выражено для Am(III).',
24 => false,
25 => 'Установлено, что в области высоких концентрации карбоната натрия в исходном растворе (выше 1,0М) возможно совместное извлечение U(VI) и Pu(IV) в органическую фазу, по- видимому за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, при этом происходит очистка от Am(III). В области концентрации карбоната натрия 0,7-0,8М в исходном растворе, происходит очистка U(VI) как от Am(III) так и от Pu(IV). При концентрации карбоната натрия в исходном растворе ниже 0,6М величины происходит совместная экстракция U(VI) и Pu(IV), в то же время происходит ухудшение их очистки от Am(III). Максимально достигаемая величина коэффициента разделения U(VI) и Pu(IV) составила 84,5, U(VI) и Am(III) – 57,9, Pu(IV) и Am(III) – 19,2. [2]. ',
26 => false,
27 => '=== Библиографический список ===',
28 => false,
29 => '1. Степанов С. И., Чекмарев А. М. Концепция переработки отработавшего ядерного топлива // ДАН. 2008. Т. 423. № 1. С. 69-71. ',
30 => false,
31 => '2. Поляков С.А., Абашев Л.М., Костикова Г.В., Бояринцев А.В., Степанов С.И. ЭКСТРАКЦИОННОЕ РАЗДЕЛЕНИЕ U(VI), Pu(IV) И Am(III) ИЗ КАРБОНАТНЫХ РАСТВОРОВ КАРБОНАТОМ МТОА // Успехи в химии и химической технологии. ТОМ XXXI. 2017. № 10. С. 30-33.'
] |
Удалённые в правке строки (removed_lines) | [] |
Все внешние ссылки, добавленные в правке (added_links) | [] |
Новый текст страницы, очищенный от разметки (new_text) | 'CARBEX process[править | править код]
КАРБЭКС–процесс [1] является альтернативным водно-химическим методом переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) широко распространенному промышленному методу – ПУРЭКС–процессу. Начальной стадией переработки ОЯТ в КАРБЭКС–процессе является высокотемпературное окисление диоксида урана в смесях с карбонатами щелочных металлов.
Этот процесс, получивший в технической литературе наименование волоксидация, решает ряд важных задач подготовки ОЯТ для эффективного растворения в карбонатном растворе и выделения газообразных продуктов деления (ПД).
Помимо переработки непосредственно оксидного ОЯТ в настоящее время рассматривается возможность переработки в КАРБЭКС–процессе, так называемых «фторидных огарков» переработки ОЯТ газофторидным способом. По своему составу они представляют собой смесь нелетучих фторидов урана с фторидами ПД.
В РХТУ им. Д.И. Менделеева и ИФХЭ им. А.Н. Фрумкина РАН совместно проводится разработка нового водно-химического метода переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в карбонатных средах – КАРБЭКС-процесса. Одной из основных стадии разрабатываемого метода является экстракционный карбонатный аффинаж урана и плутония от продуктов деления (ПД), в частности америция из карбонатных растворов, образующихся на стадии окислительного растворения топливной композиции. В качестве экстрагента урана и плутония в КАРБЭКС-процессе, предусмотрено использование солей четвертичных аммониевых оснований (ЧАО) в частности карбоната метилтриоктиламмония (МТОА). Высокая радиационная стойкость, ЧАО позволяет извлекать уран и плутоний из высокорадиоактивных растворов, а также многократно использовать экстрагент без очистки и регенерации. [2]
На стадии окислительного растворения ОЯТ в КАРБЭКС-процессе образуются растворы содержащие карбонатные соединения U(VI), Pu(IV), Am(III) и РЗЭ(III), а также смешанные пероксидно- карбонатные соединения U(VI). При экстракционной переработке таких растворов, уран и плутоний необходимо совместно извлекать в органическую фазу для последующего выделения смешанных уран-плутониевых продуктов пригодных для производства МОКС-топлива. Таким образом происходит исключение выделения чистых соединений плутония, что удовлетворяет современным требованиям по нераспространению ядерных материалов.
Уравнения экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) из карбонатного раствора карбонатом МТОА могут быть записаны в следующем виде:
2(R4N)2CO3 + Na4[UO2(CO3)4] = (R4N)4[UO2(CO3)4] + 2Na2CO3
2(R4N)2CO3 + Na4[Pu(CO3)4] = (R4N)4[Pu(CO3)4] + 2Na2CO3
3(R4N)2CO3 + 2Na3[Am(CO3)3] = 2(R4N)3[Am(CO3)3] + 3Na2CO3
При изучении экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) при их совместном присутствии, было установлено, что величины коэффициентов распределения указанных выше металлов как и в случае экстракции из индивидуальных растворов уменьшаются с ростом концентрации Na2CO3 в исходном растворе. Показано, что в случае экстракции Am(III) в области концентрации Na2CO3 от 0,4М до 0,7М происходит снижение величины DAm(III) на 2 порядка, для Pu(IV) на 3 порядка, а для U(VI) менее чем на 1 порядок. Однако в области концентрации Na2CO3 от 0,8М до 1,5М величины DPu(IV) возрастают практически на 1 порядок, в то же время DAm(III) и DU(VI) продолжают снижаться.
