Справочник химика 21

Химия и химическая технология

Статьи Рисунки Таблицы О сайте English

Радиохимические заводы

    На радиохимических заводах Франции используют пульса-ционный фильтр периодического действия, конструкция которого несколько изменена ио сравнению с описанной. [c.194]

    При переработке топлива на радиохимических заводах в выбросах присутствуют Н, С, Сз, " 1 и радиоактивные изотопы трансурановых элементов. В формировании доз облучения населения большое значение имеют радионуклиды Н, " С, Кг, " 1, которые в процессе миграции рассеиваются по всему земному шару. Однако доза облучения населения за счет всего топливного ядерного цикла небольшая и составляет не более [c.33]


    Основная масса образовавшихся во всем мире долгоживущих радионуклидов находится в хранилищах отработанного топлива, на радиохимических заводах, ведущих его переработку, и в хранилищах высокоактивных отходов. [c.168]

    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]

    В книге содержатся сведения по многим проблемам современной атомной технологии, в особенности по переработке облученного горючего, в том числе и жидкого горючего атомных реакторов, а также по разделению изотопов. Большое внимание уделяется вопросам экономики и. эксплуатации радиохимических заводов. Специальная глава посвящена проблемам удаления и переработки радиоактивных отходов. Для работников про- [c.9]

    Следует всегда помнить, что во всех работах о радиоактивными продуктами имеет место излучение. В гл. И рассмотрены те неудобства, которые возникают на радиохимических заводах в связи с необходимостью обеспечения биологической защиты. Заметное влияние оказывает излучение на конструкционные материалы, реакторное горючее, химические реагенты, применяемые при переработке горючего, теплоносители в реакторах и материалы, используемые иа заводах. [c.226]

    Планировка радиохимического завода [c.275]

    Защита от излучений на радиохимических заводах [c.280]

    Эксплуатация радиохимических заводов [c.294]

    На радиохимических заводах работа ведется в основном двумя способами непосредственно и дистанционно. При непосредственном обслуживании, для того чтобы рабочие могли войти в рабочую зону, нужный участок подвергается дезактивации. При дистанционном способе работы участок проектируется таким образом, чтобы вышедшее из строя оборудование могло быть заменено при помощи дистанционно действующих манипуляторов. Поэтому входить в рабочую зону при наличии средств дистанционного обслуживания нет никакой необходимости. Предложен и третий, так называемый подводный, способ работы, когда зона переработки залита водой и ремонт проводится при помощи специальных длинных шпатовых манипуляторов, проходящих сквозь подвижную прозрачную водную защиту. [c.294]


    Уже указывались факторы, из-за которых заводы, перерабатывающие высокорадиоактивные продукты, оказываются значительно более сложными, чем обычные химические заводы. Эти же факторы совершенно по-разному влияют на стоимость сооружения. В связи с тем что радиохимические заводы обслуживаются дистанционно, не удивительно, что стоимость средств управления на этих заводах приближается к стоимости технологического оборудования. Специальное оборудование для отбора проб и для ввода высокорадиоактивных материалов в рабочую зону стоит больше, чем оборудование для проведения процессов переработки. Это объясняется необходимостью иметь специальную защиту, требующую большого количества свинца. Стоимость [c.298]

    Радиохимический завод, построенный для переработки отработанного горючего на основе высокообогащенного урана, должен переводиться на переработку плутониевых твэлов. Какие особенности завода должны быть пересмотрены и, по-видимому, изменены для обеспечения безопасной работы  [c.301]

    Регенерированный на радиохимическом заводе уран возвращают в топливный цикл, плутоний, в зависимости от типа реактора и состояния ядерной топливной базы, или хранят в виде диоксида плутония, или отправляют на предприятия по изготовлению смесевого [c.33]

