Плутоний из тепловыделяющего элемента

ГОРЯЧАЯ ЛАБОРАТОРИЯ — лаборатория, предназначенная для работы с радиоактивными препаратами высокой активности (до сотен тысяч кюри). В Г. л. выделяют плутоний и другие трансурановые элементы, перерабатывают тепловыделяющие элементы ядерных реакторов и продукты их деления, исследуют свойства материалов, обладающих высокой радиоактивностью и др. Оснащение Г. л. исключает возможность облучения обслуживающего персонала. [c.80]

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]

Атомная энергетика. Ниобий не взаимодействует заметно с ураном, плутонием, жидкометаллическими теплоносителями. Вместе с этим обладает небольшим эффективным сечением захвата нейтронов (1,2 барн/см ), из-за чего применяется в качестве конструкционного материала в атомной энергетике. Из него изготовляют оболочки для урановых тепловыделяющих элементов при этом повышаются максимально допустимая температура разогрева тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и полнота их использования. Добавление нескольких процентов ниобия к урану повышает устойчивость урановых ТВЭЛ против старения при нагревании. [c.61]

Как конструкционный материал плутоний не имеет какого-либо значения ни при использовании его в чистом виде, ни в качестве легирующей добавки к другим металлам. В чистом виде его используют очень редко, чаще всего применяют как небольшую по количеству составляющую сплавов, идущих на изготовление тепловыделяющих элементов. [c.725]

Указывается также на применение плутония в керамическом атомном горючем иОг—РиОг и в виде тепловыделяющих элементов ядер-н(г1Х реакторов, [c.725]

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]

Если переработка тепловыделяющих элементов реактора ведется экстракцией плутония(IV) и уранилнитрата трибутилфосфатом из азотнокислого раствора, то азотнокислые сбросные растворы содержат большие количества нитрата натрия. В этом случае вначале сбросной раствор упаривают и затем насыщают алюмо-аммониевыми квасцами при 80—90° С. [c.250]

Получение из продуктов деления урана. Технеций получают из сбросных растворов после выделения плутоний и регенерации урана из отработанных тепловыделяющих элементов реактора. Приведем в качестве примеров некоторые способы выделения технеция. [c.275]

В технологии топливного цикла большое значение имеет то обстоятельство, работает ли реактор как конвертер (преобразователь). В реакторе используются вос-производ.я щие материалы и- или торий. Они превращаются в горючее под действием нейтронов, избыточных по сравнению с количеством, необходимым для поддержания процесса деления. Любой реактор, в кото-ро.м в качестве горючего используется слабообогащен-ный уран, является реактором-конвертером, причем при поглощении нейтронов образуется плутоний. Важным примером реактора-конвертера является реактор для производства плутония, в котором в одних и тех же тепловыделяющих элементах (твэлах) из естественного урана расходуется и образуется плутоний. Конверсия имеет огромное значение для экономии горючего в энергетических реакторах. Наиболее совершенным реактором-конвертером является реактор-размножитель (бридер) он производит по меньшей мере столько же горючего, сколько потребляет. Принципиально возможны два цикла размножения в одном из них используется в качестве горючего а в качестве воспроизводящего материала — торий, а в другом в качестве горючего применяется Ри- , а в качестве вос- [c.16]

Ранее при работе с облученным горючим основное внимание обращалось на максимально полное удаление продуктов деления из регенерированных урана и плутония. С появлением реакторов с жидким ядерным горючим в комплексе с непрерывно действующими установками по его переработке и по мере разработки способов дистанционного приготовления твердого горючего это положение теряет свое значение. Тем не менее радиоактивность продуктов деления всегда надо поддерживать на возможно низком уровне, с тем чтобы до минимума свести выход радиоактивных веществ в окружающую среду в случае аварии реактора. Помимо радиоактивных веществ должны также удаляться нейтронные яды, а из горючего реакторов-размножителей на быстрых нейтронах должны также извлекаться продукты деления, неблагоприятно влияющие на стабильность тепловыделяющих элементов. За исключением Хе с его высоким поперечным сечением поглощения нейтронов, только стабильные и долгоживущие продукты деления, накапливающиеся до высоких концентраций, могут рассматриваться как нейтронные яды. [c.88]

