Ядерное топливо, регенерация

А н-азотное удобрение Его применяют также в произ-ве ВВ (напр, аммонитов, гранулитов), как реагент для растворения циркониевых оболочек твэлов при регенерации облученного ядерного топлива. Мировое произ-во 14 млн т/год в пересчете на азот (1980) [c.153]

Экстракцию применяют в атомной промышленности для решения двух проблем а) очистки ядерного топлива и конструкционных металлов при выделении их из руд б) регенерации облученного ядерного топлива. Теперь экстракцию используют также для разделения металлов и в различных других областях, не связанных с атомной техникой. [c.655]

Регенерация облученного ядерного горючего. Облученное ядерное горючее можно перерабатывать для регенерации неиспользованного топлива и отделения продуктов распада. Известно несколько способов регенерации ядерного горючего в некоторых из них используют жидкостную экстракцию. По одному способу расплавленный облученный уран экстрагируют несмешивающимися с ним жидкими металлами (медью, серебром) или расплавами солей. Однако этот способ едва ли найдет промышленное применение. Другой способ заключается в мокрой переработке отработанного ядерного горючего — экстракции его из водных растворов, причем известно несколько вариантов регенерации ядерного топлива этим способом, [c.656]

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]

Развитие технологии получения и регенерации ядерного топливного цикла. Вопросы, касающиеся развития технологии получения и регенерации ядерного топлива и дальнейшего совершенствования ядерного топливного цикла, представляются исключительно важными по отношению к конечной стоимости электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, безопасности, дальнейшей социальной адаптации ядерной энергетики и т. п. На развитие этих технологий большое влияние оказывают смежные области техники и технологии [c.27]

В принципе, и безопасность атомной энергетики, и стоимость вырабатываемой энергии определяются совершенством конструкции, эффективностью работы и безопасностью ядерных реакторов, а также эффективностью, стоимостью и безопасностью технологии производства и регенерации ядерного топлива. Известно [6], что стоимость вырабатываемой на любой станции электроэнергии разбивается на три основные составляющие капитальную, топливную и эксплуатационную. [c.31]

Сорбционный, экстракционный и ректификационный аффинаж в технологии получения ядерных материалов. Сорбционный и экстракционный аффинаж нашел широкое применение в технологии получения и регенерации ядерных материалов. Еще на начальных этапах становления и развития урановой технологии был внедрен сорбционный аффинаж урана, в частности сорбция урана из пульп. В дальнейшем использование сорбции расширилось применительно к регенерации урана и выделению плутония из отработавшего ядерного топлива ядерных реакторов на металлическом и оксидном топливе. [c.37]

Радиохимическая переработка отработавшего ядерного топлива и переработка радиоактивных отходов стоит также достаточно дорого — 25,5 % общих затрат. К этой величине следует, но-видимому, прибавить затраты на хранения отработавшего ядерного топлива, которые, включая транспорт, составляют 3,6%. На этой стадии плазменные и частотные процессы также могут находить применение, хотя и в ограниченной мере, до тех пор пока основным направлением регенерации ядерного топлива является экстракция. Применительно к переработке топлива ядерных реакторов на быстрых нейтронах ситуация может измениться более радикально, например при использовании фторидной регенерации облученного ядерного топлива. [c.42]

Простейшая схема I применяется в ограниченном числе реакторов, в которых топливом служит природный уран. Ее осуществление возможно, например, в реакторах на медленных нейтронах с тяжелой водой или графитом в качестве замедлителя и сжатым гелием или ОгО в качестве теплоносителя. Здесь определенная часть превращается в плутоний, что позволяет израсходовать значительное количество до прекращения цепной реакции. В этой схеме имеется только один химический завод, изготовляющий ядерное топливо — металлический уран в виде стержней, пластин или труб. Содержание в отработанном горючем настолько незначительно (0,4% в случае применения ОзО как замедлителя), что его регенерация для повторного использования нецелесообразна, а извлечение плутония экономически невыгодно. [c.13]

