Получение ядерного горючего в реакторах

Широкое применение находят ионообменные материалы в процессах получения ядерного горючего, топливного сырья, в производстве радиоактивных металлов [265]. В связи с этим возникла необходимость в получении ионитов, обладающих достаточной радиационной стойкостью. Такие иониты применяют для выделения и очистки радиоактивных изотопов, для очистки радиоактивных сточных вод и водоподготовки в ядерных реакторах. [c.115]

Кадмий на первых порах оказался главным стержневым материалом прежде всего потому, что он хорошо поглощает тепловые нейтроны. Все реакторы начала атомного века (а первый из них был построен Энрико Ферми в 1942 г.) работали на тепловых нейтронах. Лишь спустя много лет выяснилось, что реакторы на быстрых нейтронах более перспективны и для энергетики, и для получения ядерного горючего — плутония-239. А против быстрых нейтронов кадмий бессилен, он их не задерживает. [c.28]

ПОЛУЧЕНИЕ ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО В РЕАКТОРАХ [c.7]

Таким образом, переработка уранового сырья с целью получения ядерного горючего должна заканчиваться получением двуокиси, тетрафторида или металлического урана. Однако удельная мощность реакторов, работающих на природном уране, сравнительно невелика. Для ее повышения необходимо увеличить содержание в ядерном горючем изотопа Обогащение урана изотопом достигается путем диффузии гексафторида урана через пористые перегородки. В дальнейшем из гексафторида, обогащенного получают те же соединения — двуокись, тетрафторид или металлически уран. [c.8]

Ядерная техника. Возросшая роль инертных газов в металлургии и сварке в значительной мере обусловлена требованиями ядерной техники. Инертные газы (гелий) необходимы не только на некоторых стадиях получения ядерного горючего [41], но и при сооружении реакторов, хранении и транспортировке топливных элементов. Особенно важна роль гелия в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями — во всех узлах N3 — К-системы, где возможна свободная поверхность этих теплоносителей. Графитовые замедлители также изготовляют и размещают в среде гелия, что исключает адсорбцию воздуха и последующую его десорбцию в реакторе. Очень существенна роль гелия (и Кг ) для обнаружения неплотностей, вызывающих утечки гелиевый течеискатель позволяет обнаруживать такие ничтожные утечки, которые не выявляются другими методами, в частности, галоидным течеискателем [42, 431. [c.20]

Следует подчеркнуть, что применение мембранного разделения для этих целей изначально рассматривалось в качестве альтернативы другим традиционным способам разделения — ректификации, абсорбции, адсорбции. Так, мембранное разделение изотопов урана с получением обогащенного гексафторидом урана ( иРб) потока используется в промышленном масштабе с 40-х годов нашего столетия [35]. Кроме того, этот метод используется для выделения радиоактивных изотопов благородных газов из ретантов заводов по переработке ядерного горючего, из защитной атмосферы ядерных реакторов на быстрых нейтронах и т. д. [99]. [c.314]

Процесс воспроизводства ядерного горючего осуществляется в атомных реакторах — размножителях. На пути их создания встретились многие технические трудности, при решении которых значительно расширяются ресурсы ядерного сырья. В этом случае атомную энергию будут применять не только для выработки электрической энергии и для теплофикации, но и для получения тепловой энергии, необходимой для технологических нужд различных производств. [c.404]

Применение урана и его соединений обусловлено главным образом потребностями ядерной энергетики. При этом изотоп используется непосредственно как ядерное горючее, а — как сырье для получения вторичного горючего — Ри. Экономически целесообразным оказывается использовать в реакторах не чистый а обогащенную смесь и При этом легкий изотоп подвергается реакции деления, а тяжелый превращается в плутоний. В качестве материала для тепловыделяющих элементов реактора (твэлов) используют не только металлический уран, но и его соединения (иОа, изОв, ик, иС). Один из искусственно получаемых изотопов — — также является ядерным горючим. [c.441]

Следы — микро- и ультрамикроколичества примесей (порядка миллионных и миллиардных долей грамма) в веществах. Современная техника (ядерное горючее для атомных реакторов, специальные конструкционные материалы, жаропрочные сплавы, фармацевтические препараты, полупроводники и др.) предъявляет к чистым веществам и элементам высокие требования. Так, на каждые 10 миллиардов атомов полупроводникового германия допускается не более одного атома примеси, а полупроводниковый кремний должен быть еще чище. Получение чистых и сверхчистых веществ возможно лишь при хорошо налаженном анализе следов примесей. Сложные удобрения — удобрения, содержащие несколько питательных элементов. К С. у. относятся аммофос. Диаммофос, фосфаты калия, магний-аммонийфосфат, селитра калийная, нитрофосфаты, нитрофоски и т. д. [c.122]

