Схемы переработки ядерного топлива

Авторы работ [815, 816] ставили целью разработать экстракционную схему переработки ОЯГ, основанную целиком на использовании ЧАО. Описаны результаты опробования намеченной схемы на модельных растворах. На 1 цикле совместно извлекались уран и плутоний. Затем уран отделялся от плутония промывкой экстракта слабым раствором НЫОз. Плутоний, практически полностью остающийся в экстракте, выделялся из него восстановительной реэкстракцией. Показана также возможность выделения плутония осаждением оксалата непосредственно из органической фазы. Авторы считают возможным применение схемы, основанной на экстракции ЧАО, вместо действующих схем с применением ТБФ без изменения оборудования. При этом предполагается, что вследствие большей радиационной устойчивости и более высокой селективности ЧАО, такая замена позволит перерабатывать ядерное топливо с меньшим временем выдержки и соответственно с большей активностью продуктов деления. Необходимо отметить, что до настоящего времени не опубликовано сведений о радиационной устойчивости нитратов ЧАО. Автор работы [324] предполагает, что она так же высока, как и для аминов, однако это вполне вероятное предположение пока экспериментально не подтверждено. [c.224]

Рис. 4.38. Схема переработки ядерного топлива из циркония и урана методами, основанными на использовании летучих соединений и применении расплавленных солей. Цифры в скобках — последовательность операций.

Анализ принципиальной схемы ядерного топливного цикла, данной на рис. 1.2, и стоимости компонент и стадий его внешней части (см. табл. 1.2) показывает, в каком направлении следует проводить исследования для снижения стоимости лимитирующих стадий и топливного цикла в целом. Поскольку стоимость стадий добычи, извлечения и аффинажа урана составляет 40,7 -г 44,7% суммарных затрат (в зависимости от характера ядерного топливного цикла), необходимо, по-видимому, рассмотреть возможности использования плазменных технологий в экстрактивной металлургии урана и тория, в процессах переработки реэкстрактов урана на оксиды урана для получения гексафторида урана, а также в технологии получения фтора, фторида водорода и гексафторида урана. Сюда же относится и технология конверсии обогащенного по изотопу 11-235 гексафторида урана в оксидное ядерное топливо. [c.41]

СХЕМЫ ПЕРЕРАБОТКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА [c.13]

Для извлечения фтора из отходящих газов, образующихся при производстве комплексных и сложно-смешанных удобрений, необходимо применение более совершенных методов и приемов по сравнению с очисткой газов, например, в производстве простого суперфосфата, где фтор присутствует в высоких концентрациях. Расширение областей применения фтора (ядерная энергетика, пластмассы, моторные топлива, фреоны, стекло, керамика, цветная и черная металлургия и т. д.) ставит перед промышленностью минеральных удобрений задачу увеличения выхода фтора с единицы фосфатного сырья в полезно используемые продукты. Ниже рассматриваются конкретные технологические схемы извлечения фтористых соединений из отходящих газов производства удобрений, которые внедрены в производство или прошли полупромышленные испытания, либо являются разработками сегодняшнего дня, а затем процессы переработки кремнефтористоводородной кислоты как одного из основных продуктов, получаемых в результате абсорбционной очистки газов. [c.84]

Окислительно-восстановительные схемы многовалентных элементов, поведение которых имеет большое значение для водных процессов переработки ядерного топлива, приведены на рис. 7. 8. [c.299]

Поведение радионуклидов при плазменной переработке нитрата регенерированного урана па оксиды урана и раствор азотной кислоты исследовано экспериментально. Работа выполнялась на высокочастотной плазменной установке, аппаратурная схема которой показана на рис. 4.28. В качестве сырья была использована смесь продуктов различных радиохимических заводов, перерабатывающих облученное ядерное топливо уран-графитовых и легководных энергетических реакторов. Среднее содержание определяемых радионуклидов в исходной смеси приведено в табл. 4.21. [c.228]

Согласно данным априорного анализа и результатам экспериментального исследования не существует ни принципиальных, ни технических ограничений на использование плазменной денитрации для переработки нитрата регенерированного урана с целью получения материала для изготовления оксидного ядерного топлива. Установка, работающая по схеме плазменной денитрации, при нормальной эксплуатации не имеет выхода в пространство производственной зоны (кроме выгрузки), так что при внедрении плазменной денитрации следует ожидать улучшения радиационной обстановки при получении оксидов регенерированного урана. [c.234]

Способы производства ядерного топлива и его переработки после облучения зависят от типа реактора и от необходимой степени очистки делящихся материалов и топливного сырья (урана и тория) для повторного применения. Различные схемы переработки природного урана в качестве топливного сырья в порядке возрастающей сложности приведены на рис. 1. 7. Во всех случаях рассматриваются реакторы с тепловой мощностью 1000 мет. [c.13]

Обратимся вновь к рис. 1. Легко видеть, что основная разница в схемах сжигания ископаемого и ядерного топлива заключается в том, что в первом случае происходит полное сгорание и золу можно непосредственно удалять, а во втором случае ядерное горючее используется лишь частично. Оставшееся не сгоревшим топливо из-за его высокой стоимости нельзя выбросить. Его нужно регенерировать и вновь использовать в этом же или другом аналогичном реакторе. Очевидно, рентабельность применения ядерного топлива будет во многом определяться степенью сжигания топлива в реакторе и стоимостью переработки и извлечения оставшегося не сгоревшим топлива. [c.17]

