Способ переработки отработавшего ядерного топлива

Способ переработки отработавшего ядерного топлива

Реферат

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к переработке отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в технологической схеме переработки, в том числе МОКС-топлива, так как извлечение из ОЯТ оставшихся количеств U и Pu для приготовления нового топлива является основной задачей замкнутого ядерного топливного цикл, на который ориентирована атомная энергетика страны. В настоящее время актуальным является создание и оптимизация новых, малоотходных, экологически безопасных и экономически целесообразных технологий, которые бы обеспечили переработку ОЯТ как действующих, так и реакторов 3 и 4 поколения на быстрых нейтронах, работающих на смешанном оксидном уран-плутониевом топливе (МОКС-топливо).

Известны способы переработки ОЯТ с помощью фтора или фторсодержащих химических соединений. Образующиеся при этом летучие фтористые соединения компонентов ядерного топлива переходят в газовую фазу и отгоняются. При фторировании диоксид урана превращается в UF₆, который сравнительно легко испаряется в отличие от плутония, обладающего более низкой летучестью. Обычно при переработке ОЯТ этим способом ОЯТ фторируют, извлекая из него не весь содержащийся в нем уран, а только его необходимое количество, отделяя таким образом его от остальной части перерабатываемого топлива. После этого меняют режим испарения и извлекают из остатка ОЯТ также в виде паров и некоторое количество содержащегося в нем плутония.

[патент РФ №2230130, С22В 60/02, опубл. 19.01.1976]

Недостатком указанной технологии является то, что в этом способе переработки ОЯТ используют газообразные, агрессивные и токсичные в экологическом отношении химические соединения. Таким образом, технология является экологически небезопасной.

Одним из близких по сути к заявляемому способу является известный метод, заявленный в пат. РФ №2403634, (G21C 19/44, опубл. 10.11.2010), по которому регенерация ОЯТ включает стадию растворения топлива в растворе азотной кислоты, стадию электролитического регулирования валентности, с восстановлением Pu до трехвалентного состояния и сохранением пятивалентного состояния Np, стадию экстракции шестивалентного урана экстрагирующим агентом в органическом растворителе; стадию осаждения щавелевой кислотой, приводящую к совместному осаждению второстепенных актинидов и продуктов деления, оставшихся в растворе азотной кислоты, в виде оксалатного осадка; стадию хлорирования с превращением оксалатного осадка в хлориды путем добавления хлористоводородной кислоты к осадку оксалатов; стадию дегидратации с получением синтетических безводных хлоридов путем дегидратации хлоридов в токе газообразного аргона; и стадию электролиза в расплаве солей с растворением безводных хлоридов в расплавленной соли и накоплением урана, плутония и второстепенных актинидов на катоде за счет электролиза.

Недостатком этого способа переработки ОЯТ является его многостадийность и сложность в осуществлении, так как включает электрохимические стадии, которые энергозатратны, требуют специального оборудования и проведения процесса при высокой температуре, в особенности при работе с расплавами солей.

Известен также способ, согласно которому ОЯТ перерабатывают чисто пирохимически с применением солевого расплава урана или плутония, после чего выделенные компоненты ядерного топлива используют повторно. При пирохимической переработке ОЯТ применяют его индукционный нагрев в тигле и его охлаждение путем подвода хладагента к тиглю.

[патент РФ №2226725, G21C 19/46, опубл. 19.01.2009]

Пирометаллургические технологии не приводят к образованию больших количеств жидких радиоактивных отходов (ЖРО), а также обеспечивают компактное размещение оборудования, однако они являются очень энергоемкими и технологически сложны.

Также к способам переработки ОЯТ относятся:

(1) способ, включающий окисление урана газообразным хлором, оксидами азота, диоксидом серы в среде диполярного апротонного растворителя или его смеси с хлорсодержащим соединением [патент РФ №2238600, G21F 9/28, опубл. 27.04.2004];

(2) способ растворения материалов, содержащих металлический уран, включающий окисление металлического урана смесью трибутилфосфат-керосин, содержащей азотную кислоту [патент США №3288568, G21F 9/28, опубл. 10.12.1966];

(3) способ растворения урана, включающий окисление металлического урана раствором брома в этилацетате при нагревании [Larsen R.P. Dissolution of uranium metal and its alloys // Analit. chem. V. 31. Issue 4. P. 545-549].

