>
Fa   |   Ar   |   En
   جداسازی و تخلیص اورانیم از محلول فروشویی قلیایی حاصل از انحلال ته‌ماند استخر تبخیری کارخانه فرآوری اورانیم (c36) با استفاده از ترسیب قلیایی  
   
نویسنده یاوری رامین ,داورخواه رضا ,نظامی شانلی ,موسوی محمود ,جوهری مسعود ,ذکریا پور ناظم ,یوسفی طاهر
منبع علوم، مهندسي و فناوري هسته اي - 1403 - دوره : 45 - شماره : 2 - صفحه:38 -44
چکیده    در کار تحقیقاتی حاضر، از روش ترسیب قلیایی برای جداسازی و تخلیص اولیه‌ی اورانیم موجود در محلول حاصل از انحلال ته‌ماند c36 استخرهای تبخیری کارخانه فراوری اورانیم استفاده شده است. در این روش اثر پارامترهای مختلفی چون ph، دما، سرعت هم‌زدن، بذرریزی، زمان پیرسازی بر راندمان ترسیب اورانیم به صورت سدیم دی‌اورانات و میزان ناخالصی‌های چون سدیم و فلوئورید در آن مورد ارزیابی قرار گرفت. نتایج حاصل نشان می‌دهند که با افزایش ph محلول تا 14، راندمان جداسازی تا 98.1 درصد افزایش می‌یابد. با این وجود، مقدار ph با استفاده از روش بذرریزی تا 12 کاهش‌ داده شده و راندمان جداسازی به 99 درصد افزایش می‌یابد. هم‌چنین نتایج نشان می‌دهند که افزایش زمان پیرسازی و سرعت هم‌زدن باعث افزایش راندمان جداسازی و کاهش میزان ناخالصی‌های سدیم و فلوئورید در رسوب می‌شود، در حالی که افزایش دما منجر به افزایش راندمان جداسازی و ناخالصی‌ها می‌گردد. در مجموع، با اعمال فرایند بذرریزی، تنظیم ph تا محدوده‌ی 12، زمان پیرسازی 12 ساعت، دمای c˚ 50 و سرعت هم‌زدن 250 دور در دقیقه بهترین شرایط برای جداسازی اولیه‌ی اورانیم به صورت سدیم دی اورانات با راندمان بالای 99 درصد و با حداقل مقدار ناخالصی‌های در آن به دست آمد.
کلیدواژه اورانیم، ته‌ماند c36، ترسیب قلیایی، فلوئورید، سدیم
آدرس سازمان انرژی اتمی ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای, ایران, سازمان انرژی اتمی ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای, ایران, دانشگاه علم و صنعت ایران, پژوهشکده مهندسی شیمی، نفت و گاز, ایران, سازمان انرژی اتمی ایران, ایران, سازمان انرژی اتمی ایران, شرکت سوخت راکتورهای هسته‌ای, ایران, سازمان انرژی اتمی ایران, شرکت سوخت راکتورهای هسته‌ای, ایران, سازمان انرژی اتمی ایران, پژوهشگاه علوم و فنون هسته‌ای، پژوهشکده چرخه سوخت هسته‌ای, ایران
پست الکترونیکی tyousefi@aeoi.org.ir
 
   separation and purification of uranium from the alkaline leaching solution obtained from the dissolution of the evaporation pool scrap (c36) of the uranium processing plant using alkaline precipitation  
   
Authors yavari r. ,davarkhoh r. ,nezami sh. ,mousavi m. ,johari m. ,zakariapour n. ,yousefi t.
Abstract    in the current research work, the alkaline precipitation method was used for the primary separation and purification of uranium in the solution obtained from the dissolution of the evaporation pool scrap (c36) of the uranium processing plant. in this method, the effect of various parameters such as ph, temperature, stirring speed, aging time, and seeding on the uranium precipitation yielded sodium diuranate. in addition, the amount of impurities such as sodium and fluoride in the precipitate was evaluated. the results show that by raising the ph of the solution to 14, the separation yield increases to 98.1%. nonetheless, using the seeding method, the ph value is reduced to 12 and the separation efficiency increases to 99 %. also, the results show that increasing the aging time and stirring speed improves the separation percentage. it decreases the amount of sodium and fluoride impurities in the precipitation. in contrast, reducing the temperature leads to an increase in uranium and impurities separation percentage. in general, by applying the seeding process, ph adjustment up to 12, aging time of 12 hours, temperature of 50°c and stirring speed of 250 rpm, the best conditions for primary uranium separation as sodium diuranate with the minimum amount of major impurities in the precipitation were obtained.
Keywords uranium ,c36 scrap ,alkaline precipitation ,fluoride ,sodium
 
 

Copyright 2023
Islamic World Science Citation Center
All Rights Reserved