При проектировании заводов для регенерации ядерного топлива необходимо учитывать, что перерабатываемый материал выделяет тепло и обладает интенсивным излучением. Эти величины зависят от скорости деления ядер в топливе и продолжительности пребывания его в реакторе, а также от длительности охлаждения до начала переработки. Точный расчет этих величин очень кропотлив, так как количество выделенного тепла и интенсивность излучения зависят от большого числа изотопов. Вигнером и Вэй [7] найдено для этого случая приближенное статистическое [c.53]

ПРОЦЕССЫ РЕГЕНЕРАЦИИ ОБЛУЧЕННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА [c.258]

Электронные конфигурации. Многие из элементов, играющие важную роль в процессах регенерации ядерного топлива, принадлежат к шестому и седьмому периодам периодической системы. Принадлежащие к шестому периоду редкоземельные продукты деления, от лантана до диспрозия, трудно отделимы друг от друга химическими средствами. Близкое сходство химических свойств объясняется их электронными конфигурациями [6 ], как это показано в табл. 7. 6. [c.282]

Среди возможных методов регенерации ядерного топлива внимание химиков и технологов, работающих в области производства атомной энергии и занимающихся проблемами разделения, всегда привлекала фракционная перегонка. И в этом случае атомная энергетика столкнулась с фтором Нужно было превратить металлический уран топливных элементов в гексафторид, окисляя его элементным фтором. Такой процесс связан с выделением большого количества тепла. Когда проходит реакция между твердым веществом и газом, отвод значительных количеств тепла сопряжен с огромными трудностями, а часто и вообще практически невозможен. Вот почему казалось интересным и практически целесообразным в этом случае получать гексафторид урана с помощью жидких фторирующих агентов, обладающих высокими окислительными свойствами. Такие вещества для фтора известны. Это ею галоидные соединения. Они и определили технический прогресс в технологии переработки ядерного горючего. [c.114]

Не говоря уже о возможном использовании в процессах регенерации ядерного топлива, экстракционные хелатообразующие реагенты могут обладать другими ценными свойствами, например как аналитические реагенты. По-видимому, имеет смысл провести систематическое исследование для того, чтобы более полно осознать влияние свойств молекулы на значение соединения в качестве экстракционного реагента. [c.80]

Расплавленные соли. Молибден проявляет прекрасную стойкость во многих расплавленных солях и применяется при получении магния, платины, тория и урана путем электролиза расплавов солей. В производстве чистого магния с помощью молибдена осуществляют электрическое соединение графитовых электродов. Наряду с другими материалами молибденовые катоды применяют при регенерации и очистке использованного ядерного топлива в смешанных расплавах солей, где необходимо избегать загрязнения электролита. [c.179]

Требования, предъявляемые к технологии химических и металлургических процессов, очень строги. Потери расщепляющихся материалов должны быть крайне малыми. Действительно, если, например, в одном цикле выгорание составляет 1 % и эффективность процесса регенерации после каждого цикла равна 99,9%, то 10% общего количества ядерного топлива будет потеряно, прежде чем. оно полностью израсходуется при реакции деления. Радиоактивность продуктов деления настолько велика, что все начальные стадии процессов переработки должны проводиться при дистанционном наблюдении в полностью герметизированных камерах с толстыми стенами и надежной защитой. В этих условиях 99,9%-ный выход многостадийного сложного процесса практически невозможен. Таким образом, наиболее рациональным является повышение степени использования ядерного горючего в каждом цикле. [c.485]

Вскоре, в конце 60-х годов, проявился новый интерес к фторидной технологии, но уже в сфере регенерации отработавшего ядерного горючего легководных энергетических реакторов и, особенно, реакторов на быстрых нейтронах. В начавшемся развитии реакторов на быстрых нейтронах технология переработки с применением фтора имела особое значение. Стремление к сокращению времени удвоения цикла реакторов на быстрых нейтронах вызывало необходимость быстрого обращения топлива и, стало быть, поиска соответствующего метода регенерации облучённого горючего этих реакторов, богатого плутонием (до 30 %) и содержащего много гамма-активных осколков с малым периодом полураспада. [c.175]