К недостаткам указанных способов относятся повышенная пожароопасность систем и ограниченность сферы их использования.

Широко распространенной технологией переработки ОЯТ является Пурекс-процесс (взятый нами за прототип), при котором ОЯТ, содержащее уран, плутоний и продукты деления (ПД) ядерного топлива, растворяют в сильнокислых растворах азотной кислоты при нагревании до 60-80°C. После этого актиниды извлекают из азотнокислого раствора органической фазой, содержащей трибутилфосфат в керосине или другом органическом растворителе. Далее следуют технологические стадии, связанные с разделением урана и плутония и их очисткой от ПД. Пурекс-процесс описан, например, в монографии «The Chemistry of the Actinide and Transactinide Elements», 3rd Edition, Edited by Lester R. Morss, Norman M. Edelstein and Jean Fuger. 2006, Springer, pp. 841-844.

Указанный процесс переработки ОЯТ является многостадийным и основан на применении экологически опасных сред:

(1) азотной кислоты (6-8 моль/л) как растворителя ОЯТ при 60-80°C и образующей при протекании реакций с ее участием агрессивные газообразные продукты;

(2) так как кислотность раствора после завершения растворения примерно 3,5 моль/л по азотной кислоте, то это с неизбежностью приводит к применению экстракции для извлечения U(Pu) органическими растворителями;

(3) использование органических растворителей, токсичных, горючих, легко воспламеняющихся, взрывоопасных и зачастую неустойчивых к радиационному излучению приводит к образованию вместе с водными ЖРО больших объемом отходов (до 7-12 тонн на 1 тонну переработанного ОЯТ).

Задачей настоящего изобретения является создание инновационной, малоотходной, экологически безопасной и экономически целесообразной технологии переработки ОЯТ.

Поставленная задача решается использованием нового способа переработки ОЯТ, характеризующегося тем, что разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора, содержащего преимущественно уранилнитрат, осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты в мольном избытке по отношению к урану, равном 10%, и 30% раствора перекиси водорода, взятой в 1,5-2-кратном мольном избытке по отношению к урану, при температуре не выше 20°C, полученную гетерогенную систему выдерживают не менее 30 минут и после отделения и промывки кислотой и водой осадок пероксида уранила подвергают твердофазному восстановлению при нагревании путем обработки его щелочным раствором гидразингидрата в воде при 2-3-кратном мольном избытке гидразина по отношению к урану, с последующим отделением полученного гидратированного диоксида урана UO₂·2H₂O, промыванием его раствором HNO₃ с концентрацией 0,1 моль/л, водой и сушкой, при этом осадок основных солей железа с продуктами деления, маточный раствор стадии осаждения пероксидов с остатками продуктов деления, отходы щелочных и промывных растворов направляют в сборник отходов для их последующей переработки.

Обычно растворение ОЯТ ведут в интервале температуры 60-90°C не более 5-10 часов с использованием водного раствора нитрата железа(III) с pH от 0,2 до 1,0.

Выделенный пероксид уранила целесообразно промывать раствором HNO₃ с концентрацией 0,05 моль/л, а его твердофазное восстановление вести 10%-ным водным раствором гидразингидрата при pH 10 при 60-90°C в течение 10-15 часов.

Преимущественно сушку гидратированного диоксида урана ведут при 60-90°C.

Возможно вести процесс в двух последовательно соединенных бифункциональных аппаратах, конструкция которых предусматривает наличие узла фильтрации и возможности изменения на 180° пространственной ориентации аппаратов, первый из которых используют для растворения и сбора отходов процесса, а второй - для осаждения пероксида урана, его твердофазного восстановления и выделения целевого продукта.

