Справочник химика 21

Химия и химическая технология

Статьи Рисунки Таблицы О сайте English

Ядерное горючее растворенье

    Примеры, приводимые ниже, служат иллюстрацией количественных аспектов и технической реализации этого процесса. Использовались образцы нержавеющей стали 304 Ь. Модельные растворы концентрированной азотной кислоты содержали в растворенном виде различные вещества, соответствующие тем,которые с большой степенью вероятности содержатся в отработанном ядерном топливе. Рутений добавлялся к раствору в виде Ри(ЫОз)з, т.е. степень окисления рутения равнялась -ьЗ. Однако в контакте с концентрированной азотной кислотой, особенно при высоких температурах, при которых происходит обработка отработанного ядерного горючего, рутений окисляется и присутствует в растворе при высоких температурах в степени окисления +Л. [c.257]


    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]

    До настоящего времени процесс разделения осколков деления в больших масштабах не осуществляется и большая часть продуктов деления является отходами при получении ядерного горючего. Эти радиоактивные отходы подразделяются на газообразные, жидкие и твердые. К газообразным отходам относятся, например, Xe 2 Кг , J , выделяющиеся при растворении тепловыделяющих элементов, а также радиоактивные аэрозоли. [c.631]

    РАСТВОРЕНИЕ ЯДЕРНОГО ГОРЮЧЕГО [c.199]

    Тепловыделяющие элементы такого типа все еще проходят стадию исследования. Процесс переработки этих твэлов следует рассматривать с точки зрения растворения наиболее тугоплавкого материала, содержащего одновременно воспроизводящие и делящиеся материалы. Ядерное горючее в этих твэлах может быть на основе графита или состоять из таких тугоплавких смесей, как UO2—ВеО. Твэлы обычно делаются в форме цилиндрических таблеток длиной около 6,35 мм и диаметром 6,35 мм. Предложенное горючее для галечного реактора (PBR) является необычным в том отношении, что оно выполнено в виде ш ариков диаметром около 38,1 мм. При растворении такого горючего иа основе графита графитовая матрица должна быть разрушена. Ниже приводятся усовершенствованные способы, позволяющие подготовить твэлы к переработке экстракцией органическим растворителе.м (см. разделы 10.2—10.6). Эти твэлы можно разделить на три категории  [c.221]

    Трудностей очистки ядерного горючего от рутения пытались избежать, применяя сухие методы, исключающие растворение урановых блоков. Вместо азотной кислоты их обрабатывали фтором. Предполагалось, что уран нри этом перейдет в летучий гексафторид и отделится от нелетучих фторидов осколочных элементов. Но рутений и тут остался верен себе. Оказалось, что он тоже образует летучие фториды. [c.245]

    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]


    Растворение твэлов является важнейшей составной частью водных методов переработки ядерного горючего. Ниже обсуждаются основные этапы этого процесса для некоторых видов твэлов [12]. [c.423]

    Растворение твэлов — первый этап на пути переработки ядерного горючего. Растворы затем вводятся в длительный многоэтапный процесс, конечная цель которого — получение ядерного горючего реакторной чистоты. [c.439]

    Растворение ядерного горючего после снятия оболочки. [c.122]

    После удаления оболочки, растворения ядерного горючего [c.128]

    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]

    Другим интересным направлением в разработке тепловыделяющих элементов является объединение ядерного горючего с замедлителем, например применение импрегнированно-го графита и смешанных керамических элементов с окисью бериллия. В случае применения керамических тепловыделяющих элементов главной проблемой остается опять же их растворение при последующей переработке. [c.258]

    Из глав 8 и 9 ясно, что химия экстракционных процессов была предметом детальных исследований и что разработаны сравнительно простые и высокоэффективные процессы. В связи с использованием новых разбавителей ядерного горючего или новых растворяющих агентов на стадии растворения могут потребоваться некоторые модификации, но имеющиеся в настоящее время основные процессы в состоянии разрешить большую часть возможных проблем разделения. [c.261]

    К газообразным отходам радиохимических производств относятся, во-первых, радиоактивные газы, выделяющиеся при растворении облученного урана, и, во-вторых, аэрозоли (сухие и мокрые), образующиеся в процессе химической переработки ядерного горючего или радиоактивных изотопов. Кроме того, вентиляционный воздух, проходящий через помещения, в которых находятся аппараты, приборы, арматура и коммуникации радиохимического предприятия, также может быть загрязнен радиоактивными веществами. Выброс радиоактивных газов и аэрозолей в атмосферу приводит к загрязнению воздуха, при вдыхании которого радиоактивные изотопы попадают внутрь организма. Поэтому необходима очистка воздуха, сбрасываемого радиохимическими предприятиями. [c.243]

