Необходимость 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]

НЕОБХОДИМОСТЬ ПЕРЕРАБОТКИ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА [c.24]

Переработка ядерного топлива приводит к накоплению в атмосфере Кг (10,4 г.), и он служит индикатором количества топлива, переработанного во всем мире. На каждый выработанный МВт-сутки электроэнергии (сгорает 1 г урана) образуется 4,38 Ю Бк Кг, который в основном находится в твэлах до переработки топлива. При суммарной электрической мощности атомных станций в мире 350 ГВт в течение года в атмосферу может быть выброшено приблизительно 1,8 10 Бк i r, что будет всего в 2 раза больше естественной радиоактивности с, содержащегося в атмосфере. Однако необходимо учитывать, что ионизирующая способность Кг примерно в 15 раз вьппе С. С этой точки зрения в целях радиационной безопасности тепловыделяющие элементы до химической переработки следует предварительно выдерживать 30—40 лет. [c.170]

Основное внимание мы уделяли не технологическим вопросам, а основным принципам переработки ядерного топлива. Химическая технология этих процессов в основном осталась такой же, какой была на первых стадиях развития атомной энергетики, если не считать некоторых изменений, обусловленных необходимостью радиационной защиты и дистанционного управления. Это особенно справедливо для крупных экстракционных установок, хотя в конструкциях колонн, в применении смесителей-отстойников и т. д. в последнее время были сделаны многие усовершенствования. К моменту написания этой книги были рассекречены некоторые проектные данные, позволившие сделать сравнение с научными данными. Для менее разработанных процессов, как например для пирометаллургических, описанных в третьей части книги, технология едва вышла из лабораторных масштабов. [c.11]

Во многих странах успешно работают промышленные предприятия, на которых применяются методы жидкостной экстракции для извлечения, разделения, концентрирования и очистки металлов. Сегодня практически для всех металлов найдены способы их экстракции, но необходимо продолжить поиск эффективных и дешевых экстрагентов, а также создание новых более совершенных технологий. Экстракция стала одним из ведущих направлений в гидрометаллургии, в технологии переработки ядерного топлива и находит все более широкое применение в промышленности редких, цветных и благородных металлов и в аналитической химии. [c.3]

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]

Загрязнения радиоактивными веществами происходят в процессе получения ядерного топлива, при работе АЭС, при переработке и захоронении радиоактивных отходов, при авариях на ядерных объектах, а также при запланированных взрывах ядерных устройств. Во время работы АЭС в результате активации конструкционных материалов нейтронным потоком, коррозии этих материалов и циркуляции загрязненного радионуклидами теплоносителя происходит загрязнение всех внутренних поверхностей контуров, узлов и деталей ядерно-энер-гетической установки, которые периодически необходимо дезактивировать. При этом не исключена возможность проникновения радионуклидов и в окружающую атмосферу, и в гидросферу. Загрязнение при эксплуатации АЭС предсказуемо, его дезактивация носит производственный планово-предупредительный характер, она регламентируется технологией, а ее объем соответствует масштабам радиоактивных загрязнений [1 ]. [c.181]

Обычно ОЯТ выдерживается в пристанционных хранилищах не менее года. За это время короткоживущие продукты деления в значительной степени распадаются, и общая активность ядерного топлива снижается примерно в 100 раз [4]. Такая выдержка или охлаждение топлива необходима, поскольку непосредственно после извлечения из реактора его активность столь высока, что вызывает серьёзные затруднения при переработке, связанные с радиационными повреждения реагентов, необходимостью увеличения толщины биологической защиты и т. д. В выдержанном ядерном топливе основную долю активности составляют радионуклиды 2г, N5, 5г, Ри, РЬ, V, Ьа, Се, Рг, N(1, Рт, Ва, Те, I, Сз. Более длительная выдержка ОЯТ нецелесообразна, поскольку дальнейшее уменьшение активности продуктов деления происходит уже значительно медленнее. Выдержанное топливо подвергается химической переработке с целью регенерации урана и извлечения накопившегося плутония. Одновременно с этим из топлива извлекаются и осколочные радионуклиды, представляющие интерес для практического использования в промышленности, медицине или научных исследованиях. [c.517]

