Ядерное горючее химическая переработка

Т. широко применяют в аналитич. химии для отделения и разделения элементов методами экстракции, для концентрирования при определении следов металлов, при переработке ядерного горючего, разделения элементов, близких по химич. свойствам, как, напр., редкоземельных или трансурановых элементов. К преимуществам Т. как экстрагента относятся высокие коэфф. распределения ионов металлов в системе вода—Т.— органич. растворители, что позволяет в большинстве случаев достигнуть практически полного извлечения, нелетучесть в широком интервале темп-р, вследствие чего работа с пим безопасна, малая растворимость в воде, малая чувствительность к радиоактивным излучениям, химическая инертность. Из р-ров нитратов Т. экстрагирует U ( 1), Се (IV), Zr, Hf, Th, Pu (IV), Ru (VI), РЗЭ, Np (IV), Np (VI), Am (VI), Au (IJI), Fe (III), S , Pa (IV). При определенных условиях уран может быть отделен практически от всех элементов. Для экстракции Т. применяют в виде р-ров в различных органич. растворителях (бензол, хлороформ, спирты, эфиры и т. д.) при этом снижаются коэфф. распределения, но увеличивается селективность. Для повышения селективности, кроме того, имеет большое значение применение различных маскирующих комплексообразующих в-в (в особенности комплексонов), а также выбор концентрации Т. в инертном растворителе, концент-)ации высаливателей и концентрация азотной к-ты. [c.128]

Метод экстракции применяется также для очистки различных нерадиоактивных веществ, используемых в технологии переработки ядерного горючего. Цирконий, необходимый в качестве конструктивного материала для реакторов, очищают от гафния экстрагированием нитрата циркония эфирами [4]. Очистка циркония от гафния каким-либо другим химическим методом весьма затруднительна вследствие чрезвычайной близости свойств этих элементов. [c.433]

Тантал в атомной энергетике используется как конструкционный материал для изготовления аппаратуры, предназначенной для химической переработки ядерного горючего. [c.61]

Определение плутония производят в разнообразных продуктах технологической переработки ядерного горючего, в которых содержание плутония, продуктов деления и различных примесей может колебаться в самых широких пределах. Присутствующие в анализируемых продуктах примеси затрудняют количественное определение плутония. В связи с этим определению обычно предшествует отделение плутония от мешающих элементов каким-либо подходящим химическим методом. [c.263]

Химическое состояние плутония и продуктов деления в исходных растворах при переработке ядерного горючего. KR-81, Feb.. 1966, 18 р. [c.531]

Интерес к радиационной химии простых и сложных эфиров возник в связи с применением некоторых эфиров для экстракции различных радиоактивных изотопов во время переработки и выделения ядерного горючего. Понятно, что действие разнообразных внутренних изотопных источников излучения на экстрагенты приводит к образованию ряда химических соединений, влияющих на эффективность процесса экстракции. Радиолиз простых эфиров приводит к образованию щирокого набора жидких и газообразных продуктов (табл. 34). Следует заметить, что величины радиационно-химических выходов продуктов радиолиза различных эфиров, определенные в ряде работ, относятся к большим поглощенным дозам и, следовательно, значительным глубинам превращения, а поэтому имеют весьма ограниченную ценность. Исследование начальной фазы радиолиза эфиров представляет немалые трудности прежде всего потому, что ход процессов весьма чувствителен к незначительным концентрациям примесей. Дополнительное затруднение обусловлено большим разнообразием возникающих продуктов радиолиза как по функциональным группам, так и по длине углеводородной цепи. [c.209]

Технология химической переработки ядерного горючего 617 [c.617]

Технологический цикл переработки ядерного горючего начинается с удаления оболочки с тепловыделяющих элементов механическим или химическим путем. Растворение оболочки, состоящей из алюминия, ведется в щелочи или азотной кислоте. [c.617]

Хотя сложный цикл химических операций по получению и переработке ядерного горючего не характерен для других реакторных материалов, их производство тесно связано с химией. Во многих случаях оно развивается исключительно или в основном для удовлетворения запросов атомной про.мышленности. [c.26]