    Поведение радионуклидов при плазменной переработке нитрата регенерированного урана па оксиды урана и раствор азотной кислоты исследовано экспериментально. Работа выполнялась на высокочастотной плазменной установке, аппаратурная схема которой показана на рис. 4.28. В качестве сырья была использована смесь продуктов различных радиохимических заводов, перерабатывающих облученное ядерное топливо уран-графитовых и легководных энергетических реакторов. Среднее содержание определяемых радионуклидов в исходной смеси приведено в табл. 4.21. [c.228]

    Технология, применяемая на радиохимическом заводе комбината Маяк . Схема обращения с перечисленными в табл. 15.1 тремя группами жидких радиоактивных отходов на радиохимическом заводе комбината Маяк [2] показана на рис. 15.4. Высокоактивные отходы подразделяют на текущие и накопленные (со времени пуска [c.714]

Рис. 15.4. Схема обращения с жидкими радиоактивными отходами на радиохимическом заводе комбината Маяк Рис. 15.4. <a href="/info/1372054">Схема обращения</a> с <a href="/info/329010">жидкими радиоактивными отходами</a> на <a href="/info/576369">радиохимическом заводе</a> комбината Маяк
    В 70-е и 80-е годы в ряде стран (СССР, Франция, Великобритания, затем Япония) были построены радиохимические заводы, на которых [c.731]

    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]

    По прошествии достаточного времени выдержки топливные элементы перевозятся на радиохимические заводы по их переработке для извлечения урана и плутония. Остатки после извлечения, называемые высокоактивными отходами, должны помещаться в соответствующие хранилища. На практике из-за ограниченной мощности перерабатывающей промышленности только около 5 % отработанного топлива реакторов подвергаются переработке (в Великобритании — в Селлафилде, во Франции — в Кап-де-ла-Аг и Маркуле, а также в Японии и в России). Остальные 95 % пока остаются на длительное хранение, обычно неподалеку от реактора. Суммарная мощность атомных электростанций во всем мире составляет около 300 ГВт, и, учитывая, что отработавшие твэлы и радиоактивные отходы непрерывно накапливаются, можно предположить, что количество отходов, которые надо захоронить, на сегодняшний день огромно. [c.168]

    Эти условия пеобходимо принимать во внимание при проектировании всех участков радиохимических заводов хранилища переработанных продуктов, отделения регенерации горючего, операторской зоны, отделения для проведения анализов и отделения переработки отходо . [c.275]

    Следовательно, исключительно важным участком радиохимического завода является отделение переработки этих огхолов. Почти вся активность отработанного горючего концентрируется в отходах первого цикла, которые хранятся в подземных бассейнах на территории завода в течение многих лет. Малоактивные жидкие и [c.277]


    Типичньим проектом радиохимического завода может служить проект завода химической нереработки горючего в штате Айдахо, обш,ий план которого показан на рис. 11.1, а поперечный разрез —на рис. 11.2. На рис. 11,1 можно видеть, что камеры имеют защиту [c.277]

    Так как энергия а-частиц полностью гасится на коротком. ра1Сстоян1ИИ от источника, нет не О б ходим ости в экранировании чистых а-излучателей. Но при попада-НИ И их внутрь организ. ма они могут вызвать серьезные осложнения вблизи от мест отложения. Естественный уран и торий имеют настолько низкую собственную а-ак-тивность, что обычно не считаются опасными излучателями. Практически единственным опасным а-излучате-лем, с которым приходится встречаться на радиохимических заводах, является плутоний, главным образом изотоп Хотя период его полураспада достаточно [c.287]

    Параметры, приведенные в табл, 11,1, определены для условий возникновения цепной реакции. Например, в экспериментах по определению критичных условий в водных растворах испытывал ись фторидные растворы, хотя на радиохимических заводах обычно работают с нитратными растворами. Заметим, что сечение поглощения тепловых нейтронов для фтора равно 0,009 барн, в то время как для азота — 1,78 барн. Аппарат может оказаться окруженным водой— отличным отражателей нейтронов — либо в связи с конденсацией пара в паровой рубашке, либо в случае аварийного разлива воды в камере. Поэтому параметры, приведенные в табл, 11,1, рассчитаны для сосудов, потруженных в воду. Эти параметры недействительны в том случае, если делящийся материал распределен в замедлителе, [c.290]

