Продукты деления отходы

Источниками излучений большой энергии, используемыми в радиационной химии, могут служить отходы, получаемые при работе ядерного реактора. При делении каждого ядра образуются два новых ядра с приблизительно равными массами. Эти продукты образуют группу изотопов с массовыми числами от 72 до 162. Атомы продуктов деления нестабильны в процессе р-распада идет превращение одного химического элемента в другой. В ряде случаев образующееся после испускания Р-частицы ядро находится в возбужденном состоянии переход такого ядра в нормальное или основное состояние сопровождается излучением одного или нескольких у Квантов. [c.257]

Источником для получения технеция служат отходы атомной промышленности (продукты деления урана). [c.388]

Источником для получения технеция в относительно больших количествах являются продукты деления урана — отходы атомной промышленности. [c.621]

Б. Н. Ласкорин и др. [35] приводят данные по радиохимическому составу жидких отходов с низким уровнем активности (табл. 7). Эти отходы загрязнены продуктами деления урана, причем активность в основном определяется цирконием и ниобием, а р-актив-ность — суммой РЗЭ. [c.26]

По данным КАЭ США к 1980 г. в хранилищах предприятий страны накопится 10 млрд. кюри продуктов деления, в том числе °8г 800 млн. кюри, а к 2000 г. количество возрастет до 6,7 млрд кюри [34, 77—79]. Эти величины соответствуют сотням и миллионам кубических метров отходов высокого уровня активности. Можно считать, что объемы радиоактивных отходов экспериментальных ядерных реакторов радиохимических лабораторий настолько велики, что на всех крупных объектах возникает необходимость в строительстве комплекса очистных сооружений, а на более мелких объектах — создании централизованных установок. [c.55]

Эти особенности радиоактивных элементов имеют существенное значение при выборе способа очистки радиоактивно-загрязненных вод. Для очистки жидких отходов, загрязненных продуктами деления, чаще используются процессы образования нерастворимых гидроокисей железа или алюминия при pH=9, когда радиоактивные изотопы в различной степени захватываются осадками. [c.77]

Если удельная активность исходных вод больше 1-10 —1 кюри/л, причем она обусловливается не короткоживущими радиоактивными изотопами, и если количество отходов, находящихся одновременно в каждом технологическом аппарате, превышает 10 (для вод, загрязненных продуктами деления ядерного горючего), то к установке для очистки предъявляются дополнительные требования. [c.244]

При выработке 1 ГВт/год электроэнергии на АЭС образуется примерно 1 т радиоактивных продуктов деления. Кроме них в отработавшем топливе накапливаются плутоний и другие трансурановые изотопы. Образующиеся на самых технологически совершенных угольных ТЭС отходы в расчете на единицу производимой электроэнергии по физическим объемам многократно превосходят отходы АЭС, но последние гораздо опаснее. [c.265]

Цезий-137 был первым из продуктов деления ззи, который нашел применение в больших количествах. Сырьем для его выделения служат высокоактивные отходы, которые получаются при химической переработке продуктов деления урана. [c.180]

Мощным источником получения радиоактивных изотопов ряда элементов являются продукты деления тяжелых ядер, содержащиеся в отходах от регенерации отработанного ядерного горючего (см. стр. 14 наст. сб.). [c.9]

СХЕМЫ КОМПЛЕКСНОЙ ПЕРЕРАБОТКИ ОТХОДОВ, СОДЕРЖАЩИХ ПРОДУКТЫ ДЕЛЕНИЯ [c.22]

Выделение в чистом виде радиоизотопов —продуктов деления— представляет весьма трудную Химическую задачу. Радиоактивные злементы присутствуют в отходах регенерации ядерного горючего в ничтожных количествах и смешаны с большими количествами посторонних неактивных веществ. Кроме того, для получения радиохимически чистых препаратов необходимо весьма тщательно отдел ь радиоизотопы друг от друга. Разнообразие химических свойств продуктов деления делает их извлечение более сложным процессом, чем регенерация облученного урана. [c.27]

