Плутоний выделение Pu из ядерного горючего

Деление ядер связано с огромным выделением энергии. Так, при делении урана-235 происходит выделение около 75 млн. кДж энергии на 1 г урана. Это обусловило использование урана и плутония в качестве ядерного горючего в атомных энергетических установках и в качестве взрывчатого вещества в атомных бомбах. [c.449]

Ин-т геохимии и аналит, химии им. В, И. Вернадского АН СССР, Москва. Хроматографическое выделение урана и плутония из сбросных растворов переработки ядерного горючего с последующим автоматическим определением плутония при помощи альфа-детектора и урана фотометрическим методом. [c.550]

Таким образом, целесообразно обратить большее внимание на экстракцию внутрикомплексных соединений с точки зрения ее использования в ядерной технологии. Некоторые шаги в этом направлении предпринимаются. Американские химики описали схему переработки облученного ядерного горючего, основанную на применении ТТА [244, 884]. Оценивалась возможность использования для этой же цели купферонатов [245, 885]. Салицилальдоксим применяли для выделения осколочного стронция [886]. При помощи теноилтрифторацетона выделяли плутоний из урановой смоляной руды [887], америций и кюрий из облученных плутония и урана [888]. Была исследована возможность применения р-дике-тонов для разделения редкоземельных элементов [180, 889]. [c.269]

В зависимости от состава исходных сырьевых источников — сбросных промышленных растворов после регенерации урана и плутония — приходится прибегать к различным методам выделения чистых осколочных изотопов. Как известно, для очистки делящихся материалов из отработанных тепловыделяющих элементов реактора от продуктов деления чаще всего применяют экстракционные методы. Одним из таких методов является метод экстракции уранилнитрата и четырехвалентного плутония в трибутилфосфат из водных азотнокислых растворов. Этот метод лежит в основе технологии так называемого нью-рекс-процесса регенерации ядерного горючего. В случае пью-рекс-процесса водный раствор, полученный после отделения урана и плутония, содержит, помимо осколков деления, большие количества азотной кислоты и нитрата натрия, следы уранилнитрата, а также примеси продуктов коррозии аппаратуры. [c.703]

Как нейтральные, так и кислые фосфорорганические соединения играют очень [большую роль в решении разнообразных химических и радиохимических проблем, связанных с экстракционным выделением и разделением элементов. На основе использования ТБФ в настоящее время созданы и успешно применяются иа практике различные экстракционные схемы переработки облученного ядерного горючего, предусматривающие выделение урана плутония и их очистку от продуктов деления. Некоторые из таких схем будут подробно рассмотрены в гл. IV. [c.117]

Методы, применяемые для очистки плутония, можно подразделить на осадительные, экстракционные, ионообменные и безводные или высокотемпературные, хотя во многих промышленных схемах обычно применяется комбинация этих методов. Весьма подробно применительно к плутонию все эти процессы рассмотрены в гл. IV, посвященной сновам химии ядерного горючего. Ионообменные методы выделения плутония освещены в гл. II. [c.343]

Интересно отметить, что плутоний получается при работе уранового реактора. Поэтому он может быть впоследствии выделен и сам по себе использован в качестве ядерного горючего. [c.343]

В качестве ядерного горючего могут быть использованы, как мы установили в предыдущем параграфе, уран и плутоний. Это элементы конца периодической системы Д. И. Менделеева. Выделение энергии атомов этих элементов достигается раскалыванием ядер на части с помощью нейтронов. [c.343]

Жидкие отходы радиохимического производства можно разделить на две категории [9] а) отходы с высоким уровнем радиоактивности (>10 кюри мл), представляющие собой растворы от химической переработки ядерного горючего после извлечения плутония или урана-233 и выделения урана или тория б) отходы с низким уровнем радиоактивности (10 кюри/мл и менее), представляющие собой сточные воды из прачечных, в которых стирается загрязненная радиоактивными веществами одежда, обмывочные воды после дезактивации оборудования или помещений, сточные воды лабораторий и другие. [c.251]