    На заводе с непосредственным обслуживанием участки, соответствующие отдельным операциям, изолированы друг от друга и размещены в камерах, снабженных защитой (см. рис. П.1). Поэтому ремонт оборудования может проводиться без полной дезактивация завода. Часто в одной камере для защиты отдельных злов установки монтируются защитные экраны. Если позволяют условия, сосуды и камеры снабжаются специальными соплами для введения дезактивирующих растворов. Сосуд, подвергающийся дезактивации, обмывается водой и обрабатывается паром. Затем следует обработка при повышенной температуре (температуре пара) такими коррозионноактивными растворами, как азотная или лимонная кислота или раствор соли щелочного металла винной кислоты. Каждая из таких обработок длится несколько часов, причем растворы з процессе обработки часто обновляются. Если обработка этими растворами не дает удовлетворительного результата, сосуды дезактивируют более сильными реагентами, такими, как щавелевая кислота или фторидно-азотно-кислый раствор. При применении этих реагентов не требуется нагрева. Раствор сульфата хрома (И) эффективно снимает поверхностную пленку с нержавеющей стали. Для дезактивации на радиохимических заводах успешно применялись определенные реагенты, созданные частными фирмами, но для того чтобы избежать образования взрывоопасных смесей органических ком- [c.295]

    Рассматривая возможные пути сииж ения стоимости заводов, мы сталкиваемся с тем, что стоимость технологического оборудования составляет очень малую часть общей стоимости. Поэтому замена одного процесса другим той же сложности или использование других типов оборудования мало влияет на экономику. По если процесс можно упростить таким образом, что это позволит исключить из него часть оборудования, то одновременно уменьшатся длина трубопроводов, средств управления и объем защиты. Использование непрерывного процесса вместо периодического позволяет уменьшить количество переливных емкостей. Однако в связи со сложностью и высокой стоимостью обслуживания надежность работы не должна приноситься в жертву этим упрощениям. Имеется два пути снижения стоимости радиохимических заводов 1) разработка более простых процессов, что позволит строить меньшие и поэтому более дешевые заводы 2) применение сушествуюших методов, ио-воз- [c.300]

    Экстракционно-реэкстракциоппый аффинаж также нашел широкое применение при получении и регенерации ядерного топлива реакторов на тепловых нейтронах. В связи с пуском в эксплуатацию в России, Франции, Англии и Японии радиохимических заводов для извлечения плутония и регенерации урана из отработавшего топлива энергетических и транспортных ядерных реакторов роль экстракции еще более возрасла, хотя она и имеет ограничения при переработке отработавшего топлива реакторов на быстрых нейтронах. [c.37]

    Первая очередь радиохимического завода российского комбината Маяк перерабатывает облученное ядерное топливо энергетических реакторов ВВЭР-440, БН-600 и топливо транспортных и исследовательских реакторов могцностью 60 -Ь 70 т/г. Вторая очередь имеет мощность 150 -г 200 т/г. третья предусматривает переработку облученных ТВЭЛов реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 и рассчитана на мощность реакторов 26 10 кВт [2]. С момента пуска радиохимического завода к 1997 г. переработано 3000 т облученного топлива в пересчете на уран хранится 20 т энергетического плутония, который планируют использовать в качестве (II Ри)-топлива реактора БП-800. Завод имеет мощности для переработки 400 т/г. облученного ядерного топлива. [c.709]


Смотреть страницы где упоминается термин Радиохимические заводы: [c.13]    [c.169]    [c.176]    [c.4]    [c.274]    [c.275]    [c.281]    [c.285]    [c.295]    [c.411]    [c.32]    [c.229]    [c.283]    [c.714]   
Смотреть главы в:

Химия в атомной технологии -> Радиохимические заводы


Химия в атомной технологии (1967) -- [ c.274 , c.301 ]




ПОИСК







© 2025 chem21.info Реклама на сайте