Регенерация - уран
Cтраница 2
В зависимости от состава исходных сырьевых источников - сбросных промышленных растворов после регенерации урана и плутония - приходится прибегать к различным методам выделения чистых осколочных изотопов. Как известно, для очистки делящихся материалов из отработанных тепловыделяющих элементов реактора от продуктов деления чаще всего применяют экстракционные методы. Одним из таких методов является метод экстракции уранилнитрата и четырехвалентного плутония в трибутилфосфат из водных азотнокислых растворов. Этот метод лежит в основе технологии так называемого пью-рекс-процесса регенерации ядерного горючего. В случае пью-рекс-процесса водный раствор, полученный после отделения урана и плутония, содержит, помимо осколков деления, большие количества азотной кислоты и нитрата натрия, следы уранилнитрата, а также примеси продуктов коррозии аппаратуры. [16]
 |
Состав типичных отходов производственных процессов. [17] |
Например, почти все высокоактивные отходы, постоянно образующиеся в больших количествах, поступают с экстракционного процесса регенерации урана и плутония. Эти отходы могут быть в виде концентрированных кислых или щелочных растворов солей. В табл. 12.1 показаны основные компоненты типичных отходов производственных процессов. [18]
 |
Температуры кипения системы С1Г3 - HF. [19] |
Растворение металлического урана, в особенности облученного, в галоидофторидах имеет особо важное значение в связи с регенерацией урана из тепловыделяющихся элементов энергетических ядерных реакторов. [20]
Задача переработки уранового горючего, в котором накопился плутоний и продукты деления, сводится к отделению плутония и регенерации урана. В большинстве случаев уран берется в виде металла. [21]
После получения стабильного потока технологической ( U-F) - плазмы можно проектировать и внедрять разнообразные новые технологии получения и регенерации урана, фтора, а также различных соединений, необходимых как в ядерном энергетическом цикле, так и в смежных областях техники и технологии. Наиболее актуальной выглядит технология плазменной атомизации отвального гексафторида урана с последующим пространственным разделением урана и фтора. [22]
В настоящее время газовая хроматография является одним из основных методов анализа сложных смесей реакционных веществ, получающихся в процессе регенерации урана, содержащих фтористые соединения металлоидов и множество летучих фторидов металлов - WFe, MoF6, SbF5, NbF5, TaFs. [23]
На основании результатов испытаний плазменного пилотного завода сконструирована и спроектирована мощная плазменная установка для промышленного завода. Эта кислота должна далее использоваться в экстракционном процессе регенерации урана из облученных ТВЭЛ. [24]
Технеций получают из сбросных растворов после выделения плутоний и регенерации урана из отработанных тепловыделяющих элементов реактора. [25]
 |
Рост количества заводов, осуществляющих экстракцию металлов ( /, регенерацию урана ( 2. экстракцию урана из руд ( 3 и очистку урана ( 4. [26] |
Первая промышленная установка по экстракции урана О 4 нетрудных растворов была пущена в 1956 г. и к концу 1960 г. в мире работало около 20 подобных установок. В 1960 - 1970 гг. были пущены экстракционные установки для регенерации урана и затем экстракционными методами - стали извлекать и другие металлы. [27]
Трехокись урана UO3, или оранжевая окись, - промежуточный продукт в процессах извлечения урана из руд и регенерации атомного горючего. Ее получают разложением при температурах ниже 450 С пероксида ура-па или уранилпитрата, образующихся в обычных процессах экстракционной очистки или регенерации урана. При 750 С UOs легко восстанавливается до UO2 водородом или расщепленным аммиаком. Это единственный окисел урана, термодинамически стабильный на воздухе в интервале температур 450 - 600 С. [28]
В связи с пуском в эксплуатацию в России, Франции, Англии и Японии радиохимических заводов для извлечения плутония и регенерации урана из отработавшего топлива энергетических и транспортных ядерных реакторов роль экстракции еще более возрасла, хотя она и имеет ограничения при переработке отработавшего топлива реакторов на быстрых нейтронах. [29]
По величине периода полураспада осколочные-радиоактивные элементы, являющиеся перспективными объектами постоянного производства, могут быть подразделены на две группы. Для их получения нейтронное облучение образцов урана следует вести продолжительное время ( до зашлаковывания реактора), а сбросные растворы после регенерации урана выдерживать в течение 2 - 2 5 лет. Ко второй группе относятся радиоактивные элементы с периодом полураспада от нескольких дней до одного месяца ( Sr89, Y91, Zr95, Nb95, Ru103, J131, Bauo, No447, Pd143 и др.) Извлечение короткоживущих радиоактивных элементов наиболее выгодно производить из свежих растворов ( через несколько дней после разгрузки реактора), причем длительность облучения урана не должна превышать 2 - 3 месяцев. [30]
Страницы: 1 2 3