Книги
чёрным по белому
Главное меню
Главная О нас Добавить материал Поиск по сайту Карта книг Карта сайта
Книги
Археология Архитектура Бизнес Биология Ветеринария Военная промышленность География Геология Гороскоп Дизайн Журналы Инженерия Информационные ресурсы Искусство История Компьютерная литература Криптология Кулинария Культура Лингвистика Математика Медицина Менеджмент Металлургия Минералогия Музыка Научная литература Нумизматика Образование Охота Педагогика Политика Промышленные производства Психология Путеводители Религия Рыбалка Садоводство Саморазвитие Семиотика Социология Спорт Столярное дело Строительство Техника Туризм Фантастика Физика Футурология Химия Художественная литература Экология Экономика Электроника Энергетика Этика Юриспруденция
Новые книги
Цуканов Б.И. "Время в психике человека" (Медицина)

Суворов С. "Танк Т-64. Первенец танков 2-го поколения " (Военная промышленность)

Нестеров В.А. "Основы проэктирования ракет класса воздух- воздух и авиационных катапульных установок для них" (Военная промышленность)

Фогль Б. "101 вопрос, который задала бы ваша кошка своему ветеринару если бы умела говорить" (Ветеринария)

Яблоков Н.П. "Криминалистика" (Юриспруденция)
Реклама

Изотопы: свойства, получение, применение Том 1 - Баранов В.Ю.

Баранов В.Ю. Изотопы: свойства, получение, применение Том 1 — М.: ФИЗМАТЛИТ, 2005. — 600 c.
ISBN 5-9221-0522-1
Скачать (прямая ссылка): izotopisvoystvapolucheniyaprimenenie2005.djvu
Предыдущая << 1 .. 236 237 238 239 240 241 < 242 > 243 244 245 246 247 248 .. 291 >> Следующая


По существу ядерные реакторы являются «генераторами» огромного количества искусственных радионуклидов, основные из которых — продукты деления и актиноиды. Известно, что при облучении в течение 300 дней в потоке нейтронов ~ IO13 нейтрон/(см2 • с) в 1 кг природного урана делится примерно 1 г 235U. При этом образуется около 1 г продуктов деления, из 238U — до 1 г 239Pu, а общая активность долгоживущих продуктов деления непосредственно после облучения достигает 2-Ю3 кюри [2]. К продуктам деления принято относить не только радионуклиды, полученные непосредственно в результате деления тяжёлых ядер, но и радионуклиды, образующиеся в результате радиоактивных превращений и ядерных реакций типа (п,7), (п,2п) и т.п. на радиоактивных и стабильных ядрах продуктов деления [3].

Ожидается, что к 2010 г. из мирового парка реакторов с урановым топливом общей мощностью около 400 ГВт будет удалено более 300 тыс. т отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), которое будет содержать 3000 т Pu, 140 т 237Np и около 120 т америция. Кроме того, такое топливо содержит осколки деления с долгоживущими радионуклидами: 250 т "Tc, 90 т 135Cs и около 60 т 129I. О масштабах «производства» осколков деления энергетическим реактором с выгоранием топлива 33 ГВт (эл)- сут/т можно судить по данным, приведённым в табл. 9.2.1.

Многие из радионуклидов, содержащихся в ОЯТ, широко применяются в промышленности, сельском хозяйстве, медицине и практически во всех сферах научной деятельности. Наибольшую ценность представляют: 237Np, 242Cm и 241Am (материалы мишеней для получения 238Pu), 243Am (материал мишеней для получения 244Cm и других трансурановых элементов), 238Pu, 90Sr, 244Cm, 147Pm (источники тепла), 137Cs и 144Ce (источники света) [3].

