Летучесть фторидов

Летучесть фторидов — это тенденция сильно молекул испаряться фторированных при сравнительно низких температурах. Гептафториды , гексафториды и пентафториды имеют гораздо более низкие температуры кипения, чем фториды с более низкой валентностью . Большинство дифторидов и трифторидов имеют высокие температуры кипения, тогда как большинство тетрафторидов и монофторидов находятся между ними. Термин «летучесть фторидов» представляет собой жаргонизм, используемый, в частности, в контексте разделения радионуклидов .

Волатильность и валентность

Валентность большинства элементов основана на самом высоком известном фториде.

Грубо говоря, летучесть фторидов можно использовать для удаления элементов с валентностью 5 и выше: уран , нептуний , плутоний , металлоиды ( теллур , сурьма ), неметаллы ( селен ), галогены ( йод , бром ) и средние переходные металлы ( ниобий) . , молибден , технеций , рутений и, возможно, родий ). Эта фракция включает в себя актиниды, которые легче всего повторно использовать в качестве ядерного топлива в тепловом реакторе , и два долгоживущих продукта деления, лучше всего подходящие для утилизации путем трансмутации, Tc-99 и I-129 , а также Se-79 .

Благородные газы ( ксенон , криптон ) летучи даже без фторирования и не конденсируются, за исключением гораздо более низких температур.

Остаются щелочные металлы ( цезий , рубидий ), щелочноземельные металлы ( стронций , барий ), лантаноиды , остальные актиниды ( америций , кюрий ), остальные переходные металлы ( иттрий , цирконий , палладий , серебро ) и постпереходные металлы ( олово) . , индий , кадмий ). В этой фракции содержатся продукты деления, представляющие радиационную опасность в масштабе десятилетий ( Cs-137 , Sr-90 , Sm-151 ), четыре оставшихся долгоживущих продукта деления Cs-135 , Zr-93 , Pd-107 , Sn -126 из которых только последний испускает сильную радиацию, большую часть нейтронных ядов и высшие актиниды ( америций , кюрий , калифорний ), которые представляют радиационную опасность в масштабе сотен или тысяч лет и с которыми трудно работать из-за гамма-излучения. радиации, но расщепляются в быстром реакторе .

Методы переработки

Оксиды урана реагируют с фтором с образованием газообразного гексафторида урана , большая часть плутония реагирует с образованием газообразного гексафторида плутония, большинство продуктов деления (особенно электроположительные элементы: лантаноиды , стронций , барий , иттрий , цезий ) образуют нелетучие фториды. Немногие металлы в продуктах деления ( переходные металлы ниобий , рутений , технеций , молибден и йодгалоген ) образуют летучие ( точка кипения <200 °C) фториды, которые сопровождают гексафториды урана и плутония вместе с инертными газами . Затем используется перегонка для отделения гексафторида урана от смеси. ^[1]^[2]

Нелетучие щелочные продукты деления и минорные актиниды наиболее пригодны для дальнейшей переработки «сухими» электрохимическими ( пирохимическими ) неводными методами . Фториды лантаноидов трудно растворить в азотной кислоте, используемой для водных методов переработки, таких как PUREX , DIAMEX и SANEX , в которых используется экстракция растворителем . Летучесть фторидов — лишь один из нескольких пирохимических процессов, предназначенных для переработки отработанного ядерного топлива.

Ржежский ядерный научно-исследовательский институт в Ржеже в Чешской Республике провел испытания шнековых дозаторов, которые подавали измельченный оксид урана (имитирующий использованные топливные таблетки) во фторатор, где частицы сжигались в газообразном фторе с образованием гексафторида урана . ^[3]

Hitachi разработала технологию под названием FLUOREX, которая сочетает летучесть фторида для извлечения урана с более традиционной экстракцией растворителем (PUREX) для извлечения плутония и других трансурановых соединений]. ^[4] Топливный цикл на основе FLUOREX предназначен для использования с водяным реактором с пониженным замедлителем . ^[5]

