Переработка ОЯТ

После облучения в реакторе ядерное топливо подвергают переработке. Главной задачей переработки облученного ядерного горючего является возможно более полное извлечение неразделившегося или вновь образовавшегося делящегося материала, причем в форме пригодной для повторного использования, а также извлечение образовавшихся новых ценных продуктов (радиоизотопов продуктов деления и трансурановых элементов). Второй задачей является извлечение (регенерация) неизрасходованных поглощающих (фертильных) материалов (²³⁸U, ²³²Th и т.п.) [1].

Необходимая степень очистки, так называемый коэффициент очистки, определяемый как отношение концентраций продуктов деления до и после переработки, зависит от метода переработки облученного ядерного горючего [1].

Технологический процесс по переработке облученного ядерного топлива должен обеспечивать:

– получение конечного продукта с находящейся в допустимых пределах
β – и γ – активностью для создания возможности переработки ²³⁹Pu или ²³³U в последующих стадиях без защиты от излучения;

– ограничение до предельно допустимого минимума содержания в ²³⁹Pu и ²³³U нуклидов, обладающих большим сечением захвата нейтронов;

– доведение до ничтожного количества содержания легких элементов, которые при облучении их α – частицами, испускаемыми ²³⁹Pu, ²³³U или другими нуклидами, могут образовывать нейтроны;

– максимальное извлечение ²³⁹Pu или ²³³U ~ 99%;

– получение чистого ²³⁸U или ²³²Th;

– длительность срока службы и надежность работы оборудования;

– наименьшие затраты на осуществление стадий процесса;

– минимальный объем отходов производства.

Все существующие в настоящее время технологические процессы основаны на различном поведении U, Np и Pu в различных валентных состояниях [5].

Дата добавления: 2015-07-21