Продукты деления переработка

Р. X. зародилась в 1895-96, первым наблюдаемым эффектом явилось почернение фотографич. пластинки в темноте под действием проникающего излучения (см Радиоактивность). Впоследствии была обнаружена способность лучей радия разлагать воду, стали появляться работы, посвященные хим действию излучения радона и др радиоактивных элементов, а также рентгеновских лучей на разл в-ва Интенсивное развитие Р х началось с 40-х гг. 20 в в связи с работами по использованию атомной энергин Создание ядерных реакторов и их эксплуатация, переработка и выделение продуктов деления ядерного горючего потребовали изучения действия ионизирующих излучений на материалы, выяснения природы и механизма хим превращений в технол. смесях, обладающих высокой радиоактивностью. При разработке этих проблем Р х тесно взаимодействует с радиохимией. [c.150]

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]

Способность многих нерастворимых окислов в форме водных суспензий сорбировать катионы или анионы часто усложняет проведение операций аналитического разделения, так как удалить ионы примесей очень сложно. Это явление неоднократно объяснялось различными причинами, однако его исследование как одной из областей химии ионного об-мена началось лишь после открытия, сделанного в 1943 г. [1]. Исследователи обнаружили, что нерас/ творимое соединение фосфат циркония можно применить для отделения урана и плутония от продуктов деления. С тех пор ионообменниками этого типа начали интересоваться в ряде стран причиной тому была их высокая устойчивость к действию ионизирующей радиации, высоких температур и большинства химических реагентов. Особое внимание к ним было проявлено в тех странах, в которых планировалось использование ядерной энергии, что связано с химической переработкой ядерного топлива, материалов, используемых в качестве замедлителей, и охлаждающей воды в реакторах, работающих при высоких температурах и давлениях. [c.113]

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]

При переработке отработанного горючего ядерных реакторов с целью регенерации неизрасходованной части делящихся материалов получают большие количества радиоактивных элементов— продуктов деления.Многие из радиоактивных продуктов деления успешно применяются в народном хозяйстве. Среди пих можно назвать у-излучатели— s , e и др. Р-излучатели—Зг , Рт и т. д. (см. стр. 14). [c.11]

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

Наибольшая возможная эмиссия радиоактивности обусловлена работой радиохимических заводов, на которых из отработанного топлива извлекаются плутоний и уран. Это связано с тем, что при нормальной работе реактора происходит только весьма незначительная утечка газообразных и летучих продуктов деления, в основном Н и Кг, в то время как в процессе переработки топлива выделяется значительное количество " 1, и с. Интенсивность, с которой эти продукты выделяются в окружающую среду, зависит от того, в какой мере радиохимический завод оборудован системами удержания различных радионуклидов. [c.171]

При выделении или очистке трансплутониевых элементов часто необходимо отделять плутоний (IV). В общем случае переработка облученных трансурановых элементов включает отделение матричных элементов, продуктов деления, выделение плутония (нептуния) и трансплутониевых элементов. Облучение 237 р Ат приводит к образованию смесей изотопов плутония [c.276]

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

Выделение продуктов деления. Методы, разработанные для переработки облучённого ядерного топлива, делятся на два больших направления водные (гидрометаллургические) и сухие (пирохимические) методы. К водным методам относятся осадительные, экстракционные, хроматографические из группы сухих методов в технологии получения радионуклидов используется лишь сублимация. [c.516]

Радиохимическая переработка ОЯТ способствует сохранению природных ресурсов. Отработавшая топливная кассета, выгруженная из реактора, всё ещё содержит ценные компоненты, среди которых продукты деления составляют всего 3% от общей массы отработавшего топлива, а содержание урана и плутония в этом топливе равняется соответственно 96% и 1%. [c.516]

Обычно ОЯТ выдерживается в пристанционных хранилищах не менее года. За это время короткоживущие продукты деления в значительной степени распадаются, и общая активность ядерного топлива снижается примерно в 100 раз [4]. Такая выдержка или охлаждение топлива необходима, поскольку непосредственно после извлечения из реактора его активность столь высока, что вызывает серьёзные затруднения при переработке, связанные с радиационными повреждения реагентов, необходимостью увеличения толщины биологической защиты и т. д. В выдержанном ядерном топливе основную долю активности составляют радионуклиды 2г, N5, 5г, Ри, РЬ, V, Ьа, Се, Рг, N(1, Рт, Ва, Те, I, Сз. Более длительная выдержка ОЯТ нецелесообразна, поскольку дальнейшее уменьшение активности продуктов деления происходит уже значительно медленнее. Выдержанное топливо подвергается химической переработке с целью регенерации урана и извлечения накопившегося плутония. Одновременно с этим из топлива извлекаются и осколочные радионуклиды, представляющие интерес для практического использования в промышленности, медицине или научных исследованиях. [c.517]