Ядерное топливо (ядерное горючее)— изотопы урана и плутония с нечетными атомными массами ( U, - Pu, Ри). Их ядра делятся под действием медленных нейтронов. Я. т. служит для получения энергии в ядерном реакторе. [c.160]

Применение актиноидов и их соединений связано в основном с использованием атомной энергии. Так, U, Th и Ри являются ядерным горючим, использующимся в реакторах и других устройствах. Торий представляет интерес как легирующая добавка при получении жаропрочных сплавов. ТЬОг — составная часть некоторых катализаторов и огнеупоров. [c.450]

Речь идет о методе, предложенном для промышленного выделения палладия и родия, образующихся с наиболее высоким выходом наряду с другими элементами в результате деления ядерного горючего. После, достаточного охлаждения радиоактивность этих элементов можно считать равной нулю, поскольку остающиеся после охлаждения активные изотопы имеют большие периоды полураспада и низкую энергию. Принимая во внимание важное промышленное значение палладия и родия, можно считать, что их получение из облученного ядерного горючего открывает возможность пополнять природные ресурсы этих металлов. Указывается [59], что начиная с 1978 г. в ядерных реакторах США ежегодно будет получать родий, количество которого равно его потреблению в этой стране в 1968 г. Ожидается, что примерно к 1990 г. такое положение сложится и с палладием. [c.358]

Литий широко используется в современной ядерной технике. Он может быть применен для получения трития в термоядерных реакциях как экранирующее средство для обнаружения тепловых нейтронов, как теплоноситель в ядерных реакторах, как замедлитель или в качестве растворителя для ядерного горючего (в виде расплавленного фторида лития ЫР). [c.170]

В процессе работы ядерного реактора расходуется первичное ядерное горючее уран-235, но если в реакторе есть запас изотопов урана-238 или тория-232 при определенных условиях возможно получение вторичного ядерного горючего. Таким образом, расход первичного горючего может компенсироваться образованием новых запасов вторичного горючего плутония-239 или урана-233. [c.265]

Основной проблемой ядерной энергетики является получение делящихся материалов (первичных и вторичных), служащих ядерным горючим. В качестве материала для загрузки реакторов используется преимущественно содержащий различною количества а также ТЬ . [c.604]

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]

Для получения радиоактивных изотопов — продуктов деления урана — можно проводить облучение урана или его соединений нейтронами в ядерном реакторе, а также использовать отработанное ядерное горючее — урановые стержни — после извлечения из них плутония и регенерации урана, т. е. из сбросных растворов. [c.248]

Оба эти процесса применимы для переработки таких элементов с обогащенным ядерным горючим из энергетических реакторов, в которых используется не алюминий, а другие металлические разбавители. Например, они применимы для переработки тепловыделяющих элементов из сплава и — 2г с циркониевой оболочкой для реактора с водой под давлением [2 ] или тепловыделяющих элементов из окиси урана с оболочкой из нержавеющей стали для армейского малогабаритного энергетического реактора. Так как цирконий и нержавеющая сталь устойчивы по отнощению к азотной кислоте, то для растворения таких элементов требуются совершенно другие операции, чем для растворения элементов, содержащих алюминий однако полученный исходный раствор перерабатывается в основном при помощи таких же технологических операций, как и растворы, содержащие алюминий. [c.342]

Для получения основного долгоживущего изотопа T существуют два пути извлечение из осколков деления урана или плутония, находящихся в сбросных водах заводов по переработке ядерного горючего, и облучением природного молибдена нейтронами в ядерном реакторе. Поскольку сечение реакции Мо п, у) Мо невелико, для получения заметных количеств технеция требуются больщие промежутки времени и облучение килограммовых количеств молибдена. [c.80]

Исследуется возможность регенерации ядерного горючего, т. е. очистки урана от радиоактивных осколочных элементов, с помощью фторидов. В основу метода положено фторирование облученного в атомном реакторе уранового горючего, а затем отделение урана в виде летучего гексафторида. Получение иРе особенно выгодно в тех случаях, когда регенерированный уран направляют на диффузионную установку для обогащения. Эффективность описанного метода подтверждают данные табл. 4, из которых видно, что за редким исключением фториды продуктов деления менее летучи, чем гексафторид урана. [c.34]