В соответствии со схемой ядерного топливного цикла из растворов получают оксиды урана и плутония, которые или используются для производства непосредственно оксидного ядерного топлива, или являются промежуточными продуктами для получения ядерных материалов, используемых на других стадиях цикла тетрафторида и гексафторида урана, тетрафторида и гексафторида плутония, металлических урана и плутония, разнообразных сплавов и интерметаллидов на их основе. В связи с тем, что в атомной энергетике пока применяют в основном оксидное ядерное топливо, диоксиды урана и плутония используют и для получения конечной продукции — сердечников тепловыделяющих элементов. [c.162]

В результате ядерной цепной реакции деления урана или плутония в реакторах устанавливается постоянный поток нейтронов. В то время как нейтроны и энергия, освобождаемые при каждом расщеплении атома, используются или для производства электро-и тепловой энергии, или для создания плутония, или для осуществления иных ядерных реакций, осколки деления накапливаются в виде отходов. По мере своего накопления осколки деления поглощают нейтроны и уменьшают число делящихся атомов, тем самым отравляя реактор. По этой причине тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ) периодически извлекают из реактора и оставшееся в нем ядерное топливо очищают от осколков до первоначальной степени чистоты. Удаляемые таким образом продукты деления являются совокупностью элементов, относящихся к середине периодической таблицы. Большинство из них — радиоактивные изотопы, которые, испуская р- и у-радиацию, превращаются в стабильные элементы. Многие изотопы имеют очень короткие периоды полураспада. Ряд изотопов распадается наполовину примерно за год. В настоящее время возможно получение ТВЭЛ, в которых ядерное топливо используется до такой степени, когда уже экономически невыгодно вновь восстанавливать и выделять делящиеся вещества. Продукты деления в таком случае можно было бы оставлять в оболочке и, применяя довольно простую технику перемещения отработанных элементов из зоны реакции, использовать их еще раз как источники радиации очень высокой активности. Применение таких отработанных элементов в промышленности помогло бы разрешению проблемы удаления и использования радиоактивных отходов. [c.92]

Недостатком рассматриваемого процесса является необходимость растворять металлическое топливо в кислоте, в связи с чем уран и плутоний, прежде чем их употребить вновь, должны быть восстановлены до металла и превращены в тепловыделяющие элементы для реактора. Можно было бы значительно упростить переработку топлива, если бы оно оставалось в исходном состоянии и в виде жидкости могло перекачиваться из одного отделения в другое. [c.23]

Изменения в составе топлива под действием облучения без оборота плутония. Из реактора, работающего без перемешивания топлива, выгружаются только тепловыделяющие элементы с наибольшим содержанием продуктов деления. [c.94]

Технологическая схема и — ТВР-процесса [9] регенерации обогащенного урана из урано-алюминиевых тепловыделяющих элементов изображена на рис. 8. 9. Этот процесс в основном сходен с описанным в разделе 7 пурекс-процессом, но присутствующие следы плутония отделяют от урана только для очистки последнего, а не для получения плутония в виде продукта. [c.340]

Данные о сухих процессах, испытанных в лабораториях или на опытных установках, приведены в табл. 8. 12. Эти процессы делятся на две основные категории. К первой категории относится дистилляция фторидов при относительно низкой, около 100° С, температуре. Ко второй относятся пирометаллургические процессы при температурах, близких или превышающих температуру плавления топлива (более 1130° С) в случае тепловыделяющих элементов из металлического урана. Ири всех описываемых здесь сухих процессах требуется предварительное механическое или химическое удаление оболочек тепловыделяющих элементов энергетических реакторов. Дистилляция фторидов применяется для отделения металлического урана от плутония и продуктов деления путем возгонки более летучего UFg. Вероятно, таким способом [c.347]

