(11) 108 (13) PP Прекратил действие

СПОСОБ ПЕРЕРАБОТКИ ОТХОДОВ УРАНОВОЙ ПРОМЫШЛЕННОСТИ.

(51) МПК: C01G 43/00
Сведения о документе
(11) Номер документа
108
(13) Код типа документа
PP
(51) МПК
C01G 43/00
(45) Дата публикации
30.03.2008
Статус
Прекратил действие
Заявка
(21) Рег. номер заявки
0700103
(22) Дата подачи заявки
04.05.2008
Лица
(71) Заявитель(и)
Хакимов Н. (TJ); Назаров Х.М. (TJ); Мирсаидов И.У. (TJ); Баротов Б.Б. (TJ).
(72) Автор(ы)
Хакимов Н. (TJ); Назаров Х.М. (TJ); Мирсаидов И.У. (TJ); Баротов Б.Б. (TJ).
(73) Патентообладатель(и)
Хакимов Н. (TJ); Назаров Х.М. (TJ); Мирсаидов И.У. (TJ); Баротов Б.Б. (TJ).

Реферат

Изобретение относится к химической технологии, а именно к разработке способов выделения урановых соединений из отходов урановой промышленности.
Отходы урановой промышленности, содержащие 0,03÷0,3 масс.% урана помещают в реактор, добавляют воду к твердому материалу из расчета твердый к жидкому (Т:Ж) в пульпе 1:1. Затем добавляют серную кислоту с концентрацией 15÷70 масс.%. Процесс разложение протекает в течение 3 ÷ 10 часов при температуре 50-70°С. Расход серной кислоты составляет 10 ÷ 100 кг на 1 т радиоактивных веществ. Проводят нейтрализацию растворов аммиачной водой, образовавшуюся пульпу фильтруют, осадок сушат при темпера-туре 80-100°С. Полученный диуранат аммония подвергают прокалке при температуре 600-900°С, после чего получают U3O8 с выходом 90 ÷ 99%.

Формула изобретения

1. Способ переработки отходов урановой промышленности, включающий разложение отхо-дов серной кислотой, осаждение с помощью ам-миака, фильтрацией и термическим разложением осадка, отличающийся тем, что отходы, содер-жащие 0,03 ÷ 0,3 масс % урана помещают в реак-тор и добавляют воду из расчета Т:Ж в пульпе 1:1 и разлагают серной кислотой концентрацией 15 ÷ 70 масс %, процесс разложение протекает в тече-ние 3 ÷ 10 часов при температуре 50 ÷ 70°С, рас-ход серной кислоты составляет 10 ÷ 100 кг на 1 т радиоактивных веществ, осадок диураната аммо-ния сушат и получают готовый продукт U3O8 с выходом 90 ÷ 99%.
2. Способ по п. 1 отличающийся тем, что термическое разложение проводят при температу-ре 600-900°С.
3. Способ по п. 1 отличающийся тем, что сушку проводят при температуре 80- 100°С.

Описание

Изобретение относится к химической техно-логии, а именно к разработке способов выделения урановых соединений из отходов урановой промышленности.
Известны способы переработки урановых руд, которые позволяют выделить закись-окись урана из бедных руд [1]. Однако эти способы требуют предварительной подготовки руды, измельчения и не исключают загрязнения окружающей среды. Кроме того, в этих способах необходимо проведение процесса окисления руды смесью азотной и серной кислот с переводом урана в UO3(NO3)2, обработка пульпы кальцинированной содой при 80-90°С с получением раствора Na4[UO2(CO3)3]. Далее после фильтрации натрийуранилкарбонат при нагревании переводится в натрий диуранат Na2U2O7. Затем производится очистка диураната натрия от примесей жидким аммиаком с получением диураната аммония (NH4)2U2O7. Диуранат аммония переводится в аммонийуранилкарбонат- (NH4)4[UO2(CO3)3] и путём прокаливания при 750°С получают закись-окись урана U3O8.
Из изложенного следует, что кислотно-содовая переработка урановых руд является сложным, трудоёмким, многостадийным процессом и не исключает загрязнения окружающей среды отравляющими веществами.
Прототипом изобретения является способ из-влечения U3O8 из хвостохранилищ с содержанием урана в отходах от 0,15 до 0,518 % [2], где предлагается следующая схема переработки отходов урановой промышленности: отходы хвостохранилища с содержанием урана в них от 0,15 до 0,518 % помещают в реактор и выщелачивают UO3 сер-ной кислотой с получением сульфата уранила. Затем твердой фазы отделяется от UO2SO4 путем фильтрации и с помощью аммиака UO2SO4 осаждается в (NH4)2U2O7. После фильтрации осадка и термического разложения при 850°С получают U3O8.
Однако этот способ ограничивается извлечением урановых соединений из отходов с содержанием урана 0,15 до 0,518 %. Отличительной особенностью предлагаемого нами изобретения является то, что извлечения урановых соединений в нашем способе протекает из отходов со значительно меньшим содержанием урана, а именно 0,03 - 0,3 масс. %. Кроме того в прототипе схема выделения U3O8 носит относительный характер без проведения количественных характеристик, а именно расхода серной кислоты аммиачной воды, их концентрации и другие. В нашем способе при-водится точная технологическая схема переработки отходов урановой промышленности с при-ведением количественных характеристик на каждой стадии технологического процесса.
С целью расширения сырьевой базы, выделения закись-окиси урана из отходов урановой промышленности с содержанием урана от 0,03 до 0,3 масс %, и исключения экологической опасности окружающей среды и водного бассейна данной местности предлагается новая альтернативная технологическая схема переработки отходов ура-новой промышленности.
Поставленная цель достигается следующим образом: отходы, содержащие 0,03 ÷ 0,3 масс % урана помещают в реактор из нержавеющей стали с механическим перемешиванием; добавляют воду к твердому материалу из расчета твердый к жид-кому (Т:Ж) в пульпе 1:1. Затем добавляют серную кислоту с концентрацией 15 ÷ 70 масс %, процесс разложения протекает в течение 3 ÷ 10 часов, при температуре выщелачивания (разложения) 50 ÷ 70°С. Расход серной кислоты составляет 10÷100 кг на 1 т радиоактивных веществ.
Выщелачивание трёхокиси урана UO3 серной кислотой протекает по реакции

UO3+Н2SO4 → (UO2)SО4+Н2О

В сернокислых растворах уран находится в виде соли сульфата уранила. Затем проводят нейтрализацию растворов аммиачной водой из расчёта 0,03 : 0,09 кг аммиачной воды на 1 кг ура-на

2(UO2)SО4 + 6NH4OH → (NH4)2U2O7+2(NH4)2SO4+3H2O

Образовавшуюся пульпу фильтруют, осадок диураната аммония сушат при температуре 80-100°С. Полученный диуранат аммония подвергают прокалке при температуре 600 - 900°С и полу-чают готовый продукт закись-окись урана U3O8 (см. рис.).
Выход продукта составляет 90÷99%.
Предлагаемый способ позволяет получать из относительно дешёвого технического сырья ценные компоненты урановых соединений для атом-ной промышленности.
Кроме того переработка отходов урановой промышленности с низким содержанием урана в отходах 0,03 ÷ 0,3 масс. % полностью исключает радиоэкологическую опасность в данном регионе.
Принципиальная технологическая схема переработки отходов урановой промышленности приведена на фигуре.

(56) Документы, цитированные в отчёте

1. Разыков З.А., Гусаков Э.Г., Марущенко А. А., Ботов А.Ю., Юнусов М.М.- Урановые месторождения Таджикистана. - Худжанд, 2001, с. 212.
2. Мирсаидов У.М., Хакимов Н. О возможности добычи урана из хвостохранилищ и шахтных вод месторождения Киик-Тал в Таджикистане. -Доклады АН Республики Таджикистан, 2005, т. ХLVIII, №1, с. 44 - 47 (прототип)

📎 Прикреплённые файлы