    Твэлы энергетических реакторов являются, как правило, мало-обогащенными (до 5% и содержат мало наполнителей и связующих материалов. Вследствие этого растворы, получающиеся при растворении твэлов в азотной кислоте, практически не содержат солевых высаливателей концентрация урана достигает 1,1 М. При наличии 2—3 М НКОз в исходных растворах для полного извлечения урана и плутония наиболее приемлем экстрагент, содержащий 1,0—1,1 М ТБФ. Достигаемая при этом максимальная концентрация делящихся материалов в экстрактах урана ниже критической. Применение 0,2 М растворов ТБФ целесообразно только при переработке высокообогащенного горючего, содержащего много наполнителей. Оно оправдывается соображениями ядерной безопасности, но при прочих равных условиях не дает преимуществ в очистке от наиболее трудно отделяемых продуктов деления, образующих, подобно урану и плутонию, дисольваты с ТБФ. [c.461]

    Радиоактивные вещества попадают в жидкие отходы и таким образом в воды бассейнов выдержки твэлов и транспортных каналов проникают продукты деления урана в результате растворения облученного ядерного горючего через нарушенные оболочки твэлов. Удельная активность этих сбросов невелика и находится в пределах 1-Ю" -1 10 кюри л. Ъ трапные и обмывочные воды радиоактивные загрязнения попадают при дезактивации оборудования, арматуры, труб, а также при обмывке пола, стен и других строительных конструкций. Загрязнение этих поверхностей происходит в результате сорбции радиоактивных аэрозолей, образующихся при эвакуации из реактора твэлов и при разных ремонтных операциях, необходимых для нормальной эксплуатации реакторной установки. [c.53]

    Авторы предлагают следующий ход определения урана в облученном ядерном горючем аликвотную часть раствора (0,750 мл) помещают в экстрактор, содержащий 6 мл раствора, 2,5 М по Al(N0a)3, 1 по NH4OH и 0,005 Л4 по гидроокиси тетрапромиламмония, и добавляют 3 мл мети л изобутил кетона. Экстрагируют уран в течение 2 мин.Отбирают аликвотную часть органического слоя (2 мл) и помещают в электролитическую ячейку, выпаривают раствор досуха, нагревая сосуд горячим воздухом добавляют в ячейку 0,55 г бисульфата натрия и 0,20 мл 79% -ного раствора НСЮд. Нагревают сосуд до 600° в печи и прокаливают при этой температуре в течение 20—30 мин. После растворения плава в 2 мл воды прибавляют 0,5 мл [c.228]


    Растворение ТВЭЛ. Первой задачей переработки является растворение ядерного горючего. Исключение составляет горючее гомогенного ядерного реактора. Наиболее распространенным видом ядерного горючего служит обогащенный металлический уран. Урановые блоки снаружи покрыты защитной оболочкой из алюминия, циркония илр нержавеющей стали. После выдерживания ТВЭЛ в течение 60—100 дней (охлаждения), которое ведет к распаду всех короткоживущих продуктов деления, полному переходу в гзэри и частичному переходу Ра в ззу, растворяют защитную оболочку. Алюминиевую оболочку растворяют в едком натре или азотной кислоте, циркониевую — в плавиковой кислоте или растворе NH4F, а оболочку из нержавеющей стали — в серной кислоте. [c.456]

    Образующиеся в твердом продукте долгоживущие газы, как, например, радон при распаде радия или криптон при делении урана в реакторе, обычно удерживаются и остаются в нем, хотя при некоторых условиях могут диффундировать наружу. При растворении твэлов в кипящей кислоте газообразные продукты деления, в том числе иод, удаляются из раствора, загрязняя атмосферу. Используемый в качестве радиоизотопа Л получают отгонкой его из растворов облученного урана. Ксенон, криптон и, возможно, иод извлекаются дегазацией, методом, имеющим больгпое значение при извлечении продуктов деления из жидкого ядерного горючего. В процессе дегазации газовая фаза должна находиться под разрежением. [c.45]