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]

Получение. Технология У. тесно связана с урановым топливным циклом (см. Ядерный топливный цикл) и состоит из четырех составных частей, отличающихся изотопным составом перерабатываемых в-в и целями переработки. Производят соед. У. с прир. соотношением изотопов (цель - концентрирование и очистка, подготовка к рщделению изотопов или произ-ву Ри) соед., обогащенные изотопом 1) (цель -произ-во твэлов ядерных энергетич. установок в виде диоксида или сплавов У., а также ядерного оружия) соед., обедненные изотопом (цель - безопасное хранение, применение вне энергетики) соед., полученные из облученного ядерного горючего (т. наз. радиохим. произ-во, цель - отделение от Ри и Np, очистка от продуктов деления, подготовка к разделению изотопов и повторному изготовлению твэлов). Кроме того, создаются основы технологии У. применительно к уран-ториевому ядерному топливному циклу (высокотемпературные газовые ядерные реакторы с топливом из ТЬ и в виде смешанных диоксидов или карбидов) и к уран-плутониевое циклу (реакторы на быстрых нейтронах с топливом из Ри и 1) в виде смешанных диоксидов). [c.42]

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 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]

Вайнчестер и Меремен [729] использовали экстракцию вторичными аминами при переработке и очистке сплава, содержащего 300 г плутония, продукты деления, а также железо и кобальт. Наилучшим экстрагентом оказался раствор, содержащий 35 объемн. % вторичного амина, 10 объемн. % децилового спирта и 55 объемн. % растворителя ВТ фирмы Галф . [c.342]

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]

U в растворах, образующихся в процессе переработки отработанных урановых блоков, обогащенных с предварительным отделением от других продуктов деления и от посторонних элементоЕ экстрагированием в 3%-ный раствор трибутилфосфата в н. гексане. Уран выделяли из органической фазы в виде UO -2Н2О, растворял в 12 jV HNO3, раствор выпаривали на металлической нити и относительное содержание изотопов определяли на масс-спектрометре. [c.236]

Развитие ядерной индустрии дало мощный импульс широкому распространению экстракции неорганических веществ. В настоящее время без использования процессов жидкостной экстракции немыслимы как производство нового, так и переработка облученного ядерного горючего. Экстракция специально подобранными эффективными экстрагентами (трибутилфосфа-том (ТБФ), аминами, фосфорорганическими кислотами) используется в технологиях производства ядерного горючего для разделения и очистки плутония, отделения урана и тория от продуктов деления после выщелачи- [c.35]

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]

Выделение рутения. При переработке выдержанных растворов, содержащих продукты деления, в растворе после отделения осадка оксалата кальция из радиоизотопов содержится в основном только Ни. Для его концентрирования в растворе производят осаждение сульфидов меди или иицеля, на которых выделяется 80% рутения. [c.27]

Обычно топливные элементы извлекаются из реактора через 1-3 года работы и помещаются для хранения в охлаждающие бассейны до тех пор, пока не распадутся короткоживущие изотопы. Предварительное (до радиохимической переработки) хранение отработанного топлива на АЭС в течение 6-7 лет приводит в результате радиоактивного распада к уменьшению суммарной активности короткоживущих нуклидов с периодами полураспада менее 250 суток в 10 и более раз. Увеличение времени хранения твэлов на АЭС или радиохимических заводах до 20 лет приводит к практически полному радиоактивному распаду большей части продуктов деления. Последующее долговременное хранение выделеншлх высокоактивных продуктов деления в основном связано с представленными в табл. 9.8 се- [c.168]

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]

Наряду с описанной формой экстракции в промышленную пракгику начинают широко входить методы экстракции с помощью таких экстрагентов, которые образуют с экстрагируемым веществом комплексные соединения и благодаря эгому практически полностью извлекают его из исходного раствора. Эти методы применяются для извлечения урана в процессе переработки его руд, для выделения урана и плутония из продуктов деления, получаемых в ядерных реакторах, И др. [c.331]

При анализе продуктов деления, проводимого в рамках программ по ядерной энергетике (определение степени выгорания и анализ продуктов переработки ядерного горючего), в основном приходится иметь дело с высокорадиактивными образцами отработанного реакторного горючего, содержание долгоживущих и стабильных изотопов продуктов деления в которых измеряется несколькими процентами. Напротив, при изучении природы ядерных реакций основное в,нимание уделяется короткоживущим продуктам деления, имеющим периоды полураспада от долей секунды до нескольких минут. [c.329]

Образцы продуктов деления могут содержать способные к радиоактивному распаду элементы главным образом это — уран и плутоний, а также другие актиноиды, добавляемые в процессе переработки реагенты, легирующие элементы и компоненты материалов оболочки. Абсолютное и относительное oдepжa ни различных продуктов деления зависит от интенсивности облучения и времени охлаждения образцов. [c.329]