Описанные выше технологические процессы применяются в различных странах для выделения из отходов наиболее важных из радиоактивных продуктов деления. Особое значение имеет полное выделение из смеси радиоизотопов Сз и 8г . Удаление этих радиоизотопов на несколько порядков понижает токсичность отходов, резко уменьшает эффективный период полураспада и значительно упрощает их окончательное захоронение. [c.27]

Поскольку продукты деления являются отходами ядерной энергетики и производства плутония, то при правильной организации их извлечения в крупных масштабах, они должны иметь сравнительно невысокую стоимость. Это делает перспективным их массовое применение в различных отраслях народного хозяйства. [c.27]

Работа реактора сопровождается накоплением жидких, твердых и газообразных радиоактивных отходов с различным уровнем удельной активности. Это продукты деления, высвобождаемые из ядерного топлива или смываемые с поверхности оболочек твэлов, а также продукты активации и коррозии используемых материалов. Вид и количество отходов определяются таки- [c.166]

Этих и других недостатков лишены краски, препятствующие обрастанию, после введения в них или нанесения на металлическую поверхность технеция-99. Металлический технеций наносится на основной металл электроосаждением, металлизацией, распылением или другими способами вводится в поверхностный слой подложки. Элемент технеций с атомной массой 99 и зарядовым числом 43 не найден в природе, но он получается при протекании ядерных реакций в, реакторе. Метод получения технеция из продуктов деления основан на выделении его из отходов при помощи ионного обмена. Дешевая технология получения этого элемента и его соединений в достаточном количестве была разработана комиссией по атомной энергии. [c.126]

Вовлечение в оборот продуктов деления повышает экономическую эффективность работы АЭС, открывает возможность реализации новых технологий в науке, промышленности и медицине. Сегодня наметилась тенденция всё более полного использования осколочных радионуклидов, что в определённой степени смягчает проблему обращения с радиоактивными отходами. Анализ рынка радионуклидов показывает, что рост их производства в ближайшие годы во всём мире не только насущен или необходим, а это уже состоявшаяся реальность. [c.530]

Введение. Сама по себе постановка задачи о сжигании актинидов предполагает, что актиниды — это отход, от которого нужно избавиться. В действительности актиниды попали в разряд отходов но одной простой причине — все они обладают способностью к спонтанному (естественному) распаду, испытывая а, /5+, /3 распады или спонтанное деление. Они рано или поздно превратятся в стабильные нуклиды свинец или висмут, либо в продукты деления — ядра средних масс. [c.160]

Наименьшее суммарное количество актинидов в ЯЭ будет в случае замкнутого топливного цикла по всем актинидам. При этом, чем меньше время нахождения топлива во внешнем топливном цикле, и чем выше плотность скоростей реакций, тем ниже эти равновесные уровни. Следует, однако, иметь в виду, что количество актинидов никогда не будет нулевым или даже пренебрежимо малым до тех пор, пока не будет прекращено производство ядерной энергии. И в случае замкнутого топливного цикла актиниды не являются отходом, практически все они рано или поздно подвергнутся реакции деления, и из них будут получены полезные нейтроны, энергия и продукты деления (последние воспринимаются как отходы только в силу незрелости и отсутствия целостности нашего технологического развития). [c.161]

Процесс получения и переработки делящихся материалов обусловливает необходимость решения целого ряда задач, как, например, разделение и использование продуктов деления, удаление и обезвреживание газообразных и жидких радиоактивных отходов. [c.604]

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]

Наиболее значительными по количеству являются жидкие отходы. По характеру образования они могут быть разделены на группы радиоактивных сбросных вод и сбросных технологических растворов. Сбросные воды появляются в результате промывки помещений, дезактивации оборудования, охлаждения реакторов и аппаратов, работы прачечных, санпропускников и душевых установок и т. д. При осуществлении технологического процесса в различных узлах схемы получаются солевые растворы, содержащие продукты деления и обладающие различной радиоактивностью. Спектр осколков в этих растворах связан с условиями их образования и изменяется со временем. Поэтому сбросные растворы для уменьшения суммарной радиоактивности выдерживаются в течение определенного времени независимо от характера дальнейшей обработки. [c.633]

Рис. 10.1. Схема получения технеция из отходов плутониевого производства (ПД — продукты деления РЗЭ — редкоземельные элементы).

