Отработанное ядерное горючее

Cтраница 2

В реакторе - акти - ность имеет высокую интенсивность, поскольку она складывается из у-излучения, образовавшегося в результате деления, из у-излучения поглощения ( по реакции п, Y) и из излучения короткожавущих продуктов деления, которые распадаются за время, проходящее с момента их образования до выгрузки отработанного ядерного горючего из реактора для его химической переработки. Кроме того, ( реактор должен иметь защиту от нейтронов. На радиохимических заводах защита от нейтронов нужна лишь в том - случае, если возникает необходимость работы с калифорнием, имеющим высокую скорость спонтанного деления, или со смесями а-излучателей, таких, как плутоний или полоний, с легкими элементами, например с бериллием. Некоторые материалы, применяемые для защиты от у-излучения, например бетон, хорошо поглощают нейтроны, в то время как другие, такие, как свинец, обеспечивают очень слабую защиту. В результате захвата многими материалами нейтронов появляется необходимость в поглощении возникающего уизлучения, что еще более усложняет проблему защиты. Для защиты от нейтронов применяются бор и литий, так как они захватывают нейтроны по реакции ( п, а), не создавая при этом - излучения. Поскольку интенсивность излучения реактора высокая, защитные экраны реактора должны часто охлаждаться, и поэтому при проектировании должны применяться материалы, имеющие хорошую теплопроводность. На радиохимических заводах такая проблема возникает очень редко. [16]

Завод для разделения изотопов урана газовой диффузией, Окридж, шт. Теннесси. [17]

Гексафторид урана является чрезвычайно сильным фторирующим веществом. Он реагирует с большинством обычных конструкционных материалов и разлагается водой даже при ее незначительном содержании. Несмотря на указанные и другие трудности, этот метод является единственным экономически целесообразным методом обогащения U235 отработанного ядерного горючего. [18]

Во втором разделе объединены исследования, посвященные изучению ряда физико-химических свойств, определяющих поведение редких металлов при высоких температурах. В частности, рассмотрены некоторые термодинамические характеристики систем Та-О, Mb-О, Mb-N, Та-N, Zr-С. Кинетические исследования представлены работой по изучению процесса термического разложения гексафторида плутония, что связано с проблемой использования отработанного ядерного горючего, а также работой по изучению диффузионных характеристик, определяющих процесс раскисления тория кальцием. [19]

Стабильных изотопов америций ие имеет. Известны изотопы с массовыми числами 237 - 246 и ядерные изометры 242mAm, 244mAm, а также делящиеся ядерные изомеры 238m Am, 240т Ат, 242т Ат, 244т Ат, быстрый радиоактивный распад которых ( с периодами полураспада от 60 икс до 14 мс) протекает путем спонтанного деления. Наиболее долгоживу-щий ( период полураспада 7370 лет) изотоп 243Ат а-радиоактинен; его получение в миллиграммовых количествах связано с большими трудностями и было осуществлено только после 1960 г. Другой изотоп 241Ат, также претерпевающий а-распад с периодом полураспада 435 дет, образуется как побочный продукт в атомных реакторах из 238Ри и может быть выделен из отработанного ядерного горючего в колнче ствах, доступных для взвешивания. [20]

Америций ( Am) находится в 3 - й группе VII периода Периодической Системы элементов. Этот искусственно полученный радиоактивный элемент относится к актиноидам. Элементарный америций - металл серебристого цвета, синтезирован в конце 1944 - начале 1945 г. американскими учеными Сиборгом, Джеймсом, Морганом и Гиорсо в результате облучения плутония 239Ри нейтронами. Название получил от слова Америка по аналогии с гомологом америция в ряду лантаноидов - европием, который занимает в ряду лантаноидов то же место, что америций в ряду актиноидов. Для извлечения америция из отработанного ядерного горючего используют соосаждеиие с солями лантана, хроматогра-фические и экстракционные методы. [21]

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. Другой способ заключается в мокрой переработке отработанного ядерного горючего - экстракции его из водных растворов, причем известно несколько вариантов регенерации ядерного топлива этим способом. [22]

Другой способ превращения высокоактивных отходов в твердые продукты заключается во взаимодействии их с твердыми веществами, которые при прокаливании превращаются в тугоплавкие соединения. Некоторые сорта глин обладают ионообменными свойствами, что позволяет им сорбировать радиоактивные вещества из отходов и затем фиксировать их в результате обжига. В канадском варианте отходы смешиваются с известью и широкораспространенным минералом - нефелиновым сиенитом. В процессе спекания смеси образуется стекловидная масса. В этих методах не проверена возможность улетучивания радиоактивных соединений при получении тугоплавкого продукта и выщелачивания их из твердых продуктов. Важнейшим стимулом для развития неводных методов переработки отработанного ядерного горючего, подобных процессам, основанным на возгонке летучих фторидов и пирометаллургическим, является то, что в этих процессах осколки деления остаются в компактных твердых продуктах. [23]

Страницы: 1 2