Прикладная радиохимия. Наряду с научными проблемами радиохимия решает и важные практические задачи. К ним прежде всего относятся обеспечение атомной энергетики ядерным горючим и производство радиоизотопов, необходимых в самых различных областях народного хозяйства разработка химических основ и технологических процессов выделения урана и сопутствующих ему радиоэлементов из руд переработка облученного ядерного горючего создание схем получения отдельных радиоэлементов различного рода атомных генераторов разработка методов радиохимического анализа и т. п. [c.8]

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]

Развитие атомной энергетики ставит перед радиохимией новые задачи, и прежде всего задачу обеспечения ядерным горючим. В этой связи химию ядерного горючего следует рассматривать как важнейшую составную часть всей проблемы. Вопросам химической переработки ядерного горючего посвящается большая часть настоящей главы. [c.412]

Вначале особый интерес, с точки зрения практики, представляло изучение химического действия ионизирующих излучений на воду (HgO и Д2О), применяемую в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя в ядерных реакторах, а также на водные растворы, используемые при химической переработке облученного ядерного горючего. Важное значение имел выбор материалов, пригодных для использования в аппаратуре и устройствах, подвергавшихся воздействию мощных потоков ядерных излучений. В ходе этих исследований на ряде примеров была показана возможность применения ионизирующих излучений для интенсификации химических процессов, улучшения свойств существующих и создания новых материалов. В последующие годы было установлено, что ионизирующие излучения инициируют многие химические реакции, имеющие важное практическое значение. [c.3]

В связи с широким применением делящихся материалов в науке и технике вопросы химической переработки ядерного топлива приобретают большое значение. Следует заметить, что обоб-ш,ение технологии переработки ядерного горючего все еш,е отстает от темпов развития атомной промышленности. [c.9]

Книга дает некоторое представление о научных направлениях в развитии химической технологии переработки ядерного горючего. В ней описываются современные методы, основанные на применении экстракции и сорбции. Уделено внимание так называемым безводным процессам переработки атомного горючего и фтористых соединений. [c.9]

В следующем разделе основное внимание уделяется проблемам обработки и удаления отходов заводов по химической переработке ядерного горючего. Хотя будут появляться специальные проблемы, связанные с увеличением промышленного и другого использования изотопов, количество их будет оставаться, по-видимому, небольшим, по сравнению с радиоактивными от- [c.226]

Образуются на заводах химической переработки ядерного горючего [c.229]

В случае с радиоактивными газами, образующимися при химической переработке ядерного горючего (случаи виг) проблема является более простой, так как переработка ядерного горючего обычно начинается после достаточно длительного периода охлаждения, в течение которого большая часть летучих радиоактивных продуктов деления распадается. Однако не всегда экономически выгодно ждать полного распада ( =8,0 суток), йод из газов, образующихся при растворении ядерного горючего в кислоте, можно легко извлечь с помощью обычных скрубберов, орошаемых щелочью. [c.230]

Очевидно, что захоронение в землю жидких отходов не разрешит проблему удаления основных количеств высокоактивных ОТХОДОВ, которые будут получаться на заводах по химической переработке ядерного горючего, хотя этот способ может оказаться удобным решением проблемы удаления значительных объемов отходов с не очень высокой активностью, которые невыгодно выпаривать. [c.232]

Обеспечение химической переработки ядерного горючего является основным вопросом для создания топливных циклов и важной темой исследования в странах, заинтересованных в использовании атомной энергии. [c.256]