Технический результат способа достигается тем, что на всех стадиях переработки ОЯТ компоненты топлива (UO₂ с содержанием до 5 масс.% ²³⁹Pu) - U(Pu), растворяющий (нитрат железа), осаждающий (пероксид водорода) и восстанавливающий реагенты находятся в разных фазах, удобных для их дальнейшего разделения. На стадии растворения уран переходит в раствор, а основная масса растворяющего реагента выделяется в виде твердого соединения. На стадии осаждения пероксида и его твердофазного восстановительного превращения в диоксид урана целевой продукт находится в твердом виде и легко отделяется от жидкой фазы.

Предлагаемый способ осуществляется следующим образом.

Разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки диоксида урана (UO₂ с содержанием до 5 масс.% ²³⁹Pu) погружают в воду, содержащую нитрат железа(III), и растворяют при нагревании до 60-90°C. Полученный раствор, содержащий U(Pu), и пульпу основной соли железа, образовавшуюся при растворении, разделяют. После удаления раствора с U(Pu) осадок основной соли железа - соли железа с ПД - Мо, Tc и Ru (~95%) и частично Nd, Zr и Pd (~50%) - остается в сборнике отходов.

К отделенному раствору с U(Pu) добавляют перекись водорода и при комнатной температуре проводят осаждение пероксида уранила, с которым соосаждается и плутоний, коэффициент очистки целевого продукта от ПД около 1000. Завершив осаждение, отделяют осадок от слабокислого маточного раствора, который с оставшимся в нем ПД и нитратом Fe(III) направляют в сборник отходов с осадком основной соли. В сборник отходов также направляют раствор от промывки осадка смешанного пероксида. Далее проводят твердофазное восстановление образованного пероксида после введения гидразингидрата при перемешивании током азота при 80-90°C и получают гидратированный диоксид U(Pu). Отделенный щелочной раствор транспортируют в сборник отходов. Осадок диоксида промывается небольшим объемом 0,1М HNO₃, затем дистиллированной водой, которые также направляются в сборник отходов. Полученный целевой продукт сушат в потоке нагретого азота при 60-90°C и выгружают из аппарата.

Слабокислые и слабощелочные водные растворы-отходы, собирающиеся по мере переработки ОЯТ в сборнике отходов, удаляют их упариванием, а находящееся в них железо осаждается в форме гидроксида совместно с катионами 2-, 3- и 4-валентных ПД. Твердый продукт из соединений железа с ПД, включенными в их фазу, является единственным отходом в заявляемом способе переработки ОЯТ. Упариваемую воду можно конденсировать и вернуть при необходимости в процесс.

Переработка ОЯТ может осуществляться в бифункциональном специальном аппарате (аппаратах), конструкция которых предусматривает наличие узла фильтрации (УФ), рубашки, способной обеспечить подачу теплоносителя и проведение процесса растворения при температуре ≤90°C в реакционной смеси, и возможности изменять на 180° пространственную ориентацию аппарата.

Процесс ведут, как правило, в двух последовательно соединенных бифункциональных аппаратах следующим образом.

Когда узел фильтрации устройства находится в верхней части, аппарат предназначен для растворения ОЯТ. Полученный раствор, содержащий U(Pu), и пульпу основной соли железа, образовавшуюся при растворении ОЯТ, разделяют. Для этого устройство переворачивают на 180°, при этом УФ находится в донной части. Фильтрацию осуществляют, подавая избыточное давление во внутренний объем аппарата, либо подключая его к вакуумной линии. После фильтрации и удаления раствора с U(Pu) устройство с осадком соли железа и ПД (Мо, Tc и Ru (~95%) и частично Nd, Zr и Pd (~50%)) поворотом на 180° переводится в положение, когда УФ расположен в верхней части, и далее аппарат выполняет функцию сборника растворов-отходов.

Фильтрованный раствор с U(Pu) подается во второй аппарат той же конструкции в позиции, когда УФ расположен в верхней части устройства. К раствору добавляют перекись водорода и проводят осаждение пероксида U(Pu) при комнатной температуре. Завершив осаждение, устройство переворачивают на 180° и проводят фильтрационное разделение через донную часть аппарата. Полученный пероксид остается на фильтре в аппарате, а маточный раствор с растворенными ПД (фактор очистки около 1000) и остаточным нитратом Fe(III) направляется в первый аппарат с осадком основной соли, ставший сборником отходов.