Ниже изложены основные принципы переработки облученного реакторного топлива и приведены типичные технологические схемы. Описание схем дано точно в соответствии с имеющимися опубликованными материалами. По литературным данным видно, что изучаются многие методы разделения для регенерации и очистки ядерного горючего. Их можно разбить на две группы водные и безводные процессы, [c.414]

Термин топливный цикл обозначает цикл операций, включающих приготовление топлива, сжигание его в реакторе, хранение и регенерацию, как показано на схеме рис. 1. Детали топливного цикла для каждого определенного реактора определяются технологическими, ядерными и экономическими фактора- [c.29]

НЕПТУНИЯ ГЕКСАФТОРИД NpFe, оранжевые крист. t и i n 54,7б°С (тройная точка) бурно реаг. с И2О. Сильный окислитель. Получ. действием F2 на NpFt выше 250°С или на Np02 при 600—700°С. Образуется при регенерации облученного ядерного топлива. [c.374]

ПЛУТОНИЯ ГЕКСАФТОРИД PuF , светло- или желтокоричневые крист. 51,59 °С, IKim 62,16 °С постепенно разлаг. на РиГ-4 и F2 бурно реаг. с Н2О сильный фторирующий агент и окислитель. Иолуч. действием F2 на PuFi или PuOi при 600—700 °С. Промежут. продукт при регенерации облученного ядерного топлива. [c.450]

Другая проблема заключается в том, что ядерное топливо можно использовать только в течение сравнительно короткого времени, так как запасов природного урана должно хватить, примерно, на 100 лет Этот срок может быть продлен, если все отработанные твэлы будут подвигаться регенерации С от срок можно продлить еще больше, если использовать реакторы-размножители, в которых из нерасщетляющихся тория-232 н ура-на-238 под действием облучения нейтронами получают расщепляющиеся материалы — соответственно уран-233 и плутоиий-239 Но в случае этих реакторов возникают проблемы по сравнению с реакторами обычного типа Поскольку в них расщепляющийся материал иа 20—25% состоит из плутоння-239, то необходимо применять особые меры предосторожности, так как Ри-239 помимо того, что имеет б<М1ьшой период полураспада, является самым ядовитым нз всех известных элементов Для человека максимально допустимая доза составляет не выше 0,001 мг В случае аварии таких реакторов опасность гораздо больше, чем для обычных реакторов [c.220]

С, выше этой т-ры разлаг. с выделением оксидов азота раств. в воде (63% при 10 °С), жидком МНз (79,6% при 25 С), СП., пиридине гигр. Получ. нейтрализацией НМОз газообразным МНз. Примен. азотное удобрение в произ-ве а.чмонитов реагент для растворения циркониевых оболочек твэлов при регенерации облученного ядерного топлива водный р-р — хладагент. Мировое произ-во [c.43]

НЕПТУНИЯ ГЕКСАФТОРИД NpFe, оранжевые крист. (лл и (кпп 54,76°С (тройная точка) бурно реаг. с Н2О, Сильный окислитель. Получ. действием Fj на NpF< выще 250Х или ва NpOj при 600—700°С. Образуется при регенерации (Слученного ядерного топлива. [c.374]

ПЛУТОНИЯ ГЕКСАФТОРИД PuFe, светло- или желто-коричневые крист. t 51,59 °С, кш 62,16 °С постепенно разлаг. на PuF< и Fii бурно реаг. с HiO сильный фторирующий агент и окислитель. Получ. действием Fi на PuF< или PuOj при 600—700 °С. Промежут. продукт при регенерации облученного ядерного топлива. [c.450]