Благодаря защитной пленке оксида хром чрезвычайно коррозионно стоек, поэтому его применяют для получения защитных п декоративных покрытий. Хром и молибден относятся к важнейшим компонентам сплавов и легированных сталей, которым они придают высокую коррозионную стойкость и механическую прочность. Молибден и вольфрам плавятся при 2600 и 3370 С соответственно поэтому из них изготовляют нити накаливания и их держатели в лампах, а также сетки н аноды в электронных трубках. Наконец, уран нашел применение в качестве ядерного горючего в атомных реакторах. [c.79]

Получение долгоживущего изотопа Тс в весовых количествах осуществляется выделением его из смеси продуктов деления урана или из облученного нейтронами природного молибдена. Первый из этих источников получения технеция является наиболее эффективным и дешевым, так как при делении ядерного горючего образуются изотопы технеция с высокими выходами. Ниже приведены данные [200], характеризующие выход отдельных изотопов технеция при делении в реакторе [c.13]

Создание реакторов для исследований, главным образом с целью получения нейтронных потоков высокой интенсивности, расширило требования к процессам переработки ядерного горючего. [c.255]

Создание конкурентоспособных энергетических реакторов будет зависеть от обеспечения возможности получения с помощью таких реакторов большего количества энергии в короткий срок с использованием минимального количества ядерного горючего. Поэтому имеется тенденция к использованию более высокообогащенного топлива для обеспечения большей свободы при выборе конструкционных материалов, что, как надеются, позволит работать при более высоких температурах и с большей эффективностью превращать ядерную энергию в электрическую. Интенсификация работы реактора приведет к более быстрому обогащению ядерного горючего. Использование более дорогого обогащенного ядерного горючего ограничивает возможность пребывания его в течение длительного времени вне реактора, что также требует сокращения времени переработки. Очевидным решением этого вопроса является осуществление некоторых операций по переработке горючего непосредственно в процессе работы реактора. Этот вопрос уже исследуется, особенно для гомогенных водных реакторов и реакторов с жидко-металлически.м горючим. К сожалению, в случае гомогенных реакторов возникает ряд несовместимых проблем, и для высокотемпературных реакторов твердые тепловыделяющие элементы, по-видимому, являются более перспективными. Для таких реакторов трудно осуществить непрерывные процессы, но возможно. [c.256]

Особо важное значение приобрела тонкая очистка воздуха на предприятиях атомной промышленности. В настоящее время построены и дают ток Белоярская и Воронежская атомные электростанции, эксплуатируются десятки исследовательских и транспортных реакторов. В процессе получения и очистки ядерного горючего, при работе реакторов и гамма-установок в атмосферу могут попадать чрезвычайно малые по весу и размеру аэрозоли радиоактивных материалов. Их высокая радиоактивность может создавать серьезную угрозу здоровью людей. Не менее опасны искусственные аэрозоли, образующиеся при взрывах ядерного оружия. Радиоактивные аэрозоли — это невидимая грозная опасность. [c.3]

Торий может быть использован для получения ядерного горючего после облучения его нейтронами. В смеси с 233U JJ 239pu Qjj может служить ядерным горючим в ядерных реакторах. Таким образом, торий является потенциальным ядерным горючим и другие области его применения менее существенны. Торий используется для изготовления анодов электронных ламп, огнеупоров, так как ТЬОг — чрезвычайно устойчивый окисел, а также в виде ТЬОг как катализатор. [c.326]

Важнейшие проблемы современной Р. следующие 1) развитие методов подготовки ядерного горючего для ядерных реакторов АЭС и переработки облученного ядерного горючего 2) разработка эффективных методов радионуклидной диагностики производств, и исследоват. систем, особенно с применением короткоживущих радионуклидов, быстрый полный распад к-рых обеспечивает безвредность последующего использования соответствующих в-в 3) получение широкого ассортимента фармакологич. и иных мед. препаратов, содержащих радионуклиды типа Тс для диагностики и лечения разл. заболеваний 4) обеспечение безопасных методов обращения с отходами, особенно высокорадиоактивными, и перевода высокорадиоактивных отходов в формы, пригодные для длительного безопасного захоронения в спец. колодцах, геол. формациях и т. д 5) развитие методов радиохим. анализа и непрерывного контроля (мониторинга) радиоактивности окружающей среды. Авария в Чернобыле (1986) стимулировала работы по новым эффективным методам радиохим. дезактивации и др. радио-экологич. вопроса.м. [c.173]