Устройство переворачивают в положение с УФ в верхней части и осадок пероксида с фильтра в аппарате смывают небольшим количеством воды, содержащей гидразингидрат, с образованием пульпы, в которой пероксид твердофазным восстановлением гидразином переводят в гидратированный диоксид U(Pu) при 80-90°C.

Завершив твердофазное восстановление и получив гидратированный диоксид U(Pu), переводят аппарат в положение, при котором он выполняет функцию фильтрации. Отделенный щелочной раствор направляется в первый аппарат с осадком основной соли, ставший сборником отходов. Осадок диоксида промывается небольшим объемом 0,1М HNO₃, затем дистиллированной водой, которые также направляются в сборник отходов. Устройство с осадком гидратированного U(Pu)O₂·nH₂O поворотом на 180° переводится в положения, когда УФ расположен в верхней части. Далее в аппарате проводится сушка целевого продукта при 60-90°C подачей потока азота, и по завершении сушки препарат выгружается из аппарата.

Нижеприведенные примеры иллюстрируют эффективность использования водных слабокислых растворов нитрата (хлорида) Fe(III) для растворения оксидного ОЯТ с одновременным отделением U(Pu) на этой стадии от части ПД с последующим их отделением от остатков ПД при пероксидном осаждении U(Pu) из полученного раствора. Дальнейшее твердофазное восстановительное превращение пероксида сначала в гидратированный, а потом в кристаллический диоксид U(Pu) повышает эффективность заявляемого способа.

Пример

Порошкообразный образец диоксида урана (^238+235UO₂) предварительно прокаливали при 850°C в атмосфере аргона с 20% содержанием водорода в течение 8 часов.

Таблетки или порошок керамического ядерного топлива, содержащего уран и 5 масс.% плутония, массой 132 г погружают в водный раствор нитрата железа(III) объемом 1 л с pH не менее 0,2 при концентрации Fe(NO₃)₃ в воде от 50 до 300 г/л и растворяют при нагревании до 60-90°C при мольном отношении Fe(III) к топливу как 1,5 к 1.

Контролируют величину pH и содержание урана в растворе и продолжают растворение таблеток до тех пор, пока в последовательно отобранных пробах содержание урана не изменяется. В результате процесса растворения получают раствор, содержащий преимущественно уранилнитрат и имеющий величину pH≤2, и осадок основной соли железа. Требуется не более 5-7 часов для количественного растворения взятых образцов.

Полученный нитратный раствор отделяют от пульпы фильтрацией, например, с использованием металлокерамического фильтра. Оставшийся на фильтре осадок основной соли железа промывают водой и направляют в сборник отходов вместе с промывными водами.

К слабокислому раствору отделенного уранилнитрата при температуре ≤20°C добавляют 60 мл 10% раствора двузамещенной натриевой соли ЭДТА (Трилон-Б), перемешивают 10 минут. В растворе выпадает комплексное соединение уранила белого цвета.

При перемешивании к образовавшейся суспензии добавляют порциями по 50 мл с интервалом через 1-1,5 мин 300 мл 30%-ного раствора перекиси водорода (Н₂О₂) также при температуре ≤20°C для получения пероксида уранила, с которым также количественно соосаждается плутоний.

Перемешивание проводят далее не менее 20-30 минут для лучшего созревания осадка пероксида уранила, имеющего светло-желтый цвет.

Отделяют фильтрацией осадок пероксида уранила от маточного раствора, который направляют в сборник отходов. Осадок промывают 0,25 л 0,05М HNO₃, промывной раствор направляют в сборник отходов.

Промытый осадок пероксида уранила сначала переводят 10%-ным водным щелочным раствором гидразингидрата в воде в суспензию, раствор при этом имеет величину pH~10.

При перемешивании и нагревании суспензии до 80°C пероксид уранила переходит в гидратированный диоксид UO₂·H₂O при твердофазном восстановлении U(VI) гидразином до U(IV).