    Жидкое ядерное горючее гомогенного реактора, находящееся в во.дном растворе, очищают экстракцией органическим растворителем с добавкой большого количества высаливателя. Охлажденное. до твердого состояния горючее из реактора с расплавленной солью может быть переработано растворением в подкисленном растворе нитрата алюлшния, однако высокотемпературный процесс возгонки фторида (слг раздел 10.9) является более простым для переработки этого вида топлива. [c.203]

    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]

    При исследовании методов безводной переработки ядерного горючего не ставят целью достичь такой же степени очистки, как в водных процессах, но стремятся найти простой метод переработки, при котором горючее остается в форме металла или в другой форме, из которой можно легко получить металл. Тем самым устраняется много стадий — растворение, отделение, очистка и обратный перевод в металлическое состояние, которые сильно усложняют процессы с растворами. При этом фактически не существует проблемы радиационного разрушения материалов, что дает возможность перерабатывать малоохлажден-ное горючее. Это означает уменьшение общего количества горючего в процессе, что особенно важно для реакторов на обогащенном горючем. Кроме этого, безводная обработка может решить следующие технические задачи устранение радиационных повреждений в горючем с помощью простой переплавки, очистка от продуктов деления, поглощающих нейтроны, а также консервация делящегося материала с отделением или без отделения от первичного ядерного горючего. [c.171]

    Значительно более эффективными и экономически выгодными могут оказаться методы переработки ядерного горючего, не связанные с применением водных растворов. Первоначальный этап растворения в этом случае опускают, чем в большой степени облегчается превращение нужного материала в металл или окись на последнем этапе. Разработке таких методов было посвящено значительное число исследований. Предложен, например, метод отделения урана и плутония от продуктов деления в виде летучих гексафторидов UFe и PuFe, а также большое число пирометаллурги-ческих методов, один из которых, состоящий в очистке расплава, использовали для переработки ядерного горючего реактора EBR-II. В этом случае урановые тепловыделяющие элементы расплавляют в тиглях из окиси циркония при температуре 1300° в инертной атмосфере. Многие продукты деления, например инертные газы, щелочные и щелочноземельные металлы и кадмий, отгоняются другие образуют окислы и отделяются со слоем шлака. Однако отдельные продукты деления, например благородные металлы и молибден, остаются в расплаве с ураном . Из этого сплава при дистанционном управлении изготавливают (с добавлением свежей порции топлива взамен выгоревшей в реакторе) новые тепловыделяющие элементы, которые возвращаются в реактор. Относительная простота этого метода и его преимущества очевидны. [c.487]

    Известно, что океанские воды — один из перспективных источ ников ядерного горючего для атомных станций в Мировом океан( в виде карбонатного иона и2(СОз) растворено около 4 млрд. урана, причем концентрация его примерно постоянна по все1 толще вод и составляет 3,3 мкг/л (в 10—20 раз выше концентра ции растворенного золота ). [c.264]

    Через десять лет после того, как были открыты калий и натрий, был получен третий щелочной металл — литий. Шведский химик Ю. Арфедсон, ученик Берцелиуса, в 1817 г, обнаружил литий при растворении в серной кислоте минерала петалита. Через год Дэви удалось получить небольшое количество этого металла при электролизе его гидроксида. По предложению Берцелиуса в честь того, что новый металл получен из камня, его назвали литием (от греческого литое — камень), а его щелочь — гидроксид — литионом. Литий входит в состав около 150 минералов и некоторых растений (водорослей, лютика, татарника и др.). Он нашел применение в ядерной энергетике как теплоноситель, его можно использовать как источник трития. Тритий же — потенциальное горючее для термоядерных реакторов и... для смертоносных водородных бомб. Но литий главным образом мирный металл. Его широко применяют в производстве эмалей и глазурей, специальных опаловых -стекол. Его вводят в состав алюминиевых спдавов для повышения прочности, свинцовых — для увеличения твердости и т. д. Литий применяют для удаления азота, водорода и кислорода из расплавленных металлов. Литий используется в аккумуляторах, которые значительно легче обычных [c.199]


Смотреть страницы где упоминается термин Ядерное горючее растворенье: [c.228]    [c.269]    [c.156]    [c.210]    [c.210]    [c.429]    [c.229]    [c.135]    [c.177]    [c.179]    [c.214]   
Радиохимия (1972) -- [ c.456 ]




ПОИСК







© 2025 chem21.info Реклама на сайте