Основные научные исследоваиия относятся к неорганической химни и технологии получения особо чистых элементов, технологии регенерации отработанного ядерного топлива, обезвреживания радиоактивных отходов, разработки и создания источн1п<ов пзлучения на основе радиоактивных нзотоиов, вопросам охраны окружающей среды. [c.612]

Распад СССР в 1991 г. и последовавшая за ним повсеместная деградация науки в России и на всем постсоветском пространстве практически остановила развитие прикладных исследований, касаюгцихся использования плазменного состояния вегцества в технике и технологии, включая и атомную энергетику. В результате практически остановились НИОКР по созданию плазменной техники и развитию плазменной технологии в области получения ядерных и конструкционных материалов, оказались за государственной границей передовые плазменные, высокочастотные и низкочастотные технологии производства оксидного ядерного топлива (Казахстан), получения карбидных и боридных материалов (Грузия, Белоруссия), производства циркония и гафния (Украина) и т. д. Это негативно отражается на уровне современных международных симпозиумов и конференций по плазменной технологии и металлургии, который в 1993-1999 гг. заметно снизился развитие указанных отраслей науки и техники оторвалось от потребностей промышленности, пошло в ширину или по спирали с очень небольшим шагом, перешло в повторение. Многие проблемы, которые решались в СССР на очень высоком уровне (МГД-генераторы, термоядерный синтез, ядерно-водородная энергетика, транспортные ядерные реакторы на гексафториде урана, фторидная регенерация облученного ядерного топлива, лазерное разделение изотопов и пр.), перестали рассматриваться, в результате чего не замедлил проявится кризис в решении этих проблем и на мировом уровне, поскольку вклад в него научных организаций СССР, особенно РФ, был ранее значительным, подчас определяюш им. [c.21]

Широкое внедрение ядерной энергетики в мировой топливно-энергетический цикл стало уже свершившимя фактом. Для многих стран, где атомные электростанции (АЭС) вносят регпаюгций вклад в национальную энергетику, где на промышленном уровне налажены производство и регенерация ядерного топлива, система транспортировки и хранения радиоактивных отходов и где проводятся исследования по широкому вовлечению плутония в ядерный топливный цикл, это событие стало, но-видимому, уже необратимым, несмотря на более или менее активные возражения определенной части населения. Одна из таких стран — Франция, в которой прогресс в производстве электроэнергии на АЭС является на редкость внечатляюш,им за 25 лет с 1973 года доля ядерного производства электроэнергии увеличилось с8% до 78%. Эволюция перестройки энергетики во Франции приведена на рис. 1.1 как пример радикальной переориентации на [c.28]

Принципиальная схема ядерного топливного цикла, ориентированного на использование в качестве топлива металлического урана, диоксида урана или смесевого оксидного уран-плутониевого топлива, выглядит более или менее типовой (см. рис. 1.2). Вместе с тем в схемах, которые применяются в разных странах, существуют некоторые ненринциииальные различия, обусловленные изменениями в аппаратурном оформлении процессов производства и регенерации топлива, типом ядерного энергетического оборудования и, соответственно, некоторыми физико-химическими свойствами промежуточных или конечных продуктов. Однако в большинстве стран, обладающих АЭС и более или менее современным ядерно-энергетическим комплексом, проводятся научно-иследовательские (НИР) и опытноконструкторские (ОКР) работы по совершенствованию и созданию нового ядерно-энергетического оборудования, получению новых видов ядерного топлива, усовершенствованию технологии его производства и переработки после извлечения из ядерного реактора, технологии хранения и обработки радиоактивных отходов и т. п. [c.30]

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]

Из схемы на рис. 15.1 видно, каким образом при экстракциопно-реэкстракционной регенерации урана и выделении плутония из облученного ядерного топлива возникают жидкие радиоактивные отходы. Из этой первичной экстракционной цепи возникают две вторичные урановая и плутониевая. В них проводится экстракционный аффинаж урана и плутония, в результате которого получают их чистые продукты, а также жидкие радиоактивные отходы. [c.709]

