Процесс - переработка - ядерное горючее
Cтраница 1
Процесс переработки ядерного горючего заключается в растворении ТВЭЛ в смеси 5 5 М азотной кислоты и 1 0 М нитрата окис-ного железа. В результате получают раствор, содержащий уран ( 100 г / л) и 3 М азотную кислоту. Ион окисного железа играет роль комплексообразователя и способствует растворению молибдена. Для экстракции применяются пульсационные смесители-отстойники. При высоких концентрациях ТБФ не всегда достигается желаемое насыщение экстрагента и поэтому степень очистки может меняться. Фазы разделяются сравнительно плохо, поэтому экстрагент уносится с водной фазой. Поэтому в схемах, где используется 6 % - ный раствор ТБФ, нет необходимости применять пульсационные колонны или центробежные экстракторы. [1]
Действие излучения на иониты, несмотря на их широкое применение в процессах переработки облученного ядерного горючего, изучено все еще недостаточно. Особенно это относится к исследованиям действия внутреннего а-облучения и к определению состава и выхода продуктов радиолиза. [2]
 |
Влияние концентрации технеция на его извлечение ацетоном и пиридином из 2м раствора Na2CO3. [3] |
Отрицательное влияние нитратов имеет существенное значение при экстракционном извлечении технеция дз сбросных растворов процесса переработки ядерного горючего, где содержание нитратов велико. По-видимому, соединения KNO3, КС1, КОН, NH4OH, имеющие даже небольшую растворимость в указанных экстрагентах, соизмеримую с растворимостью пертехнетатов, снижают их коэффициент распределения, соли же практически в них нерастворимые - K2SO4, К СОз, КаМоО / ь его повышают. Экстракция из щелочных сред оказывается чрезвычайно избирательной, так как большинство анионов ( ОН -, С0 - Мо02Г, SeO - S05 -, AsO WOf -, Sb5, УО3 - идр. [4]
 |
Влияние концентрации технеция на его извлечение ацетоном и пиридином из 2 м раствора Na2CO3. [5] |
Отрицательное влияние нитратов имеет существенное значение при экстракционном извлечении технеция да сбросных растворов процесса переработки ядерного горючего, где содержание нитратов велико. По-видимому, соединения KNO3, КС1, КОН, NH4OH, имеющие даже небольшую растворимость в указанных экстрагентах, соизмеримую с растворимостью пертехнетатов, снижают их коэффициент распределения, соли же практически в них нерастворимые - К2 О4, К СОз, К2МоО4, его повышают. Экстракция из щелочных сред оказывается чрезвычайно избирательной, так как большинство анионов ( ОН -, , SeOf, SOj -, AsO WO, Sb5, УО3 - идр. [6]
В печати приводятся подробности устройства установок для хранения высокоактивных отходов, получающихся в процессе переработки ядерного горючего. С помощью подземной системы трубопроводов из нержавеющей стали отходы направляют в резервуары. Трубопроводы уложены зигзагами, чтобы обеспечить их свободное расширение и сжатие под воздействием температуры отходов. [7]
В табл. 3 - 16 приведены данные о растворителях, используемых для экстракции в процессах переработки ядерного горючего. [8]
В предыдущих главах было описано большое число разнообразных процессов, многие из которых находятся еще на первых стадиях разработки. В настоящей главе делается попытка обрисовать требования к процессам переработки ядерного горючего в будущем на основании имеющихся программ строительства ядерных реакторов. [9]
Экстрагирование технеция метил-этилкетоном [66, 117], ацетоном [211], пиридином [93, 214], трифенилгуанидином [205] позволяет получить коэффициент очистки от рутения 105 и более. Худшее разделение получено при экстракции трибутилфосфатом из сбросных растворов процесса переработки ядерного горючего. [10]
Применение четвертичных фосфониевых, арсониевых и других полифенил-основных экстрагентов остается исключительно областью аналитической химии. С другой стороны, изучается возможность использования четвертичных аммониевых оснований в технологии разделения главным образом в процессах переработки ядерного горючего. [11]
Настоящее исследование может привести к лучшему пониманию механизма разложения разбавителей и к разработке стандартов для их оценки и обработки, улучшающей их действие. Более того, изучение этих соединений может быть частью широких исследований по выявлению новых селективных экстрагентов, которые могут быть использованы в водных процессах переработки облученного ядерного горючего. [12]
При переработке отработанного ядерного топлива используются органические вещества. К таким веществам относятся ионообменные смолы. В табл. 69 показано, в какой степени это происходит с рядом имеющихся в продаже смол. Неорганические ионообменные материалы более устойчивы к действию излучения, и их использование в процессе переработки ядерного горючего представляет некоторый интерес. Однако вторичные эффекты, например повреждение комплексообразующих веществ и образование пузырьков газа в колонках, на практике причиняли часто больше беспокойства, чем повреждение смолы. [13]
Страницы: 1