Ядерная энергетика Курсовой проект по дисциплине "Детали машин" Лекции по физике Начертательная геометрия Черчение Контрольная по математике Дизайн квартир

Ядерная энергетика

239Pu (наряду с другими изотопами плутония) образуется в ядерных реакторах из урана. Параллельно получается большое количество высокорадиоактивных продуктов деления урана и нептуний. Задача переработки уранового горючего, в котором накопился плутоний и продукты деления, сводится к отделению плутония и регенерации урана. Турбинное оборудование Малая теплоэнергетика

Расширенное воспроизводство ядерного топлива (Nuclear fuel breeding) - воспроизводство ядерного топлива с коэффициентом конверсии, большим 1. В этом случае, делящегося материала нарабатывается больше, чем "сгорает " в реакторе.

В промышленных (военных) реакторах уран берется в виде металла. Основные продукты деления - это изотопы рутения, циркония, ниобия, стронция, иттрия, цезия, бария, криптона и лантаноидов. Принцип отделения плутония от урана основан на получении урана в степени окисления +6, а плутония - в низших степенях окисления и последующего их разделения. Отделение от продуктов деления (редкоземельных элементов и циркония) ведется после окисления плутония до PuVI.

Металлический плутоний получают восстановлением тетрафторида плутония металлическим кальцием.

В течение последних 20 лет в России осуществлялась (на заводе РТ-1) радиохимическая переработка отработанного ядерного топлива АЭС с реакторами типа ВВЭР-440, исследовательских реакторов и реакторов судовых энергетических установок гражданского и военно-морского атомных флотов. Однако переработка ОЯТ реакторов типа РБМК и ВВЭР-1000 (т. е. основных реакторов энергетики России) не проводилась и до сих пор считается экономически нецелесообразной, хотя технически это возможно. В целом для российской ядерной энергетики характерно наличие разомкнутого ЯТЦ. В настоящее время строится завод РТ-2, на котором предполагается переработка отработанных твэлов любых энергетических реакторов России (в первую очередь ВВЭР-1000).

Кроме того, проводятся работы по переводу реакторов АЭС на уран-плутониевое топливо. Продолжается разработка реактора-наработчика топлива на быстрых нейтронах на базе реактора типа БН в целях замыкания ядерного топливного цикла (включая эффективное сжигание оружейного плутония). Только после успешного завершения подготовительного периода Россия сможет полностью перейти на замкнутый ЯТЦ.


Радиохимические заводы России