Схема незамкнутого ядерного энергетического цикла сформировалась в основном в 50-е годы, и многие его особенности определялись тем, что основной сферой приложения ядерной энергии тогда была военная сфера так развивалась атомная промышленность в США, СССР, Великобритании, Франции, Китае, таким же образом началось ее развитие и в других странах, обладавших или обладаюш,их ядерным оружием Южно-африканской республике, Индии, Пакистане. Несмотря на повсеместный режим секретности, в котором развивались атомная наука и техника, и разные исходные позиции, основные элементы схемы ядерного энергетического цикла в разных странах повторяются, хотя в силу определенных причин имеются и некоторые различия [1]. Последние касаются в основном техники и технологии вскрытия урановых руд (кислоты, гцелочи, подземное, наземное, автоклавное и т.п. выщелачивание урана) выбора экстрагентов и их разбавителей при аффинаже природного и регенерированного урана локации аффинажной технологии природного урана (до или после получения гексафторида урана в последнем случае используют ректификацию) технологии и техники производства гексафторида урана (фторирование тетрафторида урана или оксидного сырья фторирование в аппаратах кипящего или псевдоожиженного слоя или в пламенных реакторах) технологии разделения изотопов урана (диффузионная, центробежная, лазерная) технологии и техники производства ядерного топлива из тетрафторида или гексафторида урана (водные или неводные технологии, пламенные или плазменные реакторы) наличия или отсутствия регенерации урана и т.д. На эти различия сильно влияет тип энергетического реактора (нанример, использование оксидного или металлического ядерного топлива, легководного (Ь УК) или тяжеловодного (САКВи) реактора и т.п.). [c.731]

Экстракционная технология переработки облученного ядерного топлива и последующей регенерации урана заканчивается получением плава гексагидрата нитрата уранила при внедрении плазменной технологии (см. главы 4, 5) процесс заканчивается получением UaOg (или UO2 при использовании растворимого восстановителя), который, в зависимости от технологии разделения изотопов урана, направляют или на карботермическое восстановление урана (если уран будут обогащать по изотопу U-235 по технологии AVLIS), или на производство гексафторида урана (если уран обогащают по диффузионной, центробежной технологиям или по технологии MLIS). Во втором случае обогащенный по изотопу U-235 гексафторид урана направляют на производство оксидов урана по плазменной технологии (см. главы 11 и 12). [c.735]

Когда в 1975 г. в результате неисправности трубопроводов на заводе по регенерации ядерного топлива Уинд скейл в Англии в море попало большое количество цезия-137, содер- [c.121]

На заводе по переработке ядерного топлива тепловыделяющие элементы растворяют, затем извлекают, разделяют и очищают плутоний и уран, причем радиоактивные продукты деления получают в удобном для хранения виде. Некоторые из этих продуктов деления, например являющийся источником Т-излучения, используются для промышленных и медицинских целей, остальные же в течение многих лет хранятся в подземных хранилищах. Процессы, применяемые для регенерации ядерного топлива, более подробно описаны в гл. 7 и 8. На рис. 1. 12 приведен общий вид одного из заводов по регенерации ядерного топлива Комиссии по атомной энергии (КАЭ) США в Хэнфорде. [c.17]

Эти процессы в применении к облученному топливу сходны с экстракционными процессами, описанными в гл. VI. Однако число операций при регенерации ядерного топлива значительно превышает число операций при экстракционной очистке сырьевых махериалов, так как количество подлежащих разделению компонентов в облученном топливе намного больше, а требуемый коэффициент очистки—чрезвычайно высок. Экстракционные процессы в промышленном масштабе разработаны для разделения плутония, урана и продуктов деления, для отделения обогащенного урана от продуктов деления и для разделения урана, тория и продуктов деления. При помощи этих процессов все виды ядерного горючего и сырья, служащего для получения вторичного ядерного горючего, извлекаются очищенными от продуктов деления. I [c.318]