Переработка топлива АЭС. В настоящее время в атомной промышленности России и других развитых стран используются три варианта ядерного
9.2. Получение радионуклидов — осколков деления ядерного топлива

515

Таблица 9.2.1

Радионуклид Вид излучения Период полураспада, лет Масса г/т ОЯТ Удельная активность, Ки/т
241Pu /3 14,4 1335 1,38- IO5
'37Cs /3.7 30,15 1223 1,06- IO5
242Am а, п 0,446 12 4,04 . IO4
90Sr P 28,15 520 7,34 . IO3
238Pu а 87,7 176 3,01 . IO5
244Cm а, п 18,11 21 1,69- IO3
240Pu а 6,55 • IO3 2226 507
239Pu OL 2,41 • IO4 5768 358
"Tc 7 2,14- IO5 772 130
241Am OL 432,6 33 112
243Am OL 7,38 • IO3 90 16,9
242Pu а 3,76 • IO5 533 2,10
234U OL 2,45 • IO5 153 0,95
237Np а 2,14- IO6 482 0,34
236U OL 2,34 • IO7 4451 0,29
135Cs 7 2,95 • IO6 218 0,195
129 j P 1,57- IO7 185 0,033
235U а 7,04 • IO8 7861 0,02

топливного цикла (ЯТЦ): открытый, промежуточный и замкнутый. Открытый ЯТЦ используется, например, в США, где отработавшее топливо хранится на пристанционных хранилищах. Подобный же подход применяется и в России для отработавшего топлива реакторов РБМК. Промежуточный вариант топливного цикла реализуется для реакторов ВВЭР-1000. Почти замкнут топливный цикл для реакторов ВВЭР-440.

О масштабах выгрузки ОЯТ из энергетических реакторов и объёмах его переработки можно судить по данным за 1997 г. [6]. Суммарная выгрузка отработавшего ядерного топлива на энергоблоках достигла 10,5 тыс. тонн. Из них переработано 3040 т, получено около 2,3 т плутония, произведено около 9 т смешанного уран-плутониевого топлива. По прогнозам, в ближайшем будущем объём переработки останется близким сегодняшнему.

Завод PT-I Производственного объединения «Маяк» перерабатывает 400 т в год (при производительности 600 т/г). Выпуск радионуклидов для использования в различных отраслях народного хозяйства на ПО «Маяк» начался ещё в 50-е годы и проводился сначала на уран-графитовых и тяжеловодных промышленных реакторах, а затем после их остановки был переведён на реакторы «Л-2» и «Руслан». Завод радиоактивных изотопов ПО «Маяк»

IT
516

Гл. 9. Реакторные методы накопления радионуклидов

специализируется на производстве реакторных и осколочных изотопов, таких как 14C, 60Co, 192Ir, 75Se, 85Kr, 90Sr, 137Cs, 241Am, 147Pm, 238Pu, а также изделий на их основе [9].

Производственные мощности завода по выпуску изотопной продукции по основным радионуклидам составляют: по 60Co — 10 млн. Ки, по 137Cs — до 300 тыс. Ки, по 14C — до 1000 Ки, по 90Sr — до 10 млн. Ки, по 85Kr — до 10 тыс. Ки, 238Pu — до 10 кг, 241Am — до 1 кг в год. В настоящее время ведутся работы по отработке технологии получения препаратов 99Mo и 131I, разработаны или готовятся к постановке на производство целый ряд новых источников ионизирующего излучения.

Масштабная переработка ОЯТ ведётся во Франции — 1600 т/год (заводы в Маркуле на мысе Ar), в Великобритании — 1200 т/год (завод в Селлафил-де). В значительно меньших объёмах отработавшее топливо перерабатывается в Японии (100 т/год) и Индии (220 т/год).

Выделение продуктов деления. Методы, разработанные для переработки облучённого ядерного топлива, делятся на два больших направления: водные (гидрометаллургические) и сухие (пирохимические) методы. К водным методам относятся осадительные, экстракционные, хроматографические; из группы сухих методов в технологии получения радионуклидов используется лишь сублимация.
Предыдущая << 1 .. 236 237 238 239 240 241 < 242 > 243 244 245 246 247 248 .. 291 >> Следующая