Таблица соответствующих свойств

фторид	С	Кипение °С	плавление °С	Ключевой период полураспада	Урожай
СеФ ₆	34	−46.6	−50.8	⁷⁹Сб:65с	.04%
ТЭФ ₆	52	−39	−38	^{127 м}Те:109d
ЕСЛИ ₇	53	4,8 (1 атм)	6,5 ( трехточечный )	¹²⁹Я: 15.7мой	0.54%
МФ ₆	42	34	17.4	⁹⁹Я: 2.75д
ПуФ ₆	94	62	52	²³⁹Пу :24ky
ТКФ ₆	43	55.3	37.4	⁹⁹ТК : 213ky	6.1%
НПФ ₆	93	55.18	54.4	²³⁷Нп :2.14ми
УФ ₆	92	56,5 (меньше)	64.8	²³³У : 160кй
РуФ ₆	44	200 (декабрь)	54	¹⁰⁶Ру:374d
РФ ₆	45		70	¹⁰³Резус: стабильный
РеФ ₇	75	73.72	48.3	Не ФП
БрФ ₅	35	40.25	−61.30	⁸¹Бр:конюшня
ЕСЛИ ₅	53	97.85	9.43	¹²⁹Я: 15.7мой	0.54%
КсеФ ₂	54	114,25 ( субл )	129,03 ( трехточка )
SbF_СбФ5	51	141	8.3	¹²⁵Сб:2.76г
РуОФ ₄	44	184	115	¹⁰⁶Ру:374d
РуФ ₅	44	227	86.5	¹⁰⁶Ру:374d
НбФ ₅	41	234	79	⁹⁵Кол-во:35д	низкий
PDF ₄	46			¹⁰⁷Пд:6,5ми
СнФ ₄	50	750 (меньше)	705	^121м1Сн:44г ¹²⁶Sn:230ky	0.013% ?
ЗрФ ₄	40	905	932 ( трехточечный )	⁹³Зр: 1,5млн.	6.35%
AgF	47	1159	435	¹⁰⁹Ag:стабильный
ЦФС	55	1251	682	¹³⁷С : 30,2 года ¹³⁵Cs:2.3my	6.19% 6.54%
БеФ ₂	4	1327	552
РбФ	37	1410	795
УФ ₄	92	1417	1036	²³³У : 160кй
ФЛиБе		1430	459	стабильный
ФЛиНаК		1570	454	стабильный
ЛиФ	3	1676	848	стабильный
КФ	19	1502	858	⁴⁰К: 1,25 Гр
НаФ	11	1704	993	стабильный
ТФ ₄	90	1680	1110
КдФ ₂	48	1748	1110	^{113 м}КД: 14,1 г.
YF_YF3	39	2230	1150	⁹¹Д:58.51д
InF_InF3	49	>1200	1170
БаФ ₂	56	2260	1368	¹⁴⁰Ба:12.75д
TbF_TbF3	65	2280	1172
ГдФ ₃	64		1231	¹⁵⁹Б-г:18,5ч.
PmF_PmF3	61		1338	¹⁴⁷Вечер: 2.62г.
EuF_ЕуФ3	63	2280	1390	¹⁵⁵Я: 4.76г.
НдФ ₃	60	2300	1374	¹⁴⁷№:11д
PrF_ПрФ3	59		1395	¹⁴³Пр:13.57д
CeF_CeF3	58	2327	1430	¹⁴⁴Что: 285 д
SmF_СмФ3	62	2427	1306	¹⁵¹См : 90 лет	0.419% ?
СРФ ₂	38	2460	1477	⁹⁰Старший : 29,1 лет	5.8%
LaF_ЛаФ3	57		1493	¹⁴⁰La:1.68d

См. также

Примечания

Отсутствуют верхние фториды: ^[6]
- PrF ₄ (поскольку он разлагается при 90 °C)
- TbF ₄ (потому что разлагается при 300 °C)
- CeF ₄ (поскольку он разлагается при 600 °C)
Без стабильных фторидов: Kr ^[7]

Ссылки

^ Улир, Ян. «Опыт переработки сухого ядерного топлива в Чешской Республике» (PDF) . ОЭСР Агентство по ядерной энергии . Проверено 21 мая 2008 г.
^ Улир, Ян. «Исследования и разработки в области пирохимического разделения в Чешской Республике» (PDF) . Агентство по ядерной энергии ОЭСР . Проверено 21 мая 2008 г.
^ Маркварт, Милош. «Разработка дозирования порошка оксида урана для процесса разделения летучих фторидов» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 17 ноября 2004 г. Проверено 21 мая 2008 г.
^ «Топливный цикл: Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd» .
^ «Ядерные реакторные системы следующего поколения для энергетики будущего: ОБЗОР HITACHI» . www.хитачи.com . Архивировано из оригинала 19 февраля 2013 года . Проверено 17 января 2022 г.
^ Справочник CRC по химии и физике , 88-е издание . Архивировано 4 июля 2010 г. в Wayback Machine . (PDF). Проверено 14 ноября 2010 г.
^ Очистка драгоценных металлов газообразным фтором - Патент 5076839 . Freepatentsonline.com. Проверено 14 ноября 2010 г.

Внешние ссылки

[1] Улир, Ян. «Опыт переработки сухого ядерного топлива в Чешской Республике» (PDF) . ОЭСР Агентство по ядерной энергии . Проверено 21 мая 2008 г.

[2] Улир, Ян. «Исследования и разработки в области пирохимического разделения в Чешской Республике» (PDF) . Агентство по ядерной энергии ОЭСР . Проверено 21 мая 2008 г.

[3] Маркварт, Милош. «Разработка дозирования порошка оксида урана для процесса разделения летучих фторидов» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 17 ноября 2004 г. Проверено 21 мая 2008 г.

[4] «Топливный цикл: Hitachi-GE Nuclear Energy, Ltd» .

[5] «Ядерные реакторные системы следующего поколения для энергетики будущего: ОБЗОР HITACHI» . www.хитачи.com . Архивировано из оригинала 19 февраля 2013 года . Проверено 17 января 2022 г.

[6] Справочник CRC по химии и физике , 88-е издание . Архивировано 4 июля 2010 г. в Wayback Machine . (PDF). Проверено 14 ноября 2010 г.

[7] Очистка драгоценных металлов газообразным фтором - Патент 5076839 . Freepatentsonline.com. Проверено 14 ноября 2010 г.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]