Вскоре, в конце 60-х годов, проявился новый интерес к фторидной технологии, но уже в сфере регенерации отработавшего ядерного горючего легководных энергетических реакторов и, особенно, реакторов на быстрых нейтронах. В начавшемся развитии реакторов на быстрых нейтронах технология переработки с применением фтора имела особое значение. Стремление к сокращению времени удвоения цикла реакторов на быстрых нейтронах вызывало необходимость быстрого обращения топлива и, стало быть, поиска соответствующего метода регенерации облучённого горючего этих реакторов, богатого плутонием (до 30 %) и содержащего много гамма-активных осколков с малым периодом полураспада. [c.175]

В самом деле, химические исследования необходимы практически на всех этапах производства ядерной энергии и последующей переработки ядерных отходов. Так, геохимия играет решающую роль при поиске урановых месторождений. Далее, химическое разделение является важнейшей стадией всего технологического цикла, начинающегося с концентрирования руды на урановых мельницах, завершающегося полностью автоматизированной и управляемой на расстоянии переработкой топливных элементов ядерных реакторов. Роль последней стадии неоднозначна. Выделение плутония из продуктов деления, с одной стороны, вносит элемент рециклизации в использование ядерного топлива, что можно приветствовать. С другой — делает более доступным плутоний, который может применяться и для производства ядерного оружия. [c.73]

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]

Общая характеристика сырья. При радиохимической переработке облученного ядерного топлива легководных ядерных реакторов необходимо иметь дело с более широким изотопным составом урана, чем при переработке природного сырья кроме природных изотопов урана (и-238, и-235, 11-234) при облучении топлива в реакторе в нем появились и другие изотопы ГГ-232, ГГ-233, ГГ-236 из них [c.222]

При таком развитии технологии производства ядерного топлива из гексафторида урана, обогащенного по изотопу U-235, на некоторых металлургических заводах, не имеющих фторного производства, сохраняется тем не менее необходимость во вспомогательной установке, работающей по гидрохимической технологии для переработки отходов и брака, произведенного на различных стадиях изготовления топливных таблеток. В принципе, при наличии на подобном заводе фторного и фторирующего производств, ректификации возможен вариант, когда надобности в такой вспомогательной технологии может и не быть. [c.624]

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]

Переработка отработанного ядерного топлива чрезвычайно затруднительна вследствие его очень высокой радиоактивности. Аппаратура для осуществления этого процесса должна быть окружена массивной защитой необходимо принимать меры для отвода значительного количества тепла, выделяющегося при радиоактивном распаде перерабатываемых материалов в.некоторых случаях необходимо учитывать разложение растворителей и разрушение конструкционных материалов под действием излучения. [c.21]

При проектировании заводов для регенерации ядерного топлива необходимо учитывать, что перерабатываемый материал выделяет тепло и обладает интенсивным излучением. Эти величины зависят от скорости деления ядер в топливе и продолжительности пребывания его в реакторе, а также от длительности охлаждения до начала переработки. Точный расчет этих величин очень кропотлив, так как количество выделенного тепла и интенсивность излучения зависят от большого числа изотопов. Вигнером и Вэй [7] найдено для этого случая приближенное статистическое [c.53]

Общие уравнения. Для определения количества отдельных осколков в ядерном реакторе или для оценки потери нейтронов, поглотившихся особо вредными продуктами деления, необходимо иметь выражения для накопления и распада отдельных изотопов. Уравнения, рассмотренные в разделе 3 для накопления и распада отдельных изотопов в цепочке распада, можно применить для любого изотопа, получаюш,егося в ядерном реакторе, с учетом выхода его в цепочке нейтронных реакций и вывода за счет поглощения нейтронов, а также с учетом радиоактивного распада и непрерывной переработки загруженного топлива. [c.55]