Выше перечислены далеко не все исследования, касающиеся изучения экстракции трансурановых элементов различными растворителями, а лишь те из них, которые имеют важное значение в связи с использованием указанных растворителей в качестве экстрагентов при выделении и очистке плутония из облученного урана экстракционным методом. Более или менее подробное описание методов промышленной переработки ядерного горючего с применением метилизобутилкетона (редокс-процесс), трибутилфосфата (пурекс-процесс) и других растворителей дается в ряде обзоров [9, 13, 63]. [c.202]

Изотоп плутония Ри нашел большое применение как ядерное горючее . Он ведет себя, как изотоп урана — делится под действием медленных и быстрых нейтронов с выделением вторичных нейтронов, обеспечиваюш,их цепную ядерную реакцию. Кроме того, Фи обладает большим периодом полураспада и может быть получен в сравнительно больших количествах. [c.462]

Трибутилфосфат (ТБФ) — экстрагент, широко применяемый в промышленном масштабе для извлечения урана и тория из руд или для выделения урана, тория и плутония из облученного ядерного горючего. [c.63]

Выделение изотопов урана и плутония из облуч. ядерного горючего 277 [c.277]

Выделение изотопов урана и плутония из облученного ядерного горючего [c.277]

Лабораторные исследования процесса хлорирования облученного уранового ядерного горючего. Сообщение 3. Выделение плутония разделением паров хлоридов с помощью газовой хроматографии на активированном угле. [c.172]

Другим возможным способом увеличения ресурсной базы атомной энергетики является повторное использование ядерного горючего, а именно выделенного из облученного уран-плутониевого топлива, в реакторах на тепловых нейтронах. Оценки показывают, что замыкание топливного цикла по урану позволит увеличить мощность АЭ на -1 3%, а замыкание по урану и плутонию вместе - на -17%. При этом в обоих случаях срок функционирования АЭ на тепловых реакторах остается практически таким же, как и при незамкнутом топливном цикле. [c.40]

Для удаления продуктов деления из урановых стержней последние растворяют в азотной кислоте и образующийся кислый раствор уранилнитрата после добавления нитрата натрия экстрагируют трибутилфосфатом в непрерывном противоточном экстракторе (пурекс-процесс). Все радиоактивные отходы, в том числе цезий и рубидий, концентрируются в водной, а уран и плутоний — в органической фазе. Применяются и другие процессы [308, 311] разделения ядерного горючего (бутекс-процесс , висмут-фосфат-ный процесс, редокс-процесс , ТТА-процесс, торекс-процесс и т. д.). От этих процессов зависит состав радиоактивных отходов (табл. 20) и в конечном итоге — выбор того или иного метода выделения цезия и рубидия [286, 311—315]. [c.320]

Если реактор работает на тепловых нейтронах (напом-ним, что их скорость — порядка 2000 м в секунду, а энергия — доли электронвольта), то из естественной смеси изотопов урана получают количество плутония, немногим меньшее, чем количество выгоревшего урана-235. Немногим, но меньшее, плюс неизбежные потери плутония при химическом выделении его из облученного урана. К тому же цепная ядерная реакция поддеживается в природной смеси изотопов урана только до тех пор, пока не израсходована незначительная доля урана-235. Отсюда закономерен вывод тепловой реактор на естественном уране — основной тип ныне действующих реакторов — не может обеспечить расширенного воспроизводства ядерного горючего. Но что же тогда перспективно Для ответа на этот вопрос сравним ход ценной ядерной реакции в уране-235 и плутонии-239 и введем в наши рассуждения еще одно физическое понятие. [c.398]

С удельное электрическое сопротивление (т-ра 8—4,2 К) 3,55 мком-см. Н. не становится сверхпроводником даже нри т-ре 0,41 К. Металлический И. парамагнитен. Легко образует сплавы с плутонием и ураном заметно растворим в жидком кадмии. Получены сплавы Н. с алюминием, бериллием, марганцем, металлами семейства железа и платины. И. легко вступает в реакции с водородом, кислородом, азотом, серой и др. элементами, образуя, в зависимости от условий, соединения разного состава. При комнатной т-ре реакции с кислородом и азотом протекают очень медленно. В соляно1"1 кислоте Н. растворяется полностью лишь при наличии фторосиликат-ионов. Металлический Н. получают восстановлением фторида КрР кальцием при нагревании в инертной среде. Н. получается как побочный продукт при выделении плутония из облученного ядерного горючего. Изотоп 237Np образуется в ядерпых реакторах, его используют для получения изотопа к-рый применяют в космических исследованиях и микроэнергетике. [c.53]

Метод экстракции получил применение для выделения радиоактивных изотопов не только из растворов, но и из расплавов [5]. Например, из расплавленного урана можно экстрагировать плутоний расплавленным серебром или магнием расплавленный висмут, содержащий 0,1—0,2% урана и применяемый в качестве ядерного горючего, очищается от осколков деления урана экстрагированием их расплавленной при 450° эвтектической смесью КС и Li I. [c.433]

Общее количество накопленного в мире технеция к 1980 г. превысит, по-видимому, 10 000 кг. Однако узел выделения технеция не входит обычно в большинство схем переработки ядерного горючего. Его получение осуществляется главным образом лишь на полузавод-ских установках по переработке сбросных растворов, остающихся после отделения урана и плутония. В таких установках для комплексного получения различных [c.83]

Экстракция с помощью ТТА нашла применение и для определения америция-243 путем выделения и последующего измерения активности дочернего вещества нептуния-239 [308]. Описана даже полная схема переработки ядерного горючего с помощью ТТА [309]. В этом процессе происходит вначале отделение плутония (IV) от урана и продуктов деления (за исключением циркония) экстракцией раствором ТТА в бензоле. Индикаторные количества продуктов деления, попавщие в органический раствор, вымываются раствором НЫОз. Затем плутоний селективно реэкстрагируется разбавленным раствором НМОз, в который для восстановления плутония (IV) до неэкстрагируемой формы плутония (III) вводится восстановитель. После экстракции плутония из водного раствора извлекается уран раствором ТТА в гексоне. [c.154]

Области практического применения подразделяются на анализ малых количеств суммы р.з.э., выделенной из материалов руд или основных пород, и на анализ суммы р.з.э., выделенных из чистых металлов, в основном из ядерного горючего (уран, плутоний, торий) и коиструкциопных материалов атомного реакторостроения. [c.133]

Осн. исследования посвящены синтезу и выделению из природных руд трансурановых элем. Синтезировал изотопы элем. № 94 — плутоний-238 (1940, совм. с Э. М. Макмилланом, Дж. Кеннеди и А. Валем) и плутоний-239 (1941, совм. с Дж. Кеннеди, А. Валем и Э. Сегрэ). Показал, что плутоний-239 — эффективное ядерное горючее. Совм. с сотр. синтезировал изотопы элем. № 93 — нептуний-237 (1942), № 96 — кюрий-242 (1944), № 95— америций-241 (1945), № 97 — берк-лий-243 (1949), № 98 — калифорний-244 (1950), № 101 — менделевий-256 (1955). Принял участие в экспериментах по синтезу элем. № 102. Выделил (1948) совм. с М-. Перлманом следы природного плутония из урановой смоляной руды. Обнаружил (1952) с группой сотр. в образцах, собранных после термоядерного взрыва, изотопы элем. № 99 (эйнштейния) и № 100 (фермия). Выдвинул (1Й5) актинидную теорию размещения элем, с 2 >89 в периодической системе. Произвел (1966) вместе с В. Вайо-лой теоретическую оценку относительной стабильности ядер с Z== = 110, 114, 126. В 1963 выдвинул суперактинидную гипотезу размещения сверхтяжелых гипотетических элем, в периодической сис- [c.407]

При работе ядерных реакторов на природном уране расходуется лишь очень небольшая часть делящегося материала, и содержание изотопа в облученном горючем составляет 0,60—0,69% (в зависимости от условий и целей эксплуатации ядерных реакторов). После выделения плутония и отделения осколочной активности обедненный уран либо смешивается с обогащенным и по достижении концентрации изотопа равной 0,71%, возвращается в реактор, либо переводится в гексафторид урана и подается в одну из ячеек хвостово части газодиффузионного каскада. В том случае, если в качестве горючего используется слегка [c.291]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология