РАЗВИТИЕ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ СТРУКТУРЫ ПЕРЕРАБОТКИ Облученного ядЕрного топлива АЭС ВОДНО-ЭКСТРАКЦИОННЫМИ МЕТОДАМИ, ЕЕ АНАЛИЗ И ПОДХОДЫ К МОДЕЛИРОВАНИЮ

Б. Я. Зильберман, Е. А. Пузиков, Д. В. Рябков, М. Н. Макарычев-Михайлов, А. Ю. Шадрин, Ю. С. Федоров, В. А. Симоненко

Аннотация


Проведен анализ развития замкнутых водно-экстракционных технологий переработки облученного топлива АЭС в составе замкнутого ЯТЦ на основе пурекс-процесса, включая узлы получения и подготовки облученного топлива к переработке, разделения актиноидов с их очисткой и получением товарных форм, а также концентрирования и иммобилизации технологических радиоактивных отходов. показана возможность формализованного описания элементов технологической структуры с использованием обобщающих терминов, что позволяет предложить подход к составлению иерархической модели технологического процесса с цифровым кодированием уровней производство-узел-операция-поток, что позволяет составить графические структурные схемы с выявлением межузловых и межоперационных связей, а также математическую модель материального баланса.

Полный текст:

PDF

Литература


Зильберман Б.Я. развитие пурекс-процесса для переработки высоковыгоревшего топлива аэс в замкнутом ятц с точки зрения локализации долгоживущих радионуклидов. - Радиохимия, 2000, т. 42, № 1, с. 3-15.

Романовский В.Н., Шадрин А.Ю., Зильберман Б.Я. и др. Экстракционное извлечение долгоживущих радионуклидов из ВАО. - Вопросы радиационной безопасности (ПО «Маяк», Озерск), 2004, № 1, с. 3-19, № 2, с. 5-14.

Minimization of radioactive waste from nuclear reprocessing plants and the back-end of the nuclear fuel cycle. Ed. A.F. Tsarenko. Tech. Rеp. Ser. № 377. Vienna: IAEA, 1992.

Ojovan M.I., Lee W. Immobilisation of radioactive wastes in glass. - In.: An Introduction to Nuclear Waste Immobilisation. London: Elsevier, 2005, p. 213-249.

Шульга Н.А., Соколова И.Д. Обработка жидких радиоактивных отходов на АЭС. - Атомная техника за рубежом, 2008, № 9, с. 3-19.

Переработка ядерного горючего. Ред. с. Столер и Р. Ричардс. М.: Атомиздат, 1964, с. 184-230.

Sympоsium on Production Technology of 237Np and 238Pu. - indust. Engng Chem., Suppl.: process Design develop., 1964, v. 3, № 4, p. 296-327.

Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1983. 384 с.

Zilberman B.Ya., Mosyazh V.M., Starchenko V.A. The influence of daughter radionuclides on Purex process parameters. - J. Radioanalyt. Nucl. Chem., 1990, v. 143, № 1, p. 67-70.

Abrams L. Fuel reprocessing - commercial experience. - Reactor and Fuel Processing technology, 1969, v. 12, № 2, p. 181-194.

Hajimu Y., Omori E., Miura N. e.a. Results of 106Pu and 95Zr decontamination studies in the co-decontamination cycle of the Tokai reprocessing plant. - In: Proc. Intern. Conf. of Solvent Extr. in the Process Industries (ISEC'90). London, NY: Elsevier, 1992, Pt A, p. 657-662.

wabuchi H., Sasaki K., Koyama K e.a. Conceptual study for a computer-aided extraction-status diagnostic system for the Pu-U partition cycle of the Tokai reprocessing plant. - Ibid., p. 705-710.

Baron P., Miquel P., Dormant J. e.a. Extraction cycles design for La Hague plants. - In: Proc. Intern. Conf. Global'93. usa, 1993, p. 63-69.

Masson H., Houguier H., Bernar C. e.a. Advanced purex process and waste minimization at La Hage. - In: Proc. Intern. Conf. on Nuclear Waste Manag. and Environ. Remediat. Czeh. Rep., 1993, v. 1, p. 351-360.

Miura N., Watahiki M., Nakamura Yo.E. e.a. Operation experience and anti-foam study at the Tokai reprocessing plant. - In: Proc. Intern. Conf. Global'97. Japan, 1997, v. 2, p. 1238-1243.

Drain F., Moulin J.-P., Hugelmann D. Advanced solvent management in reprocessing: five years of industrial experience. - In: Intern. Solvent Extraction Conf. ISEC'96. Australia, Melbourne, 1996, v. 1, p. 789-793.

Dzekun E.G., Dubrovsky V.M., Zakharkin B.S. Commercial reprocessing of Wwer-440 spent fuel. - In: Proc. 3d Intern. Conf. on Nucl. Fuel Reproc. & Waste Manag. Recod'91. Japan, 1991, v. 1, p. 44-48.

Глаголенко Ю.В., Дзекун Е.Г., Ровный С.И. Переработка облученного ядерного топлива на комплексе РТ-1: история, проблемы, перспективы. - Вопросы радиационной безопасности (ПО «Маяк», Озерск), 1997, № 2, с. 3-12.

ровный С.И., Неделина Л.В., Тараканов В.М. и др. Об особенностях разделения плутония и нептуния в условиях переработки ОЯТ на комплексе РТ-1. - Радиохимия, 1998, т. 40, № 4, с. 331-335.

Dzekun E.G., Zilberman B.Ya., Zhirnov Yu.P. e.a. Evaporation procedures in spent fuel reprocessing. - In: Proc. of 3d Intern. Conf. on Nucl. Fuel Reproc. & Waste Manag. Recod'91. Japan, 1991, v. 1, p. 433-436.

Lazarev L.N., Lyubtsev R.I., Lebedev V.A. e.a. Construction of the plant RT-2 as a way for solving the problem of WWER-1000 spent fuel management in Russia. Abstracts 3d Ann. Sci. Conf. of Nucl. Soc. Intern. NT'92. St. Petersburg, 1992, p. 14-16.

Зильберман Б.Я., Макарычев-Михайлов М.Н., Сапрыкин В.Ф. и др. регенерация отработавшего экстрагента тбф - разбавитель ректификацией с водяным паром. - Радиохимия, 2002, т. 44, № 3, с. 252-259.

Zilberman B.Ya., Fedorov Yu.S., Mishin E.N. e.a. Superpurex as an optimized TBP-compatible process for long-lived radionuclide partitioning. - In: Proc. Intern. Conf. Global'2003. USA, 2003, p. 503-507.

Гладышев М.В., Зильберман Б.Я., Ревякин В.В. и др. Одноцикличная схема экстракционной переработки отработавшего топлива АЭС с сорбционной доочисткой реэкстракта урана. - Вопросы радиационной безопасности (ПО «Маяк», Озерск), 1998, № 4, с. 27-32.

Волк В.И. Новые подходы к процессу переработки отработавшего ядерного топлива. Тезисы докл. 3-й Рос. конф. по радиохимии «Радиохимия-2000». СПб, 2000, с. 100-101.

Бартенев С.А., Зильберман Б.Я., Есимантовский В.М. и др. Способ окислительного разрушения солей аммония. Патент РФ № 2329554. - Бюл. «Изобр. Товарные знаки», 2008, № 20.

Gavrilov P.M., Revenko Yu.A., Kudryavtsev E.G. e.a. Simplified PUREX-promising technology of SNF treatment for the plant of the next generation. - In: Proc. Intern. Conf. Advanced Nuclear Fuel Cycles and Systems global'2007. USA, CD, p. 1484-1489.

Gavrilov P.M., Kudryavtsev E.G., Revenko Yu.A. experimental demonstration center on mcc as a prototype of the 3d generation plant for thermal reactor snf reprocessing. - In: Proc. Intern. Conf. global'2009 on Nuclear Fuel Cycles: Sustainable Options and Industrial Perspectives. USA, 2009, CD, p. 66-69.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.