Энергетические реакторы могут работать на оборотном топливе, как это описано в гл. П1. В случае гетерогенных реакторов с металлическими тепловыделяющими элементами пирометаллургическая переработка делящихся и сырьевых материалов для получения вторичного горючего дает возможность избежать большого числа химических операций, производимых с целью очистки, и устраняет необходимость обратного восстановления солей урана и плутония до металла, нужного для повторного изготовления элементов. Однако предложенная на основании лабораторных разработок пирометаллургическая техника дает лишь неполную очистку от продуктов деления. Поэтому обработку урана и плутония, очищенных пирометаллургическими методами, и изготовление из них тепловыделяющих элементов необходимо производить дистанционно. При дистанционной обработке отпадает необхо-348 [c.348]

Разработка пирометаллургических процессов шла по двум следующим направлениям во-первых, извлечение плутония и урана зоны воспроизводства реакторов-размножителей на быстрых нейтронах во-вторых, удаление продуктов деления из тепловыделяющих элементов активной зоны [5]. [c.349]

Если этот процесс будет разработан для извлечения плутония из урана зоны воспроизводства, то плутоний можно будет восстанавливать до металла из солевой фазы. Так как в солевую фазу вместе с плутонием переходит значительная часть активности продуктов деления, то при изготовлении из него плутониевых тепловыделяющих элементов потребуется тяжелая защита. Для удаления продуктов деления эти плутониевые элементы могут периодически обрабатываться при помощи какого-либо другого процесса, например окислительного шлакования. [c.356]

В литературе описаны технологические схемы снятия и растворения оболочек из нержавеющей стали с тепловыделяющих элементов из иОг и иОг — ТЬОг. Эти схемы испытаны в лабораторном масштабе на образцах облученного и необлученного топлива. Для образцов облученного топлива из иОг при глубине выгорания до 1440 Мет-сут-ки/т потери урана и плутония были обычно ниже 0,1%. Потери для тепловыделяющих элементов из иОг — ТЬОг зависят от плотности топлива. Они достигали 0,5% при плотности 81% теоретической и снижались до 0,05% при увеличении плотности до 94% теоретической. [c.428]

Растворение тепловыделяющих элементов из плутония [c.438]

Первые ядерные реакторы были построены для удовлетворения настоятельных требований программы по производству атомного оружия эти требования в течение 10 лет являлись доминирующими в конструировании реакторов. Реакторы для военных целей использовались, по существу, только для производства плутония, и основные усилия были направлены на отделение плутония от естественного или мало обогащенного урана. Тепловыделяющие элементы в таких реакторах обычно заключали в оболочки из алюминиевых или магниевых сплавов. [c.255]

Гетерогенные реакторы загружаются ураном (природным или обогащенным) иногда с добавкой тория. В литературе описаны тепловыделяющие элементы различного состава и формы. Применяются металлический уран, двуокись урана, металлический торий, сплав урана с алюминием, сплав урана с цирконием, сплав урана с молибденом и многие другие комбинации различных элементов с ураном и его изотопами или с плутонием [10, И ]. Для предохранения от коррозии тепловыделяющие элементы покрывают оболочкой из алюминия или его сплавов, из циркония или из нержавеющей стали. Тепловыделяющие элементы различаются и по форме применяют цилиндрические блоки разной длины (100— 300 мм) и диаметра (22,8—28 мм), стержни более 2 м длиной и диаметром 27 мм, трубки, пластины и прочее. [c.40]

Применение. Оксид тория ThOj - наиболее огнеупорный иа устойчивых иа воздухе материалов. Это соединение используют также в качестве катализатора. Уран и плутоний яаляются ядериым горючим. В тепловыделяющие элементы (таэлы) атомных реакторов обычно помещают UO2. реже - другие соеди-JkeHHfl или металлический ран. [c.576]