Более подробные сведения о применении жидкостной экстракции в атомной технике приводятся в специальной литературе. См., например, Материалы Международной конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева, 1955, т. 8, Технология производства материалов, используемых в атомной промышленности , Металлургиздат, 1958 Труды второй Мел<-дународной конференции по использованию атомной энергии, Женева, 1958, Избранные доклады иностранных ученых, т. 7, Технология атомного сырья , Атомиздат, 1959 Мартин Ф, С., Майлс Дж. Л., Химическая переработка ядерного топлива, перев. под ред. Галкина Н. П., Металлургиздат, 1961 Переработка ядерного горючего, под ред. Столера С. и Ричардса Р., сокр. перевод под ред. Зефирова А. П., Атомиздат, 1964 Пу шлепков М. Ф., Зильберман Б. Я-, Переработка ядерного горючего (обзор И симпозиума Организации Европейского экономического сотрудничества и развития, ОЕСД в Брюсселе, 1963 г.), Атомная техника за рубежом, № 2, 31 (1966).— Доп. ред. [c.652]

Полученные в результате переработки облученного ядерного горючего актиноиды представляют собой смесь различных нуклидов. Критические параметры сильно зависят от нуклидного состава делящегося вещества. Так как химическим путем можно вьвделить только смесь изотопов какого-либо элемента, практически важной становится оценка влияния на критические параметры соотнощения изотопов. [c.236]

РАДИАЦИОННАЯ ХИМИЯ, изучает превращения в-в под действием ионизирующих излучений. Термин введен М. Бэр-тоном в 1945. Становление Р. х. связано с эксплуатацией ядерных реакторов, переработкой и выделением ядерного горючего, созданием радиационно-стойких материалов. Последующее развитие Р. х. было направлено на исследование поведения под действием ионизирующих излучений разл. неорг. и орг. систем, выяснение осн. закономтностей радиационно-химических реакций. [c.488]

Современный этап радиационной химии начался лишь два десятилетия назад в связи с работами по использованию атомной энергии. Существенное значение приобрело изучение действия разных видов излучения на различные материалы, применяемые в атомной технике. Эксплуатация ядерных реакторов и переработка ядерного горючего выдвинули такие важные вопросы, как разложение воды, употребляемой в качестве замедлителя и охладителя, изменение химических свойств веществ и валентных состояний в высокоактивных растворах, участвующих в технологическом процессе выделения ядерного горючего. При решении этих практических проблем были сделаны открытия крупного научного значения, например, выя.снен радикальный механизм радиолиза воды [8, 9], открыто радиационное сшивание полимеров и т. д. [c.6]

По мере выгорания ядерного горючего в реакторе оно обедняется и разрушается под действием излучения, а также аккумулирует в себе продукты деления, поглош ающие нейтроны. Следовательно, горючее должно извлекаться из реактора, хотя большая его часть остается еще не израсходованной, и затем регенерироваться химическими мегода.лш. При регенерации горючее и воспроизводящий материал отделяются друг от друга и от продуктов деления. Разделение почти всегда осуществляется экстракцией из водных растворов, образующихся после растворения горючего. Методы растворения описаны в гл. 9. Однако применимость водных процессов несколько ограничивается тем, что применяемые органические экстрагенты и другие химические реактивы подвергаются разрушительному воздействию излучения. Эти ограничения заставили обратить пристальное вни.мание на другие процессы. Разрабатываются неводные методы переработки ядерного горючего. Предполагается, что они будут весьма перспективными, особенно в том случае, когда твэлы будут изготавливаться дистанционным способом. В связи с этим отпадает необходимость в полном отделении продуктов деления. [c.225]

По-вндимому, наибольшую радиоактивность из всех газообразных отходов имеют отходящие газы заводов по переработке ядерного горючего. При растворении твэлов выделяются образовавшиеся при делении криптон и ксенон. В некоторых условиях могут улетучиваться и другие вещества, например иод в виде свободного элемента и рутений в виде летучей четырехокиси рутения Ри04. Обычно выбираются такие условия ведения процесса, чтобы свести к минимуму улетучивание рутения. Иногда сделать это очень трудно, особенно при тех концентрациях, в которых рутений присутствует в высокоактивных жидких отходах. Рутений может улавливаться фильтрами или химическими газоочистителями. При достаточно высоком уровне активности иод, встречающийся в виде (71/2 = 8,05 суток), улавливается из отходящих газов насадкой, содержащей серебро (обычно в колонках с насадкой, покрытой нитратом серебра). Окончательное удаление отработанного иода из поглотителей не представляет серьезной проблемы вследствие его короткого периода полураспада. Основным источником активности газов в охлажденном в течение нескольких недель реакторном горючем является (71/2=5,27 суток). Обычно длительность охлаждения отработанного горючего выбирается таким образом, чтобы уровень активности ксенона в отходах был достаточно низким и не мешал безопасной разгрузке. В связи с малым выходом (0,33%) и низкой удельной активностью Кг (71/2=10,6 лет) его -можно сбрасывать прямо в атмосферу. [c.321]