Ниже изложены основные принципы переработки облученного реакторного топлива и приведены типичные технологические схемы. Описание схем дано точно в соответствии с имеющимися опубликованными материалами. По литературным данным видно, что изучаются многие методы разделения для регенерации и очистки ядерного горючего. Их можно разбить на две группы водные и безводные процессы, [c.414]

Отмечается также [208], что применение экстракции аминами для извлечения плутония из растворов облученного естественного урана, несмотря на вероятные преимущества такой схемы, по-видимому, мало перспективно, так как для переработки таких растворов давно применяются схемы, основанные на совместном извлечении урана и плутония трибутилфосфатом, и накоплен большой производственный опыт. Более перспективной схема извлечения плутония аминами в начале процесса может оказаться для переработки облученных твэлов ядерных реакторов на быстрых нейтронах, в состав которых входит значительное количество плутония [784]. При переработке твэлов этого типа потребуется (для обеспечения экономичности топливного цикла) быстрое возвращение плутония в цикл, из чего вытекает необходимость перерабатывать топливо с малым временем выдержки, имеющее очень высокую р- и у-активность. Предполагается, что радиационно устойчивые амины будут подходящими экстрагентами для быстрого извлечения и очистки плутония при переработке твэлов реакторов на быстрых нейтронах. Ожидается (784], что в этом случае плутоний можно быстро (без длительной выдержки топлива) извлечь из облученных твэлов и повторно использовать. Рафинат, содержащий все продукты деления и уран, может храниться неопределенное время или выдерживаться до снижения активности в нужных пределах, после чего из него может регенерироваться уран по известным схемам с применением ТБФ [208]. [c.215]

Совр. период Р. связан с испольэ. ядерных реакторов и мощных циклотронов для синтеза новых радиоакт. трансурановых элементов (№№ 95—107) и произ-ва радионуклидов. Широко изучаются физ.-хим. св ва радиоакт. элементов, разрабатывается технология ядерного горючего, переработки ядерного топлива после его использования. Метод радио-акт. индикаторов проникает во все области химии и смежных с ней наук. Исследуется состояние радионуклидов в ультраразбавл. системах. Р. продолжает развиваться в связи с бурным развитием атомной энергетики, для к-рой необходимы новые технол. схемы не[)сработки сырьевых источников и и ТЬ и отработанного топлива ведется поиск путей выделения и использ. радиоакт. отходов атомных электростанций, др. радионуклидов, решаются экологич. проблемы, связанные с радиоакт. загрязнениями. [c.491]

Радиохимическая переработка отработанного топлива, упаковка и захоронение радиоактивных отходов — исключительно важная проблема, поскольку стоимость переработки использованного топлива намного (примерно в 40 раз) превышает стоимость извлеченного при этом урана. Кроме того, в существующих радиохимических схемах переработки производится извлечение плутония, что увеличивает риск распространения ядерного оружия. Вследствие этого одна из ведущих ядерных держав — Соединенные Штаты Америки — ввела временный мораторий на переработку отработанного топлива АЭС и организовала хранение в государственных хранилищах. Однако ряд стран (в том числе Россия и США) продолжают исследования, направленные на дальнейшее разделение радиоактивных отходов на составляющие и поиски путей их надежной локализации и даже частичной ликвидации. В частности, представляется целесообразным выделение из продуктов деления в отдельную группу наиболее радиационноопасных а-излучающих радионуклидов, накопившихся в топливе, таких как америций, кюрий и других более тяжелых трансплутониевых элементов, для их последующего отдельного захоронения на более длительное время — примерно 10 лет (см. табл. 9.9.), а также выделение в отдельную группу долгожтущих (7 > 10 лет) 3-излуча-ющих продуктов деления, приведенных в табл. 9.8. При этом значительно сократятся объемы захораниваемых на длительное время а-излучающих нуклидов (из табл. 9.9 видно, что суммарная масса трансплутониевых радионуклидов составляет всего около 120 г на [c.170]

Принципиальная схема ядерного топливного цикла, ориентированного на использование в качестве топлива металлического урана, диоксида урана или смесевого оксидного уран-плутониевого топлива, выглядит более или менее типовой (см. рис. 1.2). Вместе с тем в схемах, которые применяются в разных странах, существуют некоторые ненринциииальные различия, обусловленные изменениями в аппаратурном оформлении процессов производства и регенерации топлива, типом ядерного энергетического оборудования и, соответственно, некоторыми физико-химическими свойствами промежуточных или конечных продуктов. Однако в большинстве стран, обладающих АЭС и более или менее современным ядерно-энергетическим комплексом, проводятся научно-иследовательские (НИР) и опытноконструкторские (ОКР) работы по совершенствованию и созданию нового ядерно-энергетического оборудования, получению новых видов ядерного топлива, усовершенствованию технологии его производства и переработки после извлечения из ядерного реактора, технологии хранения и обработки радиоактивных отходов и т. п. [c.30]

В технологической схеме переработки урановорудного сырья получение металла — это конечная стадия, после которой продукт направляется в ядерные реакторы для производства плутония. Кроме того, уран переводят в металл после операции разделения изотопов и в заключительных стадиях переработки облученного ядерного топлива. В таком металле содержание легкого изотопа (обычно выше, чем в природном, и изделия из него служат [c.345]

В качестве примера перспективной структуры интегрированного комплекса ядерной энергетики можно привести разработку трёхкомпонентной схемы с использованием электроядерных установок для переработки радиоактивных отходов [17], дополненной лазерной технологией селекции изотонов для регенерации облучённого топлива. Эта схема, изображённая на рис. 13.1.3, предусматривает объединение в единый технологический комплекс реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, радиохимических предприятий и реакто-ров-пережигателей. [c.126]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология