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 .. 241 242 243 244 245 246 < 247 > 248 249 250 251 252 253 .. 291 >> Следующая


Радикально упростить проблему утилизации отходов при производстве осколочных радионуклидов позволяет переход от традиционной технологии облучения урановых мишеней к технологии, основанной на уникальном эффекте самопроизвольного выхода осколочного "Mo из жидкосолевого фторидного топлива в газовую фазу [28], обнаруженном в конце 60-х годов в экспериментальном реакторе MSRE (ORNL). Согласно результатам измерений, из расплава выходит более 50% всего молибдена, образующегося при делении урана. Большинство других осколочных элементов, таких как Zr, Ba, Sr, Cs, Br, I, редкоземельные элементы и практически весь уран, имея устойчивые хорошо растворимые в топливной соли соединения, остаётся в расплаве. Принципиально этот процесс может быть реализован в виде герметичной петлевой установки, размещённой в обычном ИР, заполненной жидкосолевым топливом и присоединённой к газовому контуру. В результате деления урана-235 в расплаве соли образуется "Mo, который, не образуя устойчивых растворимых соединений, мигрирует к границе раздела соль-газ и переходит в газовую фазу над поверхностью солевого расплава, отделившись от топливной композиции, содержащей основную массу осколков и делящихся материалов. Накапливающуюся в свободном объёме петлевой установки газо-
524

Гл. 9. Реакторные методы накопления радионуклидов

аэрозольную фракцию осколочных элементов удаляют путём продувки полости инертным газом. Газ-носитель, содержащий Xe, Kr, аэрозоли, а также летучие фториды Mo, Tc и Te, поступает в систему химических сорбентов или вымораживающих ловушек. Очищенный от осколочных элементов инертный газ возвращают в петлевую установку. После процесса разделения 99Mo и сопутствующих молибдену осколочных элементов, последние утилизируют.

Производительность такой петлевой установки на 235U тепловой мощностью 100 кВт, работающей в стационарном режиме, может обеспечить наработку более 1000 Ки 99Mo в неделю. Предлагаемый способ даёт возможность значительно снизить количество радиоактивных отходов в сравнении с традиционным производством осколочных радионуклидов и не нуждается в регенерации обогащённого урана. В качестве внешнего источника нейтронов может рассматриваться не только ядерный реактор, но и линейный или циклический ускорители.

Производства осколочного 99Mo на базе растворного реактора

АРГУС. В Российском научном центре «Курчатовский институт» (РНЦ КИ) был разработан и введён в эксплуатацию в 1981 г. головной растворный исследовательский реактор «Аргус» мощностью 20 кВт [29]. Активная зона реактора состоит из водного раствора уранилсульфата, помещённого в корпус. Внутри корпуса установлены вертикальные «сухие» каналы: центральный и два симметричных периферийных канала, в которых расположены органы регулирования и защиты. Внутри корпуса также расположен змеевик охлаждения. Корпус реактора окружён боковым и нижним торцевым графитовым отражателем. Газообразные продукты радиолиза топливного раствора регенерируются с помощью системы каталитической регенерации, которая вместе с корпусом образует герметичную систему. В основу работы системы рекомбинации заложен принцип естественной циркуляции газовой смеси по контуру. Растворный тип реактора обеспечивает условия максимальной безопасности, которая гарантируется большим отрицательным эффектом реактивности и оптимальной концентрацией урана в растворе, приводящих к саморегулированию реакторной установки.

С середины 90-х годов в РНЦ «КИ» ведётся разработка технологии и создание демонстрационного ядерно-технологического комплекса производства осколочного 99Mo на растворном реакторе «Аргус». Агрегатное состояние топлива реактора «Аргус» предоставляет принципиальную возможность наработки изотопа 99Mo непосредственно из топливного раствора без изменения состава и характеристик активной зоны. С этой целью, после работы реактора на мощности раствор прокачивается через специальный сорбент на основе оксида титана, который обеспечивает первую стадию выделения 99Mo из всей массы продуктов деления. Уран при этом не сорбируется, и топливный раствор в режиме петли полностью возвращается в корпус реактора. Всё количество претерпевшего реакцию деления урана, необходимое для обеспечения мощности реактора, расходуется на наработку целевого изотопа.

Эта новейшая технология производства 99Mo позволяет снизить необходимую мощность реактора в 100 и более раз по сравнению с мощностью реактора в традиционной технологии, что не только влечёт снижение общего
9.2. Получение радионуклидов — осколков деления ядерного топлива

525

количества радиоактивных отходов производства, но и допускает его размещение в населённых районах и способствует решению вопросов лицензирования. При этом эффективность использования 235U приближается практически к 100%, в то время как в мишенной технологии только 0,4% 235U расходуется на получение продукта, а остальная его часть после переработки мишени, как правило, направляется в отходы [30]. Кроме того, исключается необходимость изготовления урановых мишеней.

Разработанная технология позволяет решить актуальную задачу снижения обогащения урана при производстве 99Mo и снять обеспокоенность общественности по проблеме нераспространения.
Предыдущая << 1 .. 241 242 243 244 245 246 < 247 > 248 249 250 251 252 253 .. 291 >> Следующая