Можно использовать нейтроны и у-излучение непосредственно в реакторе, если прокачивать облучаемый материал через зону реактора. Однако и в этом случае нейтроны создают радиоактивные загрязнения, активируя атомы облучаемой смеси. В другом варианте нейтроны ядерного реактора активируют теплоноситель, транспортируемый к реагирующим компонентам. Если в качестве теплоносителя применять жидкий натрий, то натрий активируется, проходя через реактор под действием потока нейтронов возникает радиоактивный натрий-24 (с периодом полураспада 15 ч), который излучает у-кванты с энергией 1,37 и 2,75 Мэе. Вне реактора излучение радиоактивного натрия можно использовать для инициирования различных химических процессов. Этот метод предпочтительнее, поскольку продукты химических превращений не загрязняются радиоактивными изотопами и режим действия реактора не нарушается. Для получения долгоживущих изотопов используют нейтронное излучение при активации стабильного изотопа соответствующего элемента, помещенного в активную зону реактора. Так, например, получают кобальт-60 из кобальта-59. Тепловыделяющие элементы реактора (стержни) периодически заменяются. При извлечении из активной зоны они очень радиоактивны. Интенсивность излучения быстро уменьшается в результате распада короткожи-вущих изотопов. В это время стержни можно непосредственно использовать как интенсивный источник радиации. Практически срок использования излучения стержней составляет 3- месяца. После того как большая часть короткоживущих изотопов распадается, стержни поступают на химическую переработку для повторного извлечения горючего и очистки их от продуктов деления с большими периодами полураспада. Смесь продуктов деления, имеющая значительный уровень радиации, также может длительное время служить источником излучения. В конечном счете из этой смеси выделяются отдельные радиоактивные изотопы, такие, как цезий-137 и стронций-90, которые служат хорошими источниками - и у-излучения. [c.28]

Экстракция внутрикомплексных соединений играет роль и в химической технологии, позволяя проводить очистку химических реактивов и полупроводниковых материалов. Этот метод часто используется также в ядерной химии и технологии при сыделении различных радиоизотопов и переработке ядерного горючего. [c.7]

Одной из основных задач химической переработки облученного ядерного горючего является извлечение плутония — вторичного ядерного горючего. В растворе наибольшее значение имеют валентности плутония 6, 4 и 3. Плутоний (VI), существующий в форме плутонил-иона РиО , в экстракционном отношении сходен с ураном. Условия, способствующие образованию в водном растворе нитратных комплексов уранила и плутонила, аналогичны. [c.100]

И смолу [Н7]. Три- -бутилфосфат —один из растворителей, наиболее широко используемых при переработке ядерного горючего. Его облучали в чистом виде, в виде 30—40%-ной смеси с химически инертным парафиновым (нафтеновым) разбавителем и разбавленным другими веществами [В109, В119, Ш39]. Чистое вещество при облучении подобно другим сложным эфирам (стр. 143) дает соответствующую кислоту с О от 1,5 до 2,4 образуется ди-н-бутилфосфорная кислота [c.319]

В данной книге основное внимание было сконцентрировано на физических и химических вопросах переработки ядернсго топлива, но экономика атомной энергетики будет в сильной степени зависеть от усовершенствований в технологии переработки ядерного горючего. Наиболее неотложным требованием является снижение капитальных затрат и доведение их до уровня капитальных затрат в обычной химической промышленности. Вы- [c.263]