При работе ядерного реактора в нем накапливаются продукты деления. Они захватывают нейтроны, снижая эффективность действия реактора. Поэтому приходится периодически останавливать реактор, чтобы возобновить в нем запас ядерного топлива. Удаленные из реактора топливные стержни вначале имеют очень высокую радиоактивность. Первоначально предполагалось хранить их несколько месяцев в бассейнах рядом с реактором, пока не снизится интенсивность распада короткоживущих радиоактивных ядер, и затем перевозить в экранированных контейнерах на заводы по восстановлению ядерного топлива, где его надлежало отделять от продуктов деления. Однако эти заводы плохо работали из-за непрекращавшихся производственных трудностей, а транспортировка ядерных отходов по железным дорогам вызывала сильные протесты общественности. Даже если бы удалось преодолеть трудности, связанные с транспортировкой, высокая радиоактивность отработанного топлива делает его вое- [c.271]

При восстановлении ядерного топлива уран отделяют от ядерных отходов и наполняют им новые топливные стержни. После этого возникает проблема, как избавиться от оставщихся продуктов деления. Главная трудность заключается в их хранении, так как продукты деления чрезвычайно радиоактивны. По имеющимся оценкам, для того чтобы их радиоактивность снизилась до уровня, приемлемого для биологической дозы излучения, продолжительность хранения продуктов деления должна достигать 20 периодов их полураспада. Одним из наиболее долгоживущих и опасных продуктов деления является стронций-90 с периодом полураспада 28,8 лет, и поэтому считается, что ядерные отходы должны храниться 600 лет. Если бы из них предварительно не удаляли плутоний-239 с периодом полураспада 24000 лет, то отходы нужно было бы хранить еще дольще. Однако удаление плутония-239 представляет интерес в связи с тем, что он тоже может использоваться как делящееся ядерное топливо. [c.272]

Извлечение рубидия и цезия из радиоактивных отходов. В связи с развитием ядерной энергетики переработка радиоактивных отходов энергетических реакторов превратилась в серьезную проблему. Появилось много исследований по выделению ряда элементов из растворов низких концентраций, что объясняется как необходимостью очистки сточных вод от продуктов деления перед сбросом, так и самостоятельным интересом к получению некоторых соединений и препаратов. Примером может служить получение у-источников, главным образом на основе s-137, которые используются в различных отраслях народного хозяйства [10]. Среди радиоактивных отходов s-137 — долгоживущий радиоактивный изотоп — занимает особое место. Он выделяется при реакции деления в относительно большом количестве и определяет активность продуктов деления после длительного периода их охлаждения . Поэтому выделение цезпя (и стронция) из радиоактивных отходов — решающий вопрос для безопасности длительного хранения отходов. Селективное выделение рубидия из радиоактивных растворов представляет практический интерес из-за стабильности его изотопов - [c.131]

Для удаления продуктов деления из урановых стержней последние растворяют в HNO3. Кислый раствор уранилнитрата U02(N03)2 после добавления NaNOa экстрагируют, например, трибутилфосфа-том (ТБФ) в непрерывном противоточном экстракторе (пурекс-про-цесс). Все радиоактивные отходы, в том числе цезий и рубидий, кон- [c.131]

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]

В работах Эль-Губейли и др. [178, 179] дается обзор исследований, проведенных в АРЕ, по возможности удаления в землю жидких отходов низкого уровня активности, содержащих продукты деления, ионы UO2+, Th + и др. Авторы нашли, что песок и египетский вермикулит в мелкозернистом состоянии хорошо поглощают катионы, а анионы совсем не поглощаются песком и лишь слабо — вермикулитом. Крупнозернистый песок плохо сорбирует и катионы. [c.100]