Необходимость переработки топлива диктуется либо ядерными, либо механическими факторами в зависимости от типа и конструкции рассматриваем.ого реактора. Переработка топлива является нежелательным, но, к сожалению, необходимым этапом производства атомной энергии. Здесь уместно несколько подробнее рассмотреть факторы, ограничивающие кампанию горения одной загрузки топлива в реакторе. [c.24]

В пользу необходимости интенсивного роста атомной энергетики говорит то стратегически важное обстоятельство, что из газовой ловушки для европейской части России есть только один ядерный выход на перспективный период. Подтверждением этого является ввод в эксплуатацию в 2001 г. первого блока Ростовской АЭС мощностью 1 ООО МВт, а также принятие пакета атомных законов , позволяющих России выйти на международный рынок переработки облученного ядерного топлива. [c.6]

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]

ТЭС, что связано со спецификой использования ядерного топлива и крупными капитальными затратами на обеспечение необходимых мер по безопасности при эксплуатации и по заприте окружаюш ей среды. Однако при сравнении эффективности капитальных вложений в ядерную энергетику с энергетикой, основанной на углеводородном топливе, необходимо учитывать большие вложения в топливоснабженческую промышленность. В ядерно-энергетической промышленности предприятия ядерного топливного цикла сами обеспечивают добычу, обогаш ение и производство топлива, его переработку, удаление, переработку и иммобилизацию радиоактивных отходов. В теплоэнергетике, работающей на углеводородном топливе, необходимо включать в экономические расчеты, кроме самих ТЭС, предприятия по добыче и переработке топлива, транспортную сеть для его доставки. Вместе с тем, технология производства ядерного топлива неизмеримо сложнее, чем любого органического топлива. Достигнутый уровень технологии производства и переработки ядерного топлива определяет его стоимость и тем самым, в значительной мере, экономику ядерной энергетики. [c.32]

Быстрое развитие атомной энергетики стимулирует поиски новых, более экономичных методов переработки ядерного топлива. Перспективны, по-видимому, безводные процессы, позволяющие исключить или значительно сократить расходы на некоторые дорогостоящие промежуточные операции, необходимые при переработке топлива с применением ваодных растворов. [c.468]

В настоящее время экстракция является важным технологическим процессом, позволяющим решать сложные задачи, например переработки ядерного топлива атомных электростанций, требующей разделения ряда элементов с близкими свойствами. Что затрудняет применение осадительных методов, кроме того, последние приводят к увеличению количества радиоактивных отходов, концентрирование и хранение которых связано со значительными трудностями. Экстракция широко используется при переработке многих видов минерального сырья, например в технологии урана, циркония, редкоземельных элементов. В связи с этим применением большое внимание уделяют экстракционной аппаратуре, смесителям-отстойникам с механическим и пульсационным перемешиванием, центробежным экстракторам,, различным колоннам. Время, необходимое при экстракции для должного приближения к равновесию, имеет существенное значение, так как от него зависит производительность существующих экстракционных аппаратов или размеры проектируемых. Применение центробежных экстракторов дает возможность обеспечить малое время контактирования фаз и их быстрое разделение. Так, французские экстракторы Robatel при объеме камеры смешения 17 л имеют производительность 6 м Ч, а при объеме 110 л — 25 м /ч. В случае идеального вытеснения время контакта фаз в камерах смешения составляет 10,2 и, 16 с [1]. [c.5]