Во время работы реактора, если оболочки тепловыделяющих элементов не повреждены, основными отходами являются использованные теплоносители (вода, воздух). Радиоактивные изотопы в теплоносителях образуются при облучении нейтронами материала теплоносителя, примесей, продуктов коррозии и конструкционных материалов реактора. Спектр возникающих при этом радиоактивных изотопов чрезвычайно широк. Наиболее высокоактивные отходы образуются при обработке облученного топлива, полученного в течение года на р>еакторе мощностью 1 ГВт год электроэнергии 5 Ю ГБк (обрезки аетивированных оболочек, плутоний), криптон-85—1 10 ГБк, йод-129—37 ГБк, тритий—7- 10 ГБк, углерод-14—7- 10 ГБк. 314 [c.314]

В присутствии фосфорной кислоты можно отделить плутоний от урана и продуктов деления экстракцией ТБФ. Шевченко, По-вицкий и Соловкин [247] описали метод переработки облученных тепловыделяющих элементов первой атомной электростанции СССР. Получаемые после растворения тепловыделяющих элементов азотнокислые растворы содержали уран (от 100 до 120 г/л), плутоний, молибден, магний, осколочные элементы и фосфорную кислоту (до 46 г/л). Кислотность растворов составляла 5 М НМОз. Метод заключался в раздельном экстракционном извлечении сначала урана, а затем Ри(1У) 20%-ным раствором трибутилфосфата в гидрированном керосине. [c.324]

Нет нужды подробно описывать все стадии химического разделения плутония и урана. Обычно разделение их начинают с растворения урановых брусков в азотной кислоте, после чего содержащиеся в растворе уран, нептуний, плутоний и осколочные элементы разлучают , применяя для этого уже традиционные радиохимические методы — осаждение, экстракцию, ионный обмен и другие. Конечные плутонийсодержащие продукты этой многостадийной технологии — его двуокись РиОг или фториды — РиРз или РиР4. Их восстанавливают до металла парами бария, кальция или лития. Однако полученный в этих процессах плутоний не годится на роль конструкционного материала — тепловыделяющих элементов энергетических ядерных реакторов из него не сделать, заряда атомной бомбы не отлить. Почему Температура плавления плутония — всего 640° С — вполне достижима. [c.400]

Применение. У. является основны м сырьем для атомной энергетики и используется как ядерное горючее в ядерных реакторах атомных электростанций в качестве компонента тепловыделяющих элементов. является источником ядерной энергии в ядерном оружии, служит источником вторичного ядерного горючегЬ (плутония). Количество тепловой энергии, производимой при делении 1 г эквивалентно энергии, выделяемой при сгорании около 2200 л нефти-сырца или [c.272]

Для получения из продуктов деления урана, долгоживущих радиоактивных изотопов ( °5г, Тс, Се, Фт, облучение урана или выдерживание тепловыделяющих элементов проводят длительное время, практически до регенерации урана и извлечения плутония сбросные растворы выдерживают 2—2,5 года для распада короткоживущих изотопов. Извлечение короткоживущих изотопов ( 8г, =>2г, 1211 оВа, Се, 14зрг, N(1, и др.) проводят из свежих растворов после удаления урана и плутония после облучения мишени в течение 1— 3 месяцев. [c.248]