Контроль за процессом восстановления U(VI) до U(IV) осуществляют периодическим отбором проб суспензии, содержащих не более 50 мг твердой взвеси. Осадок растворяют в смеси 4М HCl с 0,1М HF, записывают первый спектр раствора. Затем раствор обрабатывают амальгамой и записывают второй спектр этого раствора. При этом весь уран, находящийся в растворе, должен быть восстановлен полностью до U(IV). Таким образом, если первый и второй спектры совпадают, то процесс твердофазного восстановления закончен. В противном случае процедуру превращения пероксида в диоксид урана продолжают. Процесс завершается за 10-15 часов.

Полученный гидратированный диоксид урана отделяют фильтрацией от щелочного раствора (объем ~0,6 л), раствор направляют в сборник отходов. Осадок гидратированного диоксида урана промывают на фильтре 0,25 л 0,1М HNO₃ для нейтрализации щелочи, оставшейся в объеме осадка, затем таким же объемом воды, чтобы удалить следы кислоты из объема осадка с контролем pH последней промывной воды. Промывные растворы направляют в сборник отходов.

Результаты анализов маточного раствора и пероксида урана указывают, что степень осаждения урана составляет не менее 99,5%, а содержание железа в выделенном пероксиде не превышает 0,02 масс.%.

Промытый от следов щелочи осадок пероксида урана высушивают, например, нагретым до 60-90°C потоком азота и выгружают из аппарата в виде порошка.

В результате получают не менее 131,3 г диоксида урана.

В собранных в сборнике отходов водных растворах со слабощелочной реакцией выделяются остатки железа в форме аморфного гидроксида. Гетерогенную суспензию упаривают, при этом достигается практически полное удаления воды. Влажный или сухой твердый продукт, представляющий собой в основном соединения железа, является единственным отходом в заявляемом способе переработки керамического оксидного топлива с использованием растворов нитрата железа(III).

Заявляемый способ позволяет упростить переработку ОЯТ и исключить образование ЖРО в сравнении с Пурекс-процессом.

Новыми существенными и отличительными признаками заявляемого способа (в сравнении с прототипом) являются:

- использование водных слабокислых растворов нитрата Fe(III) для растворения оксидного ОЯТ, которые ранее для этого не применялись. Без существенного ухудшения растворяющей способности нитрат железа может быть заменен на хлорид Fe(III);

- в отличие от прототипа отсутствует специальная стадия с введением в систему двухвалентного сульфата железа для восстановления Pu(IV) до Pu(III). В заявляемом способе при растворении оксидного уранового и смешанного топлива уран(IV) окисляется Fe(III) до урана(VI), а образующиеся при этом катионы Fe(II) восстанавливают Pu(IV) до Pu(III), и актиниды количественно переходят в раствор в виде их нитратов;

- в заявляемом способе не требуется вводить кислоту для растворения ОЯТ, так как используемая среда имеет кислотность, обусловленную гидролизом нитрата железа(III), и в зависимости от его концентрации от 50 до 300 г/л величина pH в диапазоне от 1 до 0,3;

- в заявляемом способе после растворения топлива кислотность получаемых растворов будет ≤0,1 М (по урану 100-300 г/л), в то время как в Пурекс-процессе образуются сильнокислые ~3М растворы HNO₃, что с неизбежностью приводит к экстракции и образованию большого количества органических и водных ЖРО;

- низкая кислотность после растворения ОЯТ по заявляемому способу позволяет отказаться от экстракционного извлечения компонентов топлива органическими растворами, упростить организацию процесса переработки ОЯТ и устранить ЖРО в сравнении с технологией Пурекс-процесса;

- в заявляемом способе процесс растворения топлива завершается получением раствора, содержащего U(Pu), и осадка основной соли железа, в количестве ~50% от исходного содержания нитрата железа(III);

- продукты деления, такие как Мо, Tc и Ru (~95%) и частично от Nd, Zr и Pd (~50%), отделяются от урана уже на стадии растворения ОЯТ и концентрируются в образовавшемся осадке основной соли железа. Это также является преимуществом заявляемого способа растворения ОЯТ в сравнении с Пурекс-процессом;