Влияние способа получения диоксида урана на его свойства и технико-экономические параметры процесса. Эту проблему следует рассматривать в нескольких аспектах. Широкое использование гидрохимических технологий производства керамического иОз, оправданное на ранних стадиях развития ядерной энергетики, когда недостаточно был развит аффинаж на стадии производства концентратов, в настоящее время не только стало технологическим анахронизмом, но и порождает массу экономических и экологических проблем. В результате технико-экономических исследований, неоднократно проводимых проектными организациями Минатома еще до распада СССР, выяснено, что технология, основанная на осаждении нерастворимых солей (полиуранатов, трикарбонатоуранила аммония и пр.), фильтрации, сушке, прокалке, сопровождаемая получением маточных растворов и т. п., значительно дороже так называемой газовой технологии высокотемпературной технологии прямой конверсии гексафторида урана в оксиды урана с применением водяного пара в качестве конвертирующего реагента. Эта экономия определяется практическим отсутствием реагентов при производстве первичного оксида урана — 11з08, резким снижением количества единиц емкостного оборудования и, следовательно, снижением коррозии и загрязнения продукции примесями конструкционных элементов, реализованной возможностью регенерировать фтор из иГб, отсутствием маточных растворов. В конечном итоге резко сокращается количество отходов и потерь обогащенного урана. При использовании газовой технологии резко сокращается число стадий технологического процесса, отпадает необходимость в переработке маточных растворов. Существенно и то, что сокращается число технологических параметров, которые надлежит контролировать на протяжении технологического маршрута ПРе — -НзОз. Действительно, форма частиц изО , полученных высокотемпературным гидролизом иГб, близка к сферической, размер частиц, удельная поверхность и насыпная плотность регулируются параметрами процесса (температурой, давлением, разбавлением реагентов нейтральным газом и пр.). Совокупность вышеперечисленных преимуществ газовой технологии над гидрохимическими технологиями должна стимулировать ее широкое использование в атомной промышленности на стадии производства оксидного ядерного топлива. Это сократит затраты на производство топлива и будет способствовать дальнейшей социальной адаптации ядерной энергетики. [c.620]

Радиоактивные отходы. Сомнению повергается как экономичность, так и необходимость переработки использованного ядерного топлива. Существуют также опасения, связанные с необходимостью изоляции и хранения высокоактивных отходов в течение тысячелетий, что предполагает стабильность человеческого общества во всем мире. Кроме того, еще ни один реактор в мире не демонтировался, и перед учеными стоит проблема что делать с радиоактивной зоной герметизирующей обопочки и прочими системами реактора в случае демонтажа. Авторитетные органы уверены, что эти проблемы можно разрешить и будущие поколения не столкнутся с воздействием на них радиоактивных отходов от современных ядерных реакторов. [c.178]

Крупномасштабная атомная энергетика - это военнополитически нейтральная энергетика. Для достижения этой цели необходимо обеспечить технологическую поддержку режима нераспространения ядерного оружия и прекращение производства материалов, необходимых для его изготовления (отказ от наработки плутония в бланкетах и извлечения его при переработке облученного ядерного топлива, а в перспективе -и от технологий обогащения урана). [c.6]

Принцип соответствия законодательной базы России ее стратегическим интересам законы и другие нормативные акты не должны препятствовать выходу национальных предприятий ТЭКа на мировые рынки высокотехнологичных и наукоёмких товаров и услуг, в частности, необходимо снять законодательные ограничения на высокодоходные экспортные услуги по переработке и хранению облучённого ядерного топлива. [c.55]

Введение нептуния, америция, кюрия и продуктов деления в твердотопливные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах может усложнить конструкции этих реакторов, отрицательно сказаться на доказательстве их безопасности, потребует разработки новых видов топлива для них. Локализация ядерного горючего, продуктов деления и организация теплосъёма в активной зоне твердотопливных реакторов будет связана с необходимостью размещения дополнительных конструкционных материалов, что вызовет ухудшение баланса нейтронов. Ухудшение баланса нейтронов в твердотопливных реакторах связано также с паразитным захватом нейтронов продуктами деления, которые в течение всей кампании накапливаются в твэлах активной зоны реактора. Радиационные повреждения конструкционных материалов твэлов ограничивают глубину выгорания топлива в твердотопливных реакторах. Всё это потребует многократной переработки топлива с непрерывной перегрузкой его и, следовательно, вызовет увеличение потерь радиационно токсичных нуклидов. [c.172]