Материалы, используемые при переработке ядерного горючего

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]

Тантал в атомной энергетике используется как конструкционный материал для изготовления аппаратуры, предназначенной для химической переработки ядерного горючего. [c.61]

Стремление увеличить конкурентоспособность ядерного горючего по отношению к обычному органическому топливу, а также высокая стоимость переработки облученного ядерного горючего в настоящее время побудили к исследованию таких реакторных систем, в которых может быть исключена переработк.э ядерного горючего. Теоретически возможно создание реактора с таким коэффициентом конверсии, при котором будет полностью компенсироваться потеря нейтронов вследствие захвата последних продуктами деления и примесями тяжелых элементов. Единственными реакторными системами, для которых это возможно, являются такие системы, у которых делящийся материал имеет коэффициент л значительно больше 2. К таким системам относятся реактор-размножитель на тепловых нейтронах, использующий в качестве горючего уран-233, и плутониевый реактор на быстрых нейтронах. В каждом из этих случаев, если бы удалось создать топливо, способное выдержать очень длительную кампанию, то остаточное горючее можно было бы удалить без дальнейшей его переработки. Это при условии, что стоимость переработки будет такая, при которой экономически невыгодно извлекать остаточное горючее, и что запасы горючего достаточно велики для того, чтобы можно было пренебречь оставшимся горючим (что мало вероятно). Но даже если бы такие реакторы с высоким коэффициентом конверсии были созданы, кажется маловероятным, что при этом удалось бы избежать переработки ядерного горючего по следующим причинам [c.259]

Значительно более эффективными и экономически выгодными могут оказаться методы переработки ядерного горючего, не связанные с применением водных растворов. Первоначальный этап растворения в этом случае опускают, чем в большой степени облегчается превращение нужного материала в металл или окись на последнем этапе. Разработке таких методов было посвящено значительное число исследований. Предложен, например, метод отделения урана и плутония от продуктов деления в виде летучих гексафторидов UFe и PuFe, а также большое число пирометаллурги-ческих методов, один из которых, состоящий в очистке расплава, использовали для переработки ядерного горючего реактора EBR-II. В этом случае урановые тепловыделяющие элементы расплавляют в тиглях из окиси циркония при температуре 1300° в инертной атмосфере. Многие продукты деления, например инертные газы, щелочные и щелочноземельные металлы и кадмий, отгоняются другие образуют окислы и отделяются со слоем шлака. Однако отдельные продукты деления, например благородные металлы и молибден, остаются в расплаве с ураном . Из этого сплава при дистанционном управлении изготавливают (с добавлением свежей порции топлива взамен выгоревшей в реакторе) новые тепловыделяющие элементы, которые возвращаются в реактор. Относительная простота этого метода и его преимущества очевидны. [c.487]

Галоидофториды нашли широкое применение в разрабатываемых фторидно-дистилляционных методах регенерации облученного ядерного горючего [4—15]. При работе ядерного реактора одновременно с процессами выделения энергии и образования делящихся материалов происходит накопление продуктов деления некоторые из них (реакторные ядры) в сильной степени захватывают нейтроны. Кроме того, под воздействием облучения и в результате нарушения кристаллической структуры ядерных материалов при делении ядер резко ухудшаются механические свойства тепловыделяющих элементов. Все это позволяет использовать за один цикл лишь очень незначительную часть делящегося материала. Для дальнейшей эксплуатации реактора топливную загрузку извлекают из реактора и заменяют новой, т. е. для полного использования ядерного горючего необходимо несколько циклов сжигания и промежуточных циклов регенерации горючего. Целесообразность использования фторидно-дистилляционных методов для переработки облученных материалов определяется рядом факторов и прежде всего тем, что уран в этих процессах выделяется в виде гексафторида. Последнее обстоятельство очень выгодно в тех случаях, когда регенерированный уран должен направляться на [c.328]

Можно использовать нейтроны и у-излучение непосредственно в реакторе, если прокачивать облучаемый материал через зону реактора. Однако и в этом случае нейтроны создают радиоактивные загрязнения, активируя атомы облучаемой смеси. В другом варианте нейтроны ядерного реактора активируют теплоноситель, транспортируемый к реагирующим компонентам. Если в качестве теплоносителя применять жидкий натрий, то натрий активируется, проходя через реактор под действием потока нейтронов возникает радиоактивный натрий-24 (с периодом полураспада 15 ч), который излучает у-кванты с энергией 1,37 и 2,75 Мэе. Вне реактора излучение радиоактивного натрия можно использовать для инициирования различных химических процессов. Этот метод предпочтительнее, поскольку продукты химических превращений не загрязняются радиоактивными изотопами и режим действия реактора не нарушается. Для получения долгоживущих изотопов используют нейтронное излучение при активации стабильного изотопа соответствующего элемента, помещенного в активную зону реактора. Так, например, получают кобальт-60 из кобальта-59. Тепловыделяющие элементы реактора (стержни) периодически заменяются. При извлечении из активной зоны они очень радиоактивны. Интенсивность излучения быстро уменьшается в результате распада короткожи-вущих изотопов. В это время стержни можно непосредственно использовать как интенсивный источник радиации. Практически срок использования излучения стержней составляет 3- месяца. После того как большая часть короткоживущих изотопов распадается, стержни поступают на химическую переработку для повторного извлечения горючего и очистки их от продуктов деления с большими периодами полураспада. Смесь продуктов деления, имеющая значительный уровень радиации, также может длительное время служить источником излучения. В конечном счете из этой смеси выделяются отдельные радиоактивные изотопы, такие, как цезий-137 и стронций-90, которые служат хорошими источниками - и у-излучения. [c.28]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология