ПЕРЕРАБОТКА ОЯТ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ ГИДРОМЕТАЛЛУРГИЧЕСКИМ МЕТОДОМ - купить реферат №198280 по дисциплине Металлургия
Выберите тип работы
Заказать работу

300 рублей на первый заказ
вам Нужен Реферат ?

Интересует управление предприятием курсовой?

  • Оставьте заявку на реферат

  • Получите бесплатную консультацию по написанию

  • Сделайте заказ и скачайте результат на сайте

Реферат по металлургии на тему ПЕРЕРАБОТКА ОЯТ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ ГИДРОМЕТАЛЛУРГИЧЕСКИМ МЕТОДОМ

Реферат

Хотите заказать работу на тему "ПЕРЕРАБОТКА ОЯТ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ ГИДРОМЕТАЛЛУРГИЧЕСКИМ МЕТОДОМ "?

19 страниц

8 источников

Опубликовано: studservis

794 ₽

1588 ₽

Скачать превью Скачать в 1 клик

Фрагмент для ознакомления 1

ВВЕДЕНИЕ 3
1. ВАРИАНТЫ ПЕРЕРАБОТКИ ОЯТ 6
2. Подготовка отработавшего ядерного топлива к экстракции. 7
3. Растворение ядерного топлива. 11
4. Очистка и выделение урана, плутония и нептуния. 14
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 17
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ 20

Фрагмент для ознакомления 2

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 плутоний экстрагируется плохо и остается в водном растворе. U4+ 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.
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). Синтин – синтетическое жидкое топливо, состоящее в основном из ненасыщенных углеводородов.

Фрагмент для ознакомления 3

1. Алексеев Н.П. Направления развития системы ядерной энергетики / Н.П. Алексеев // Инноватика и экспертиза. – 2016. – Вып. 3 (18). – С. 67–80.
2. Курындин А.В. О транспортировании отработавшего ядерного топлива реакторов типа ВВЭР / А.В. Курындин, А.А. Строганов, Л.А. Курындина // Ядерная и радиационная безопасность. – 2009. – № 2. – С. 16–23.
3. Тевлин С.Л. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000 / С.Л. Тевлин. – Москва: Издательство МЭИ, 2002. – 344 с.
4. Курчатов И.В. О стратегии ядерного энергетического развития / И.В. Курчатов, А.П. Александров // Сборник трудов VII Всероссийской конференции по радиохимии «Радиохимия-2013». – Москва: НИЦ «Курчатовский институт», 2013. – 144 с.
5. Акатов А.А. Быстрая энергетика / А.А. Акатов, Ю.С. Коряковский. – Москва: Изд-во «Центр содействия социально-экологическим инициативам атомной отрасли», 2010. – 36 с.
6. Сивинцев Ю.В. Техногенные радионуклиды в морях, омывающих Россию: Радиоэкологические последствия удаления радиоактивных отходов в арктические и дальневосточные моря («Белая книга-2000») / Ю.В. Сивинцев, А.П. Васильев, В.Л. Высоцкий и др. – Москва : ИздАТ, 2005. – 624 с.
7. Концептуальные подходы к созданию региональной системы радиоэкологического мониторинга в Мурманской области / Л.П. Амозова, Р.В. Арутюнян, В.Л. Высоцкий и др. // Изв. Рос. акад. наук. Энергетика. – 2005. – № 5. – С. 13–21.
8. Моделирование процессов переноса тепла в водозаполненных контейнерах для хранения отработавшего топлива АЭС / А.Ю. Снегирев, Е.Д. Федорович, В.А. Талалов, В.В. Степанов // Вопросы материаловедения. – 1997. – Вып. 6 (12). – С. 38–47.

Узнать стоимость работы

Заказать другую работу
калькулятор цены
Стоимость без скидки:
(скидка до 700 рублей)
* — точная стоимость будет определена после уточнения сроков сдачи работы, количества страниц и уровня исполнения.