Появление минимума на зависимости DPu(IV)=f(С(Na2CO3)) может быть объяснено изменением состава экстрагируемых комплексов Pu(IV). С одной стороны, с ростом концентрации Na2CO3 в растворе может происходит образование более высокозарядных карбонатных комплексов Pu(IV), которые лучше экстрагируются карбонатом МТОА. С другой стороны, повышение DPu(IV) может происходить за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, которые распределяются в органическую фазу.
Таким образом увеличение концентрации карбоната натрия в исходном растворе приводит к подавлению экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) карбонатом МТОА. Особенно сильно это выражено для Am(III).
Установлено, что в области высоких концентрации карбоната натрия в исходном растворе (выше 1,0М) возможно совместное извлечение U(VI) и Pu(IV) в органическую фазу, по- видимому за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, при этом происходит очистка от Am(III). В области концентрации карбоната натрия 0,7-0,8М в исходном растворе, происходит очистка U(VI) как от Am(III) так и от Pu(IV). При концентрации карбоната натрия в исходном растворе ниже 0,6М величины происходит совместная экстракция U(VI) и Pu(IV), в то же время происходит ухудшение их очистки от Am(III). Максимально достигаемая величина коэффициента разделения U(VI) и Pu(IV) составила 84,5, U(VI) и Am(III) – 57,9, Pu(IV) и Am(III) – 19,2. [2].
Библиографический список[править | править код]
1. Степанов С. И., Чекмарев А. М. Концепция переработки отработавшего ядерного топлива // ДАН. 2008. Т. 423. № 1. С. 69-71.
2. Поляков С.А., Абашев Л.М., Костикова Г.В., Бояринцев А.В., Степанов С.И. ЭКСТРАКЦИОННОЕ РАЗДЕЛЕНИЕ U(VI), Pu(IV) И Am(III) ИЗ КАРБОНАТНЫХ РАСТВОРОВ КАРБОНАТОМ МТОА // Успехи в химии и химической технологии. ТОМ XXXI. 2017. № 10. С. 30-33.
' |
Все внешние ссылки в новом тексте (all_links) | [] |
Ссылки на странице до правки (old_links) | [] |
Разобранный HTML-код новой версии (new_html) | '<div class="mw-parser-output"><h2><span class="mw-headline" id="CARBEX_process"><b>CARBEX process</b></span><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=CARBEX_process&veaction=edit&section=1" class="mw-editsection-visualeditor" title="Редактировать раздел «CARBEX process»">править</a><span class="mw-editsection-divider"> | </span><a href="/w/index.php?title=CARBEX_process&action=edit&section=1" title="Редактировать раздел «CARBEX process»">править код</a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></h2>
<pre>КАРБЭКС–процесс [1] является альтернативным водно-химическим методом переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) широко распространенному промышленному методу – ПУРЭКС–процессу. Начальной стадией переработки ОЯТ в КАРБЭКС–процессе является высокотемпературное окисление диоксида урана в смесях с карбонатами щелочных металлов.
</pre>
<p>Этот процесс, получивший в технической литературе наименование волоксидация, решает ряд важных задач подготовки ОЯТ для эффективного растворения в карбонатном растворе и выделения газообразных продуктов деления (ПД).
</p><p>Помимо переработки непосредственно оксидного ОЯТ в настоящее время рассматривается возможность переработки в КАРБЭКС–процессе, так называемых «фторидных огарков» переработки ОЯТ газофторидным способом. По своему составу они представляют собой смесь нелетучих фторидов урана с фторидами ПД.
В РХТУ им. Д.И. Менделеева и ИФХЭ им. А.Н. Фрумкина РАН совместно проводится разработка нового водно-химического метода переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в карбонатных средах – КАРБЭКС-процесса. Одной из основных стадии разрабатываемого метода является экстракционный карбонатный аффинаж урана и плутония от продуктов деления (ПД), в частности америция из карбонатных растворов, образующихся на стадии окислительного растворения топливной композиции. В качестве экстрагента урана и плутония в КАРБЭКС-процессе, предусмотрено использование солей четвертичных аммониевых оснований (ЧАО) в частности карбоната метилтриоктиламмония (МТОА). Высокая радиационная стойкость, ЧАО позволяет извлекать уран и плутоний из высокорадиоактивных растворов, а также многократно использовать экстрагент без очистки и регенерации. [2]
</p><p>На стадии окислительного растворения ОЯТ в КАРБЭКС-процессе образуются растворы содержащие карбонатные соединения U(VI), Pu(IV), Am(III) и РЗЭ(III), а также смешанные пероксидно- карбонатные соединения U(VI). При экстракционной переработке таких растворов, уран и плутоний необходимо совместно извлекать в органическую фазу для последующего выделения смешанных уран-плутониевых продуктов пригодных для производства МОКС-топлива. Таким образом происходит исключение выделения чистых соединений плутония, что удовлетворяет современным требованиям по нераспространению ядерных материалов.