Следы нептуния были получены Макмилланом и Абелсоном, а плутония — Сиборгом, Макмилланом, Кеннеди и Уолом в 1940 г. при бомбардировке урана. Оба элемента получаются в достаточных количествах из тепловыделяющих элементов урановых ядерных реакторов. Но в больших масштабах производится только плутоний, который используют как ядерное горючее, так как, подобно он подвергается делению его ядерные свойства, по-видимому, препятствуют возможности использования его в водородных бомбах. Более тяжелые элементы получаются последовательным захватом нейтронов плутонием-239 в реакторах с высокими пoтoкa нI нейтронов (>10 нейтрон1см -сек) следы этих элементов можно получить при бомбардировке изотопов Ри, Ат или Ст тяжелыми ионами В, С, N. О или Ые. Современные обширные сведения об актинидах в целом (как и о многих других элементах, образующихся в результате деления ядер или используемых в ядерной технике) являются прежде всего результатом работ в области ядерной энергии. Выполнение этих исследований в значительной мере способствовало прогрессу в методах и техническом оснащении лабораторий. Такие операции, как разделение на ионообменных смолах, экстракция растворителями, работа с микрограммовыми количествами веществ и с неустойчивыми или сильно радиоактивными соединениями, были развиты и усовершенствованы в процессе осуществления программы исследований в области ядерной энергии. [c.527]

Известно несколько изотопов этих элементов. В табл. 32.2 приведены наиболее важные и долгоживущие изотопы, которые можно получить в макроколичествах. Np и ззр образуются в тепловыделяющих элементах (твэлах) ядерных реакторов, работающих на урановом топливе. Таким образом были выделены килограммы плутония. 2 Np встречается в небольших количествах его получают прежде всего с целью превращения в путем облучения ЫрОг [c.556]

В тепловыделяющие элементы может перерабатываться также гексафторид урана, получаемый из отработанного топлива после обогащения на заводах газовой диффузии, и плутоний, извлекаемый из отработанного ядерного топлива. Типичные операции при производстве тепловыделяющих элементов включают восстановление иРб и других соединений урана и плутония до металлов, вакуумную отливку металлов, их механическую обработку, волочение, прокатку и щтамповку для получения элементов, имеющих форму и размеры, необходимые для данного реактора. [c.17]

На заводе по переработке ядерного топлива тепловыделяющие элементы растворяют, затем извлекают, разделяют и очищают плутоний и уран, причем радиоактивные продукты деления получают в удобном для хранения виде. Некоторые из этих продуктов деления, например являющийся источником Т-излучения, используются для промышленных и медицинских целей, остальные же в течение многих лет хранятся в подземных хранилищах. Процессы, применяемые для регенерации ядерного топлива, более подробно описаны в гл. 7 и 8. На рис. 1. 12 приведен общий вид одного из заводов по регенерации ядерного топлива Комиссии по атомной энергии (КАЭ) США в Хэнфорде. [c.17]

Для извлечения плутония из урановых материалов зоны воспроизводства наиболее применимы три пирометаллургические операции, а именно экстракция расплавленными металлами, экстракция расплавленными солями и вакуумная возгонка. Путем окислительного шлакования и избирательного электрорафинирования удаляют только часть продуктов деления и поэтому данные способы предлагаются для переработки тепловыделяющих элементов активной зоны, возвращаемых на повторное облучение. При помощи экстракции расплавленными солями избирательно удаляют большинство продуктов деления. Данный способ может быть использован для непрерывной очистки топливного раствора из реактора-размножителя с жидкометаллическим уран-висмутс-вым топливом [21 ]. [c.349]

Так как при дистилляции фторидов плутоний не отделяется от продуктов деления, то этот метод более применим для перера- ботки высокообогащенного топлива, в котором образуются столь малые количества плутония, что извлечение их является невыгодным. Однако в тепловыделяющих элементах на высокообогащенном уране последний обычно диспергирован в матрицах из инертного материала (см. табл. 8. 1) и поэтому такие элементы трудно растворить в BrFs. [c.353]