Для экстракционно-хроматографического разделтия продуктов деления применяются различные модифицированные варианты технологических процессов переработки адерного горючего, таких, как пурекс-процесс, приведенный на рис. 1 (табл. 2). [c.338]

Разработан метод определения нептуния в растворах продуктов переработки ядерного горючего 1[10]. Использована колонка с набивкой ТЛА—HNO3 гранулированный кель-F разделение проводилось при пропускании 0,1 М раствора железа(П) в 2 М HNO3, который содержал до 100 г/л урана. После промывки колонки азотнокислым раствором сульфамата железа (II) нептуний элюировали ом-есью серной и азотной кислот. Метод высокоизбирателен по отношению к нептунию (IV) и позволяет эффективно отделять продукты деления, плутоний и уран. Он был использо- [c.340]

В сбросных растворах переработки ядерного горючего часто-необходимо определять содержание америция и кю1рия. Сорбция на колонке с кизельгуром, на который нанесена 0,3 М Д2ЭГФК,— подходящий экстракционно-хроматографический метод отделения этих элементов. Элюирование 0,1 М раствором НМОз, а затем 0,05 М раствором щавелевой кислоты в 0,01 М НЫОз приводит к удалению многих продуктов деления. Америций и кюрий отделяют при элюировании раствором, имеющим состав 0,05 М ДТПА4-4-1 М молочная кислота и pH 3 лантаноиды и другие продукты деления удерживаются на колоике. [c.341]

Технический персонал, занимающийся переработкой облученного ядерного горючего реакторов-размножителей ( ТЬ), подвергается опасности с точки зрения загрязнения организма природным торием, обогащенным ураном ззи гз4и 235 р- и -у-активными продуктами деления. [c.373]

Знание свойств систем с четырехфтористым ураном имеет большое значение и при переработке отработанного горючего способом сплавления солей. По этому способу металлическое горючее погрул ают, например, в плав NaF—Zra и обрабатывают фтористым водородом, причем покрытие стержней, продукты деления и сам уран превращаются во фториды, растворяющиеся в плаве. Уран выделяют из плава после превращения тетрафторида в гексафторид при действии фтора. [c.157]

Введение нептуния, америция, кюрия и продуктов деления в твердотопливные реакторы на тепловых и быстрых нейтронах может усложнить конструкции этих реакторов, отрицательно сказаться на доказательстве их безопасности, потребует разработки новых видов топлива для них. Локализация ядерного горючего, продуктов деления и организация теплосъёма в активной зоне твердотопливных реакторов будет связана с необходимостью размещения дополнительных конструкционных материалов, что вызовет ухудшение баланса нейтронов. Ухудшение баланса нейтронов в твердотопливных реакторах связано также с паразитным захватом нейтронов продуктами деления, которые в течение всей кампании накапливаются в твэлах активной зоны реактора. Радиационные повреждения конструкционных материалов твэлов ограничивают глубину выгорания топлива в твердотопливных реакторах. Всё это потребует многократной переработки топлива с непрерывной перегрузкой его и, следовательно, вызовет увеличение потерь радиационно токсичных нуклидов. [c.172]

Экстракцию Mo(VI) из хлоридных растворов довольно широко используют для решения прикладных задач. Разработан [1032] комбинированный спектральный метод определения молибдена в гранитах и аналогичных породах, включающий экстракцию элемента ТБФ. Предложены методики экстракционного выделения и последующего определения молибдена в ванадии и ванадатах [1024], индии [851], кобальтово-марганцевых катализаторах и пы-лях рафинирования меди [398], продуктах деления урана-233 и плутония-239 [1037], в металлическом уране [1038, 1040] и его окиси [1040], сталях [1025], никеле [1038, в растворах [346, 399, 1027—1029]. Представляют интерес методы фотометрического определения молибдена, в которых окраска развивается непосредственно в экстрактах после прибавления каких-либо реагентов [1027—1029]. В радиохимии экстракция Mo(VI) из хлоридных растворов может быть использована, например, нри определении радиоизотоиной чистоты препаратов молибдена, вольфрама и рения [621], а в технологии — для выделения молибдена из сложных по составу растворов, в частности, полученных при выщелачивании молибдено-вольфрамовых концентратов [623, 1030, 1034, 1043, 1047] и при переработке кобальто-марганцевых катализаторов и пылей рафинирования меди [397, 398], молибденитовых и шеелито-повеллитовых концентратов и дрз гих продуктов [1045, 1046]. [c.179]

Для повышения степени разделения различных элементов (урана, плутония и продуктов деления) при переработке ядерного горючего процесс экстракции и реэкстрации повторяют несколько раз, т. е. проводят несколько циклов экстракции. [c.450]