- в применяемых слабокислых растворах не растворяются конструкционные материалы оболочек ТВЭЛов и фазы, образовавшиеся из ПД в матрице ОЯТ в форме светлых металлических (Ru, Rh, Мо, Tc, Nb) и серых керамических включений (Rb, Cs, Ba, Zr, Мо). Поэтому слабокислые будут менее загрязнены компонентами растворенных оболочек и ПД, в отличие от 6-8 М HNO₃ в Пурекс-процессе;

- кислотность ≤0,1 М получаемых растворов с концентрацией по урану 100-300 г/л является оптимальной для осаждения пероксидов урана(VI) и плутония(IV). Перекиси водорода отдано предпочтение, так как она переводит уран в состояние U(VI), что требуется для количественного осаждения;

- при осаждении пероксида U(Pu) из раствора достигается количественное отделение U практически от всех ПД и остатков железа, находящихся в растворе (коэффициент очистки ~1000);

- новым и оригинальным решением в заявляемом способе является проведение процесса твердофазного восстановления в водной суспензии пероксида U(Pu) гидразингидратом при 90°C до гидратированного U(Pu)O₂×nH₂O с последующей сушкой целевого продукта при 60-90°C и выгрузкой из аппарата,

- слабокислые и слабощелочные водные растворы отходы, накапливаемые по мере переработки ОЯТ в сборнике отходов, удаляются при упаривании, а находящееся в них железо осаждается в форме гидроксида совместно с катионами 2-, 3- и 4-валентных ПД. Твердый продукт из соединений железа с включенными в их фазу ПД является единственным отходом в заявляемом способе переработки оксидного ОЯТ.

1. Способ переработки отработавшего ядерного топлива, характеризующийся тем, что разрушенные при рубке ТВЭЛов таблетки оксидного отработавшего ядерного топлива подвергают растворению при нагревании в водном растворе нитрата железа(III) при мольном отношении железа к урану в топливе, равном 1,5-2,0:1, образовавшийся осадок основной соли железа с нерастворенными продуктами деления ядерного топлива отделяют фильтрованием, а из полученного слабокислого раствора, содержащего преимущественно уранилнитрат, осаждают пероксид уранила путем последовательной подачи в раствор при перемешивании динатриевой соли этилендиаминтетрауксусной кислоты в мольном избытке по отношению к урану, равном 10%, и 30% раствора перекиси водорода, взятой в 1,5-2-кратном мольном избытке по отношению к урану, при температуре не выше 20°C, полученную гетерогенную систему выдерживают не менее 30 минут и после отделения и промывки кислотой и водой осадок пероксида уранила подвергают твердофазному восстановлению при нагревании путем обработки его щелочным раствором гидразингидрата в воде при 2-3-кратном мольном избытке гидразина по отношению к урану, с последующим отделением полученного гидратированного диоксида урана UO₂·2H₂O, промыванием его раствором HNO₃ с концентрацией 0,1 моль/л, водой и сушкой, при этом осадок основных солей железа с продуктами деления, маточный раствор стадии осаждения пероксидов с остатками продуктов деления, отходы щелочных и промывных растворов направляют в сборник отходов для их последующей переработки.

2. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что растворение отработавшего ядерного топлива ведут при 60-90°C.

3. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что для растворения топлива используют водный раствор нитрата железа(III) с величиной рН от 0,2 до 1,0.

4. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что растворение отработавшего ядерного топлива ведут не более 5-10 часов.

5. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что осадок пероксида уранила промывают раствором HNO₃ с концентрацией 0,05 моль/л.

6. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что твердофазное восстановление ведут 10%-ным водным раствором гидразингидрата при рН 10.

7. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что твердофазное восстановление ведут при 60-90°C в течение 10-15 часов.

8. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по п. 1, отличающийся тем, что сушку гидратированного диоксида урана ведут при 60-90°C.

9. Способ переработки отработавшего ядерного топлива по любому из пп. 1-8, отличающийся тем, что процесс ведут в двух последовательно соединенных бифункциональных аппаратах, конструкция которых предусматривает наличие узла фильтрации и возможности изменения на 180° пространственной ориентации аппаратов, первый из которых используют для растворения и сбора отходов процесса, а второй - для осаждения пероксида уранила, его твердофазного восстановления и выделения целевого продукта.