При расчете экстракционного процесса этого типа необходимо учитывать взаимную растворимость экстрагента и урана. При 1135°С уран растворяет 0,03% серебра, а серебро растворяет около 4% урана. При использовании в качестве экстрагента магния основная трудность состоит в высоком давлении паров магния (точка кипения 1126° С) при температуре плавления урана. Однако летучесть магния может быть выгодно использована. Был предложен [19] эффективный способ экстракции плутония и продуктов деления магнием из расплавленного урана в экстракторах типа Сокслета путем повторяющейся отгонки и конденсации магния. Экстракция производится в тигле, содержащем расплавленный уран. Загрязненный магний сливается из этого тигля в другой сосуд, из которого он отгоняется и вновь конденсируется Б тигле, содержащем уран, для повторной экстракции. Тигель может изготовляться из графита, тантала или окиси магния. Последующее выделение плутония из магниевого экстракта также может производиться возгонкой магния. При другом способе серебро и тепловыделяющие элементы плавятся в вакуумной плавильной печи. При этом более летучие продукты деления, церий, стронций и барий, удаляются возгонкой. Серебряный экстракт, содержащий плутоний и экстрагированные нелетучие продукты деления, отделяют от урана и контактируют с расплавом Ag l — N301, чтобы очистить серебро для повторного употребления. Ag l окисляет плутоний и редкие земли до хлоридов, переходящих в солевую фазу, из которой затем извлекается плутоний. [c.354]

В еще недостаточно исследованном нитрофтор-процессе [31 — 33] облученные тепловыделяющие элементы реагируют с системой окислов азота и фторидов. Практический интерес представляют два реагента 20 мол.%-ный раствор NOj в жидком фтористом водороде и жидкость состава NOF 3HF. Обе жидкости реагируют почти со всеми компонентами используемых типов топливных материалов, превращая все элементы в соответствующие фториды. Эти фториды часто являются комплексными соединениями, содержащими окислы азота, которые можно превратить в нормальные фториды при осторожном нагревании. В созданной по этой схеме установке растворение облученного топливного элемента проводят в вертикально расположенной трубе из монель-металла диаметром 20—30 мм и длиной 150 см. В процессе растворения выделяются водород, криптон и ксенон. Нерастворимые комплексные фториды осаждаются в нижней части растворителя и удаляются из него промыванием и декантацией. Выходящий из растворителя раствор, содержащий уран и плутоний, выпаривают до сухого остатка, который подвергается термическому разложению до простых фторидов. К этому остатку добавляют жидкий трифторид брома смесь нагревают до 100—140° С. Образующиеся гексафторид урана и летучие фториды продуктов деления направляются в дистилляционную колонку, где происходит очистка паров гексафторида урана от продуктов и от BrFg. Полученный трифторид брома вновь используется для фторирования смеси фторидов [1, 2, 4]. [c.337]

Типичным примером систем с однократным циклом являются реакторы-конвертеры с получением плутония, например реактор в Колдер-Холле (Великобритания). Для реакторов такого типа затраты на производство энергии возмещаются за счет плутония, извлекаемого при химической переработке использованных тепловыделяющих элементов. Более подробно это обсуждается в гл. 5. [c.31]

Термином шлак в металлургии обозначается почти любая вто, рая фаза, находящаяся в контакте с расплавленным металлом Шлаками могут называться, например окислы, силикаты, фосфаты и т. д. Здесь термин шлак обозначает, окислы или карбиды образующиеся в процессе очистки урана или плутония. Образовав ние шлака осуществляется двумя методами. Во-первых, продукты деления могут реагировать со следа ми растворенного кислорода или углерода, имеющимися почти в каждом тепловыделяющем элементе. Такой шлак можно флотировать и отделить в виде пены. Этот процесс называется самошлакованием и происходит до некоторой степени в любом процессе, где производится плавка топлива. Во-вторых, те же элементы, если они присутствуют в большем количестве, чем можно удалить за счет самошлакования, можно вывести из топлива благодаря реакции со второй фазой. Этой второй фазой может быть твердая окись (например, материалы контейнера, как двуокись урана или окись алюминия) или окись урана, образующаяся при добавлении в систему небольшого количества кислорода. Это может быть также углерод (например, графитовый контейнер). Из этих двух процессов самошлакование происходит быстрее, так как оно, по существу, является результатом взаимодействия между двумя компонента- [c.202]