Источник 1 — найдены в высокоактивных радиоактивных отходах заводов по регенерации ядерного топлива как государственных, так и частных 2 — найдены в других отходах ядерной энергетики, таких, как отходы оболочек отработенного топлива, выделения из реакторов и отходы при добыче и измельчении руд 3 — найдены в отходах иного, чем ядерная энергетика, происхождения, таких, как ядерные тепловые источники, источники облучения и биомедицинские приложения. [c.99]

Редкими металлами в совр. технике условно называют нек-рые химич. элементы, в большинстве по своим свойствам металлы, области возможного исполт.-зования, природные ресурсы и технология произ-ва к-рых уже достаточно определены, но к-рые еще редко и в относительно малых количествах применяются в пром-сти, поскольку при достигнутом ранее уровне техники еще можно было обойтись без их широкого использования. Развитие применения и произ-ва РМ обусловлено возникновением потребности пром-сти в новых высокоэффективных материалах. К РМ относится ок. 30 химич. элементов литий, цезий, бериллий, стронций, иттрий, редкоземельные элементы, цирконий, гафний, ниобий, тантал, а также т. н. редкие рассеянные химич. элементы галлий, индий, таллий, германий, селен, теллур, рений. Группа РМ не остается неизменной из РМ выбывают химич. элементы, получившие широкое применение в пром-сти, каковы вольфрам, молибден, уран или титан, еще недавно относившиеся к РМ. Из группы современных РМ также могут в ближайшее время перейти в разряд обычных материалов техники цирконий, стронций, литий, церий, ниобий как наиболее подготовленные к широкому пром. использованию. Вместе с тем группа РМ пополняется не изученными ранее химич. элементами после установления их полезности для произ-ва и возможности использования при дальнейшем повышении уровня техники. К ним относятся, напр. рубидий, скандий, гольмий, тербий, эрбий, иттербий, диспрозий, лютеций, изученные пока еще недостаточно, но условно уже включаемые в состав РМ. Группа РМ пополргатся и такими хпмич. элементами, как технеций, прометий, трансурановые актиноиды, к-рые будут воспроизводиться искусственно и выделяться при регенерации отработанного ядерного топлива в установках для мирного использования атомной энергии в относительно значительных количествах, позволяющих организовать их регулярное применение в пром-сти. [c.417]

Использование ионной хроматографии в промышленности простирается от автоматической регистрации чистоты пара для контроля степени коррозии турбин [48] до определения дибутилфосфата в экстрагирующей смеси трибутилфосфата с керосином, применяемой для извлечения урана из продуктов регенерации ядерного топлива [49, 50]. Ионная хроматография оказалась очень гибким методом анализа анионов в растворах, содержащих радиоактивные отходы [51]. В результате модификации хроматографа модели 14 фирмы Dionex стало возможным безопасное обращение с такими растворами [52]. [c.87]

Все стадии ядерно-топливного цикла - добыча урановой руды, ее обогащение, изготовление твэлов (тепловыделяющих элементов), производство энергии, регенерация топлива и захоронение радиоактивных отходов - сопряжены с попаданием в окружающую среду радиоактивных веществ. В условиях безаварийной работы атомные электростанции вносят сравнительно небольшой вклад в общую дозу глобального облучения. Согласно оценкам, среднегодовые индивидуальные эффективные дозы населения на территории бывшего СССР за счет АЭС в 1981-1985 гг. составляли 0,17 мкЗв/год, тогда как в случае ТЭС этот показатель был примерно в 12 раз выше (около 2,0 мкЗв/год). [c.264]

В качестве примера перспективной структуры интегрированного комплекса ядерной энергетики можно привести разработку трёхкомпонентной схемы с использованием электроядерных установок для переработки радиоактивных отходов [17], дополненной лазерной технологией селекции изотонов для регенерации облучённого топлива. Эта схема, изображённая на рис. 13.1.3, предусматривает объединение в единый технологический комплекс реакторов на тепловых и быстрых нейтронах, радиохимических предприятий и реакто-ров-пережигателей. [c.126]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология