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

Ядерная энергетика

Очистка и выделение урана, плутония и нептуния.

В технологической схеме, которая получила название пурекс-процесса (Рис.1), раствор, после растворения ТВЭЛ в азотной кислоте, содержащий UVI, PuIV, ПД, экстрагируют раствором ТБФ в керосине. При этом U(VI), Pu(IV), и частично ПД переходят в органическую фазу, а основная часть ПД (продуктов деления) остается в водной фазе. Затем плутоний восстанавливают гидразином (NH2OH) до Pu3+, а уран - до U4+. Вновь проводят экстракцию ТБФ в керосине. Уран и четырехвалентные ПД переходят в органическую фазу, трехвалентный 4+ плутоний экстрагируется плохо и остается в водном растворе. U реэкстрагируют водой.

В редокс-процессе после растворения ТВЭЛ азотной кислоте плутоний окисляют бихроматом калия до щестивалентного состояния, затем извлекают его вместе с ураном экстракцией гексоном из раствора алюминия в HNO3 при недостатке азотной кислоты против стехиометрического по отношению к алюминию, что предотвращает окисление гексона азотной кислотой. Уран и плутоний переходят в органическую фазу, а ПД остаются в водной фазе. Органическую фазу очищают от продуктов деления промыванием раствором нитрата алюминия. Затем уран и плутоний реэкстранируют разбавленной HNO3. Далее плутоний восстанавливают до 3+, оставляя уран в степени окисления 6+ и разделяют их экстракцией урана гексоном. U(VI) переходит в органическую фазу, а Pu(III) - в водную. Затем уран реэкстрагируют разбавленной азотной кислотой, а плутоний подвергают дополнительным операциям очистки.

Газоохлаждаемые реакторы Способы обеспечения безопасности реакторов типа Magnox и усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов (AGR) во многих отношениях совпадают, так что эти два типа реакторов в дальнейшем будем рассматривать вместе. Однако некоторые детали в большей степени относятся к более современному типу газоохлаждаемых реакторов, а именно к AGR.

В настоящее время на заводах технологическая схема переработки отработанного ядерного топлива энергетических реакторов на тепловых нейтронах составляет экстракционная технология с легким (синтин) или тяжелым (четыреххлористый углерод) разбавителем (Рис.2 и

3). Синтин - синтетическое жидкое топливо, состоящее в основном из ненасыщенных углеводородов

Рис. 2 Типовая водно-экстракционная схема переработки отработанного топлива АЭС.

(САО - среднеактивные отходы ВАО - высокоактивные отходы)

Схема предусматривает совместную экстракцию U(VI) и Pu(IV, VI) из 1-4М HNO3 трибутилфосфатом в инертном разбавителе для сброса основной массы продуктов деления, которые остаются в водном растворе. После промывки экстракта U и Pu разделяют селективной реэкстракцией Pu(III) разбавленной азотной кислотой в присутствии восстановителя (восстановительная реэкстракция). При этом плутоний переходит в водную фазу. Оставшийся в органической фазе уран реэкстрагируют разбавленным раствором азотной кислоты. Дальнейшую очистку проводят отдельно в урановой и плутониевых ветвях с помощью повторных циклов экстракции или с привлечением сорбционных процессов.


Радиохимические заводы России