Получение. Технология У. тесно связана с урановым топливным циклом (см. Ядерный топливный цикл) и состоит из четырех составных частей, отличающихся изотопным составом перерабатываемых в-в и целями переработки. Производят соед. У. с прир. соотношением изотопов (цель - концентрирование и очистка, подготовка к рщделению изотопов или произ-ву Ри) соед., обогащенные изотопом 1) (цель -произ-во твэлов ядерных энергетич. установок в виде диоксида или сплавов У., а также ядерного оружия) соед., обедненные изотопом (цель - безопасное хранение, применение вне энергетики) соед., полученные из облученного ядерного горючего (т. наз. радиохим. произ-во, цель - отделение от Ри и Np, очистка от продуктов деления, подготовка к разделению изотопов и повторному изготовлению твэлов). Кроме того, создаются основы технологии У. применительно к уран-ториевому ядерному топливному циклу (высокотемпературные газовые ядерные реакторы с топливом из ТЬ и в виде смешанных диоксидов или карбидов) и к уран-плутониевое циклу (реакторы на быстрых нейтронах с топливом из Ри и 1) в виде смешанных диоксидов). [c.42]

Чем плотнее упаковано ядернов горючее, тем быстрее достигаются критические размеры ядерного реактора, тем быстрее он может начать работать. Самое плотное урансодержащее вещество, конечно же, металлический уран. Поэтому твэлы современных ядерных реакторов делают из металлического урана. На заре атомного века реакторы загружали окисью урана. Металла не хватало несмотря на предпринятые чрезвычайные меры не хватало его главным образом потому, что слишком сложной оказалась технология получения урановых слитков. [c.365]

Пероксид у. применяется для тонкой хи мической очистки У. от примесей. Диуранат аммония используется для получения оксида У.(IV), октаоксида триурана и оксида У.(VI). Фторид У.(IV) — ядерное горючее в реакторах, работающих на расплавленных фторидах. Фторид У. (VI), будучи единственным легколетучим соединением У., используется для разделения изотопов и может служить также ядерным топли- [c.273]

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]

Исключительно тугоплавкий U получают взаимодействием окислов урана с графитом при 1800° С, а также металлического урана с углеродом или углеводородом. В последние годы проводилось интенсивное изучение физических свойств U и методов изготовления изделий из него в связи с возможным использованием его в качестве ядерного горючего. U образует непрерывный ряд твердых растворов с U0 [13], UN [14] и Th [15]. Дикарбид урана образуется при 2400° С, Полуторный карбид U2 3 может быть получен прессованием смеси иС и U 2 и спеканием при 1250—1800° С. Некоторые физические свойства этих карбидов приведены в табл. 5.3. Все карбиды урана реагируют с водой (жидкостью и паром), образуя сложную смесь продуктов гидролиза. Так, U реагирует с водой с образованием в основном метана, а также заметных количеств водорода и незначительных количеств других углеводородов. U 2 легко разлагается горячими кислотами и щелочами. Он устойчив на воздухе при 300° С, но довольно быстро окисляется при более высоких температурах. Тонкоизмельченный U 2 иногда пирофорен. Обычно U менее реакционноспособен, чем U 2. Свойства, методы изготовления изделий и потенциальные возможности применения U в реакторах рассмотрены Руффом и Диккерсоном [16]. U совместим с натрием и с органическими теплоносителями, но очень нестоек к воздействию влаги. Вероятно, он станет наилучшим горючим для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. [c.121]

Третий этан развития Р. начался в 1934, когда Ирен и Фредерик Жолио-Кюри впервые получили искусственные радиоактивные изотопы. Это открытие чрезвычайно расширило число элементов, доступных исследованию радиохимич. методами, распространив область их применимости на радиоактивные изотопы практически всех известных химич. элементов. Широкое нрименение нашел метод радиоактивиых индикаторов, предложенный ранее Г. Хевеши и Ф. Панетом (1926). Возникла новая область Р.— изучение продуктов ядерных реакций и химич. последствий радиоактивных превращений. Четвертый этап может быть назван этаном технологии искусственных изотопов. Его начало относится к 1944, когда в промышленном масштабе была осуществлена цепная реакция деления, открытая ранее радиохимиками О. Ганом и Ф. Штрассманом (1939). Радиохимич. методы позволили изучить ядерные реакции, происходящие в реакторе, и разработать методы концентрирования и получения в чистом виде многих продуктов облучения ядерного горючего, в частности трансурановых элементов. В ряде стран — США, СССР, Англии, Франции—были разработаны методы промышленного радиохимич. произ-ва искусственных радиоактивных изотопов, в т. ч. наиболее важного из них — изотона плутония с массовым числом 239. Путем облучения в реакторах стали получать радиоактивные изотопы многих элементов — тритий, кобальт-60 и пр. Большие перспективы открылись перед хемоядерным синтезом — методом непосредственного химич. воздействия ядерных частиц и осколков деления на вещество. [c.245]