ПИРОХИМИЧЕСКАЯ КОНВЕРСИЯ ОРУЖЕЙНОГО ПЛУТОНИЯ В МОНОНИТРИДНОЕ, МОНОКАРБИДНОЕ ПЛУТОНИЕВОЕ И СМЕШАННОЕ УРАН-ПЛУТОНИЕВОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ

Б. Д. Рогозкин, Ф. Г. Решетников, Н. М. Степеннова, Ю. Е. Федоров, М. Г. Шишков, Э. М. Глаговский, В. Ю. Рогожкин

Аннотация


Изложены основные направления и результаты исследований пирохимической переработки оружейного плутония в топливо для быстрых реакторов. Показано, что эта технология является экономически и экологически обоснованной, компактной, пожаровзрывобезопасной особенно при переработке в карбидонитридное, а также оксидное топливо для быстрых реакторов. Она отвечает принципу нераспространения. Для переработки оружейного плутония в оксидное топливо с глубокой очисткой от 241Am и Gа изучен комбинированный процесс, сочетающий пирохимический перевод плутония в порошки оксида или нитрида, растворение в кислотах и экстракционную очистку от примесей. Показано, что топливные сердечники из порошков нитридов, карбидов, оксидов как из индивидуальных порошков PuN, PuC0,86, PuO2, так и смешанных соединений плутония с ураном изготавливаются по обычным режимам и обеспечивают требуемую плотность и содержание галлия менее 0,001% по массе.

Полный текст:

PDF

Литература


Устинов О.А., Суханов Л.П., Горбунов В.Ф. и др. Неводная технология регенерации нитридного топлива с использованием перекристаллизационных процессов. - Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 3, с. 236-238.

Porodnov P.T., Skiba O.V., Bychkov A.V. e.a. A pyrochemical procedure for the conversion of military origin metallic plutonium into MOX-fuel. - In: Global-1995, v. 2. p. 1346-1351.

Arai Y., Iwai T. e.a. Recent progress of nitride fuel development in JAERI - fuel property, irradiation, behaviour and application to dry reprocessing. - In: Global-97, v. 1, p. 664-668.

Рогозкин Б.Д., Устинов О.А., Сила-Новицкий А.Г. и др. Некоторые вопросы замкнутого топлива U-Pu цикла быстрых реакторов с мононитридным топливом равновесного состава. - В сб.: Современное положение дел и перспективы топливного цикла быстрых реакторов с жидкометаллическим теплоносителем (LMFR). Обнинск, 2005, с. 1-12.

Rogozkin B.D., Reshetnikov F.G., Stepennova N.M. e.a. Production and studies of U and Pu nitrides as nuclear fuel and forms of weapons grade plutonium storage. - In: Global-1995, v. 2, p. 1359-1366.

Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Федоров Ю.Е. и др. Мононитридное смешанное U-Pu топливо и его электрохимическая регенерация в расплавленных солях. - В сб.: Межд. сем. «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики, топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение». М., Мин-во РФ по атомной энергии, 2000, с. 1-20.

Овечкин В.В., Мелентьев В.И., Рогозкин Б.Д. и др. Активационные методы определения содержания кислорода, азота и фтора в ядерном топливе. - Атомная энергия, 1983, т. 53, вып. 3, с. 153-156.

Решетников Ф.Г., Котельников Р.Б., Рогозкин Б.Д. и др. Исследование методов изготовления сердечников из мононитрида, монокарбида и карбонитрида урана для твэлов реакторов на быстрых нейтронах. - In: Intern. Proc. Symp. «Fuel and Fuels and Elements for Fast Reactors». Brussels, 1973, v. 2, p. 25-46.

Решетников Ф.Г., Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М. и др. Методы производства смешанного уран-плутониевого карбидного топлива для твэлов быстрых реакторов. - Вопросы атомной науки и техники. Сер. Атомное материаловедение, 1983, № 2(118), с. 3-5.

Rogozkin B.D., Orlov V.V., Sila-Novitsky A.G. e.a. Properties and syntesis and reprocessing technology of mononitride fuel for inherently safe reactors. - In: ARS-94. Intern. Topical Meeting Advanced Reactors Safety. Pittsburg, USA, 1994, p. 382-389.

Zabudko L.M., Poplavsky V.M. Investigations of nitride fuels for fast reactors in Rossia. - In: Proc. Symp. on Nitride Fuel Cycle Technology. Tokai, Japan, 2004, p. 1-14.

Stakebake J. Kinetics for the reaction of hydrogen with a plutonium-1 weight percent gallium alloys powders. - J. Electrochem. Soc., 1981, v. 128, № 11, p. 2383-2388.

Головченко Ю.М., Маершин А.А., Рогозкин Б.Д. и др. Изучение работоспособности твэлов с карбидным и карбонитридным топливом. М., ЦНИИатоминформ, 1985, с. 35.

Головнин И.С., Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М. и др. Радиационные исследования карбидонитридного уранового и смешанного уран-плутониевого топлива. - В сб.: Межд. конф. по радиационному материаловедению. Алушта, 1990, с. 30, 31, 45.

Rogozkin B.D., Stepennova N.M., Fedorov Yu.E. e.a. Mononitride mixed fuel for fast reactors. - In: Unconventional Options for Plutonium Disposition. IAEA-TECDOC-840, 1995, p. 229-236.

Chang Y., Till C. Advanced breeder cycle uses metallic fuel. - Modern Power Systems, 1991, v. 11, № 4, p. 59-63.

Till C., Chang Y. Progress and status of integral fast reactor (IFR). Fuel cycle development. - In: Proc. Am. Power Conf. Illinois Institute of Technology, 1993, p. 1070-1074.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.