Продукты распада ядерного горючего

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]

Графит представляет большой интерес как конструкционный материал и замедлитель для ядерных реакторов [1—3]. Широкому применению способствуют его невысокая стоимость, легкость механической обработки, малое сечение захвата нейтронов и хорошая замедляющая способность, достаточно высокие механические свойства при комнатной и повышенных температурах, а также высокая химическая устойчивость в среде газовых и жидких теплоносителей. Наиболее серьезные требования относительно газоплотности и связанной с ней способностью задерживать газообразные и аэрозольные продукты распада ядерного горючего предъявляются к графиту при конструировании реакторов с газообразным теплоносителем. [c.7]

Стоимость полиэтилена, полученного радиационным методом, в зависимости от источника радиации (отходов ядерного горючего, продуктов распада и Сз) составляет соответственно 0,61. [c.250]

В случае с радиоактивными газами, образующимися при химической переработке ядерного горючего (случаи виг) проблема является более простой, так как переработка ядерного горючего обычно начинается после достаточно длительного периода охлаждения, в течение которого большая часть летучих радиоактивных продуктов деления распадается. Однако не всегда экономически выгодно ждать полного распада ( =8,0 суток), йод из газов, образующихся при растворении ядерного горючего в кислоте, можно легко извлечь с помощью обычных скрубберов, орошаемых щелочью. [c.230]

При работе с урановыми рудами и при обработке облученного ядерного горючего имеет большое значение селективное отделение урана от возможно большего числа других ионов. Не случайно поэтому несколько работ по ТСХ посвящены этому вопросу [91, 273, 281, 381], так как этот метод очень быстр и экономичен. В работе [273] удалось отделить уран на слое, состоящем из силикагеля или целлюлозы и закрепленном крахмалом, от 55 катионов (в число которых входят важнейшие катионы — продукты распада урана). [c.87]

Выделение продуктов распада из отходов облученного ядерного горючего [c.419]

Советские химики совместно с физиками и учеными других специальностей активно участвовали в разработке химических аспектов проблемы расщепления атомного ядра и путей развития ядерной энергетики в создании методов получения ядерного горючего, отделения плутония и продуктов ядерного распада от непрореагировавшего урана, разделения изотопов и изучения их физико-химических свойств и т. п. [c.44]

Наибольшее распространение в экстракции получил метил-изобутплкетон, применяемый для отделения U (VI), Th и Ри (VI, IV) от рзэ 1 ряда дрз гих, главным образом при очистке ядерного горючего от продуктов распада. Экстракцию почти всегда проводят в присутствии высаливателей — нитратов аммония, лития, кальция и др. Коэффициенты распределения некоторых элементов в зависимости от концентрации HNOg приведены на рис. 15 и 16, причем в последнем случае результаты имеют прямое практическое значение, так как они получены при экстракции смеси всех изучавшихся элементов. Не касаясь характера изменения Ка, можно отметить, что экстракция кетоном дает возможность количественно отделять U(VI), Fu (VI, IV), а также Th, от рзэ или и (VI) от осколочных Се -, Zr , Sr °, Цирконий [c.134]

Редокс-процесс . В этом процессе кислый раствор отработанного ядерного горючего окисляют, чтобы перевести плутоний в форму Ри + (которая легче экстрагируется), после чего нитраты уранила и плутонила экстрагируют метилизобутилкетоном или дибутилкарбитолом. Другие продукты распада, перешедшие в экстракт, отмывают водой. Затем экстракт обрабатывают водным раствором, содержащим восстановитель, переводящий плутоний в Рц , и высаливатель (например, нитрат алюминия), препятствующий реэкстракции урана из органической фазы, в то время как плутоний выделяется из нее. Уран извлекают из органического растворителя отдельно. Как уран, так н [c.656]

Химия радиоактивных элементов — это химия технеция, прометия, астата, урана, тория и продуктов их распада — полония, радона, франция, радия, актиния и протактиния, трансурановых элементов, а также водородоподобных атомов — мюония, позитрония и мезоатомов. Условно к этому разделу можно отнести технологию ядерного горючего. [c.11]

Растворение ТВЭЛ. Первой задачей переработки является растворение ядерного горючего. Исключение составляет горючее гомогенного ядерного реактора. Наиболее распространенным видом ядерного горючего служит обогащенный металлический уран. Урановые блоки снаружи покрыты защитной оболочкой из алюминия, циркония илр нержавеющей стали. После выдерживания ТВЭЛ в течение 60—100 дней (охлаждения), которое ведет к распаду всех короткоживущих продуктов деления, полному переходу в гзэри и частичному переходу Ра в ззу, растворяют защитную оболочку. Алюминиевую оболочку растворяют в едком натре или азотной кислоте, циркониевую — в плавиковой кислоте или растворе NH4F, а оболочку из нержавеющей стали — в серной кислоте. [c.456]

Образующиеся в твердом продукте долгоживущие газы, как, например, радон при распаде радия или криптон при делении урана в реакторе, обычно удерживаются и остаются в нем, хотя при некоторых условиях могут диффундировать наружу. При растворении твэлов в кипящей кислоте газообразные продукты деления, в том числе иод, удаляются из раствора, загрязняя атмосферу. Используемый в качестве радиоизотопа Л получают отгонкой его из растворов облученного урана. Ксенон, криптон и, возможно, иод извлекаются дегазацией, методом, имеющим больгпое значение при извлечении продуктов деления из жидкого ядерного горючего. В процессе дегазации газовая фаза должна находиться под разрежением. [c.45]

Отработанное ядерное горючее, поступая на радиохимический за(ВОД, попадает в каналы, где выдерживается некоторое время перед переработкой. Неомотря на мощную защиту оборудовя ния и дистанционную работу, активность свежих твэл аз настолько высока, ЧТО они не могут сразу поступать на переработку. Выдержка проводится с целью распада короткоживущих продуктов деления, таких, как Ba , и Хе" , и [c.275]

Для неспециалистов в главе 2 приводятся основные положения химии, которые находят применение в атомной технологии . В главах 3 и 4 раскрывается сущность явления радиоактивности, ядерных реакций и радиохимии. После главы, посвященной вопросам образования, распада и химии продуктов деления, рассматривается химия тория, протактиния, урана и трансурановых элементов. Особо подчеркиваются свойства, имеющие большое значение в современной технологии или в технологии булущето. В остальной части книги рассмотрена химическая технология атомных материалов. В заключительных главах рассмотрены выделение металлов из руд, регенерация облученного атомного горючего, уда- [c.11]

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]