Получение. Т. выделяют из смеси продуктов деления и-отходов атомной том-сти, используя ионный обмен, осаждени экстракцию. С наиб, выходом" образуются Тс (6,06%), Тс (5,6%), Тс (4,3%). В реакторе мощностью [c.561]

Извлечение ргщиоактивного изотопа 1 Ся (Т,д 33 г, продукт деления и в адерных реакторах) из р-ров, полученных при переработке радиоактивных отходов адерных реакторов, осуществляют методами соосаждения с гексацианоферратами Ре, N1, 2п или фосфоровольфраматом аммония, ионного обмена на гексацианоферрате №, фосфоровольфрамате аммония и др., экстракционным. [c.332]

В связи с широким развитием ядерной энергетики серьезной проблемой становится переработка радиоактивных отходов, образующихся в результате работы энергетических реакторов, в которых в качестве горючего часто используется уран-235, делящийся при захвате медленных нейтронов. Радиоактивные отходы или осколки деления постепенно зашлаковывают реактор и после разложения 10—20% имеющегося в нем активного материала вызывают такое падение реактивности, что требуется полная переработка тепловыделяющих элементов (стержней и блоков) с очисткой нх от накопившихся вредных примесей, имеющих огромные сечения захвата тепловых нейтронов [308]. Состав продуктов деления зависит от делящегося вещества, времени его облучения, энергии нейтронов, времени охлаждения после облучения и т. д. (табл. 19). [c.319]

Для удаления продуктов деления из урановых стержней последние растворяют в азотной кислоте и образующийся кислый раствор уранилнитрата после добавления нитрата натрия экстрагируют трибутилфосфатом в непрерывном противоточном экстракторе (пурекс-процесс). Все радиоактивные отходы, в том числе цезий и рубидий, концентрируются в водной, а уран и плутоний — в органической фазе. Применяются и другие процессы [308, 311] разделения ядерного горючего (бутекс-процесс , висмут-фосфат-ный процесс, редокс-процесс , ТТА-процесс, торекс-процесс и т. д.). От этих процессов зависит состав радиоактивных отходов (табл. 20) и в конечном итоге — выбор того или иного метода выделения цезия и рубидия [286, 311—315]. [c.320]

С другой стороны, для изготовления источников излучения, имеющих наибольшее практическое значение, требуется максимальная удельная активность продукта. Поэтому метод извлечения цезпя и.з промышленных отходов должен обеспечивать тщательную очистку цезия от всех посторонних примесей. ]Заиболь-шую трудность представляет очистка цезия от рубидия, стабильные изотопы которого входят в число продуктов деления. [c.21]

Переработка отходов от Редокс-процесса отличается главным образом тем, что кристаллизация квасцов для отделения цезия производится в начале процесса. Короткоживущие продукты деления выделяют отдельно из свежеоблученного урана. Из раствора урана, после извлечения йода и ксенона, выделяют цирконий и ниобий адсорбцией на силикагеле, затем отделяют уран экстракцией трибутилфосфатом. Далее отделяют редкие земли от щелочных земель соосаждением с оксалатом лаптана и разделяют обе группы на индивидуальные продукты деления при помощи ионного обмена. Из короткоживущих изотопов получают МЬ , Ва , [c.23]

Удаление радиоактивных ксенона и криптона иэ смесей с другими газами представляет определенный интерес для ядерной индустрии. Возможность осуществления удаления путем избирательного проникания через мембраны иа силиконового каучуаз. изучалась Комиссией США по атомной энергии, и подробная информация об экспериментальных результатах и экономике процесса содержится в работах /72-75/. Процесс очистки от загрязнений можно применять для следующих газов а) воздуха помещений, в которых установлены ядерные реакторы, после случайной утечки продуктов распада б) газовых отходов из установок для обработки истощенного реакторного топлива в) газов, которые используются для создания защитной оболочки в некоторых типах ядерных реакторов (например, таких, как охлаждаемые расплавами солей или натрием реакторы с расширенным воспроизводством ядерного топлива, которые непрерывно выделяют газообразные продукты деления). На фиг. 18 показана схема газоразделительной установки для извлечения ксенона и криптона из аргоновой защитной оболочки охлаждаемого натрием реактора на быстрых нейтронах мощностью 1000 МВт. Через установку необходимо непрерывно пропускать небольшой поток защитного газа, удаляя иэ него значительное количество радиоактивных благородных газов, образующихся в качестве продуктов деления, чтобы стало возможным возвращение более 90% питательного газового потока в реактор или выпуск его в атмосферу. Выходящий из верхней части газоразделительной установки газ, содержащий концентрированный ксенон и криптон, сжимают до 155 ати и отправляют в обычный цилиндрический резервуар. Производительность, размер и затраты на установку дпя трех скоростей выделяемого газа, вычисленные в работе /75/, приведены в табл. 6. Значения скорости соответствуют рециркуляции 90,99 и 99,8% питательного потока после снижения радиоактивности возвращаемого газа до приемлемого уровня. [c.361]

Экстрагирование из смеси твердых веществ (выщелачивание) широко применяется в гидрометаллургии, т. е. при мокром извлечении металлов и их соединений из руд, рудных концентратов и промышленных отходов как пример можно привести отделение зфана от продуктов деления после ядерного реактора. Экстрагирование применяется также в производстве пищевых продуктов, лекарств и т. д. При выщелачивании в качестве растворителя часто используется вода и оборотные водные растворы (щелока). В качестве примеров можно привести выщелачивание хлористого калия из сильвинита, выщелачивание едкого натра из спека феррита натрия, сернистых натрия и бария нз плавов, алюмината натрия в производстве глинозема методом спей [c.120]

Радиохимическая переработка отработанного топлива, упаковка и захоронение радиоактивных отходов — исключительно важная проблема, поскольку стоимость переработки использованного топлива намного (примерно в 40 раз) превышает стоимость извлеченного при этом урана. Кроме того, в существующих радиохимических схемах переработки производится извлечение плутония, что увеличивает риск распространения ядерного оружия. Вследствие этого одна из ведущих ядерных держав — Соединенные Штаты Америки — ввела временный мораторий на переработку отработанного топлива АЭС и организовала хранение в государственных хранилищах. Однако ряд стран (в том числе Россия и США) продолжают исследования, направленные на дальнейшее разделение радиоактивных отходов на составляющие и поиски путей их надежной локализации и даже частичной ликвидации. В частности, представляется целесообразным выделение из продуктов деления в отдельную группу наиболее радиационноопасных а-излучающих радионуклидов, накопившихся в топливе, таких как америций, кюрий и других более тяжелых трансплутониевых элементов, для их последующего отдельного захоронения на более длительное время — примерно 10 лет (см. табл. 9.9.), а также выделение в отдельную группу долгожтущих (7 > 10 лет) 3-излуча-ющих продуктов деления, приведенных в табл. 9.8. При этом значительно сократятся объемы захораниваемых на длительное время а-излучающих нуклидов (из табл. 9.9 видно, что суммарная масса трансплутониевых радионуклидов составляет всего около 120 г на [c.170]

Предлагается после вьщеления накопившихся в топливе изотопов трансурановых элементов подвергнуть их нейтронной трансмутации в ядерных реакторах. Предполагается при этом, что трансмутации подвергаются также продукты деления с ярко выраженными мшра-ционными свойствами, такие как " 1 и Тс. Конечная радиотоксичность а-излучающих радионуклидов после длительного облучения высокими потоками нейтронов должна быть сравнима с радиотоксичностью пррфодно-го урана вместе с его продутсгами распада. Такие радиоактивные отходы можно захоранивать в тех местах на Земле, откуда была взята урановая руда. Принцип радиационной эквивалентности предполагает замыкание топливного цикла в определенную организацию потоков ядерных материалов с достаточно низкими потерями радионуклидов при переработке облученного топлива. Предполагается также, что после нескольких сот лет выдержки часть радиоактивных отходов, эквивалентных по радиотоксичности извлеченному урану, может быть окончательно захоронена в геологических формациях, оставшихся после добычи урана [13]. [c.170]