Гомогенные реакторы переработка горючего

Для регенерации неиспользованного ядерного горючего водного гомогенного реактора и, в частности, переработки материала ториевой зоны воспроизводства применяю методы осаждения, ионообменной хроматографии, экстракции, кристаллизацию нитратов или сочетание нескольких методов. [c.235]

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]

Если облученный материал не подвергается металлургической переработке, то степень его очистки может быть меньшей. Например, химическая обработка раствора ядерного горючего из активной зоны гомогенного реактора сводится к поддержанию на определенном уровне нейтронных ядов, главным образом редкоземельных продуктов деления, и продуктов коррозии аппарата. Содержание этих ядов надо уменьшить только в 10—20 раз, после чего ядерное горючее возвраш,ают обратно в реактор вместе с добавкой свежего делящегося материала [4]. [c.30]

Сульфат уранила широко используется в технологии переработки руд. В виде водных и тяжеловодных растворов он может служить ядерным горючим в гомогенных ядерных реакторах. [c.40]

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]

Серьезная проблема удаления газообразных отходов возникает в связи с работой атомных реакторов на жидком горючем. В процессе работы из раствора горючего непрерывно выделяются газообразные продукты деления. К ним относятся изотопы с очень коротким периодом полураспада (и, следовательно, имеющие высокую удельную активность), которые распадаются в твэлах задолго до их переработки. Наиболее удачной иллюстрацией этой проблемы может служить работа опытного гомогенного реактора (НЕТ, или НРЕ-2) в Ок-Ридже. В состав газов, выделяющихся из реакторного горючего, входят пар, дейтерий и кислород как продукты радиолиза воды, а также газообразные и летучие продукты деления. Эта смесь проходит последовательно через ловушку для иода, рекомбинатор воды, конденсатор и ряд колонок, занолненных древесным углем. Ловушка для иода, представляющая собой слой проволочной сетки, покрытой серебром, не является абсолютно необходимой для очистки отходящих газов, поскольку иод эффективно сорбируется древесным углем. Важной функцией ее является защита катализатора в рекомбинаторе от отравления иодом. В рекомбинаторе продукты радиолиза превращаются в водяной пар, а небольшой поток кислорода увлекает криптон и ксенон в колонки с древесным углем, в которых не происходит улавливания газов, но их прохол< дение замедляется до такой степени, что короткоживущие изотопы распадаются еще до того, как смогут выйти наружу. Единственным радиоактивным элементом, достигающим выпускной трубы, является Кг . [c.322]

Для успешной работы реакторов-размножителей на тепловых нейтронах после непродолжительного пребывания в реакторе горючее должно перерабатьшаться с целью предотвратить излишнее отравление его продуктами деления и продуктами коррозии. Преимущество циркулирующего жидкого горючего заключается в том, что оно может непрерывно извлекаться и заменяться новым. Для эффективного использования гомогенного горючего оно д,олжно циркулировать от реактора к ячейке непрерывной переработки горючего и обратно, причем, кроме очистки от нежелательных примесей, никаких изменений оно претерпевать не должно. Если горючее перерабатывается ие при больших давлениях, характерных для реакторных систем, то отводной поток, предназначенный для переработки, возвращается в реактор с помош,ью насосов высокого давления. Переработку горючего вполне можно проводить обычными методам , например экстракцией. Но при этом требуется определенный период охлаждения для значительного снижения уровня активности продуктов деления. [c.384]

Известно большое число методов переработки облученного Я. г. Онп могут быть подразделены, прежде всего, на непрерывные и периодические. Непрерывные методы разработаны в основном в комплексе гомогенных реакторов, горючее к-рых непрерывно поступает на регенерационную установку II возвращается в активную зону реактора, освобожденное от осколков деления. С этой целью могут, быть нспользованы как водные методы — сорбция, экстракция, так и неводные методы — экстракция расила-вамп, К процессам непрерывной очистки Я. г. могут быть отнесены также отгонка осколков в газовую фазу непосредственно при продувке активной зоны и удаление осколков пз циркулирующей жидкой фазы горючего дисперсионного типа. [c.540]

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]

В некоторых реакторах делящийся материал равномерно распределяется в среде замедлителя. В качестве примеров можно привести гомогенные водные реакторы и реакторы с импрегни-рованным графитовым горючим. Для химической переработки топлива применяются реакторы на тепловых нейтронах с низким отношением делящегося вещества к другим составляющим активной зоны. Делящееся вещество может быть смешано с большим количеством топливного сырья, как например в природном уране, или разбавлено другим веществом, например алюминием. Если же применяется обогащенное топливо или чистое делящееся вещество, то загрузка делящегося материала для создания критических параметров и соответствующая общая загрузка топлива в систему значительно снижаются по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. [c.24]