Уравнения экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) из карбонатного раствора карбонатом МТОА могут быть записаны в следующем виде:
</p><p><br />
</p><p><b>2(R4N)2CO3 + Na4[UO2(CO3)4] = (R4N)4[UO2(CO3)4] + 2Na2CO3</b>
</p><p><b>2(R4N)2CO3 + Na4[Pu(CO3)4] = (R4N)4[Pu(CO3)4] + 2Na2CO3</b>
</p><p><b>3(R4N)2CO3 + 2Na3[Am(CO3)3] = 2(R4N)3[Am(CO3)3] + 3Na2CO3</b>
</p><p><br />
</p>
<pre>При изучении экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) при их совместном присутствии, было установлено, что величины коэффициентов распределения указанных выше металлов как и в случае экстракции из индивидуальных растворов уменьшаются с ростом концентрации Na2CO3 в исходном растворе. Показано, что в случае экстракции Am(III) в области концентрации Na2CO3 от 0,4М до 0,7М происходит снижение величины DAm(III) на 2 порядка, для Pu(IV) на 3 порядка, а для U(VI) менее чем на 1 порядок. Однако в области концентрации Na2CO3 от 0,8М до 1,5М величины DPu(IV) возрастают практически на 1 порядок, в то же время DAm(III) и DU(VI) продолжают снижаться.
</pre>
<p>Появление минимума на зависимости DPu(IV)=f(С(Na2CO3)) может быть объяснено изменением состава экстрагируемых комплексов Pu(IV). С одной стороны, с ростом концентрации Na2CO3 в растворе может происходит образование более высокозарядных карбонатных комплексов Pu(IV), которые лучше экстрагируются карбонатом МТОА. С другой стороны, повышение DPu(IV) может происходить за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, которые распределяются в органическую фазу.
</p><p>Таким образом увеличение концентрации карбоната натрия в исходном растворе приводит к подавлению экстракции U(VI), Pu(IV) и Am(III) карбонатом МТОА. Особенно сильно это выражено для Am(III).
</p><p>Установлено, что в области высоких концентрации карбоната натрия в исходном растворе (выше 1,0М) возможно совместное извлечение U(VI) и Pu(IV) в органическую фазу, по- видимому за счет образования смешанных уран- плутониевых карбонатных соединений, при этом происходит очистка от Am(III). В области концентрации карбоната натрия 0,7-0,8М в исходном растворе, происходит очистка U(VI) как от Am(III) так и от Pu(IV). При концентрации карбоната натрия в исходном растворе ниже 0,6М величины происходит совместная экстракция U(VI) и Pu(IV), в то же время происходит ухудшение их очистки от Am(III). Максимально достигаемая величина коэффициента разделения U(VI) и Pu(IV) составила 84,5, U(VI) и Am(III) – 57,9, Pu(IV) и Am(III) – 19,2. [2].
</p>
<h3><span id=".D0.91.D0.B8.D0.B1.D0.BB.D0.B8.D0.BE.D0.B3.D1.80.D0.B0.D1.84.D0.B8.D1.87.D0.B5.D1.81.D0.BA.D0.B8.D0.B9_.D1.81.D0.BF.D0.B8.D1.81.D0.BE.D0.BA"></span><span class="mw-headline" id="Библиографический_список">Библиографический список</span><span class="mw-editsection"><span class="mw-editsection-bracket">[</span><a href="/w/index.php?title=CARBEX_process&veaction=edit&section=2" class="mw-editsection-visualeditor" title="Редактировать раздел «Библиографический список»">править</a><span class="mw-editsection-divider"> | </span><a href="/w/index.php?title=CARBEX_process&action=edit&section=2" title="Редактировать раздел «Библиографический список»">править код</a><span class="mw-editsection-bracket">]</span></span></h3>
<p>1. Степанов С. И., Чекмарев А. М. Концепция переработки отработавшего ядерного топлива // ДАН. 2008. Т. 423. № 1. С. 69-71.
</p><p>2. Поляков С.А., Абашев Л.М., Костикова Г.В., Бояринцев А.В., Степанов С.И. ЭКСТРАКЦИОННОЕ РАЗДЕЛЕНИЕ U(VI), Pu(IV) И Am(III) ИЗ КАРБОНАТНЫХ РАСТВОРОВ КАРБОНАТОМ МТОА // Успехи в химии и химической технологии. ТОМ XXXI. 2017. № 10. С. 30-33.
</p>
<!--
NewPP limit report
Parsed by mw1347
Cached time: 20180504084459
Cache expiry: 1900800
Dynamic content: false
CPU time usage: 0.004 seconds
Real time usage: 0.006 seconds
Preprocessor visited node count: 5/1000000
Preprocessor generated node count: 0/1500000
Post‐expand include size: 0/2097152 bytes
Template argument size: 0/2097152 bytes
Highest expansion depth: 2/40
Expensive parser function count: 0/500
Unstrip recursion depth: 0/20
Unstrip post‐expand size: 0/5000000 bytes
-->
<!--
Transclusion expansion time report (%,ms,calls,template)
100.00% 0.000 1 -total
-->
</div>' |
Была ли правка сделана через выходной узел сети Tor (tor_exit_node) | 0 |
Unix-время изменения (timestamp) | 1525423518 |