ПРИНЦИПИАЛЬНЫЕ ПОДХОДЫ К ПЕРЕРАБОТКЕ МИКРОСФЕРИЧЕСКОГО ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА ВТГР

Е. Д. Филимонова, Н. А. Захарова, А. Ю. Шадрин, Л. Н. Подрезова

Аннотация


Разработана принципиальная схема головных операций переработки микросферического отработавшего ядерного топлива высокотемпературного газоохлаждаемого реактора, позволяющая использовать на последующих операциях гидрометаллургическую технологию переработки — пурекс-процесс. Головные операции предусматривают максимально длительное сохранение целостности микросферических твэлов, обеспечивая минимизацию загрязнения конструкционного графита ядерными материалами и продуктами деления. Приведены результаты экспериментальной проверки предложенных операций переработки на модельном отработавшем топливе ВТГР. Рис. 3, табл. 2, список лит. 9 назв.

Ключевые слова


ВТГР, переработка, отработавшее ядерное топлива, TRISO-топливо, микротвэл, графит, пироуглерод, карбид кремния

Полный текст:

PDF

Литература


Голубев И.Е., Курбаков С.Д., Черников А.С. Расчетно-экспериментальные исследования пироуглеродных и карбидокремниевых барьеров микротвэлов ВТГР. — Атомная энергия, 2019, т. 105, вып. 1, с. 14—24.

Barinova E., Beer H.-F., Bradbury D. e.a. Processing of Irradiated Graphite to Meet Acceptance Criteria for Waste Disposal. IAEA-TECDOC-1790. Vienna: IAEA, 2016.

Tian L., Wen M., Li L., Chen J. Disintegration of graphite matrix from the simulative high temperature gas-cooled reactor fuel element by electrochemical method. — Electrochimica Acta, 2009, v. 54, № 28, p. 7313—7317.

Liu R., Liu B., Zhang K. e.a. High temperature oxidation behavior of SiC coating in TRISO coated particles. — Nucl. Mater., 2014, v. 453, № 1—3, p. 107—114.

Землянухин В.И., Ильенко Е.И., Кондратьев А.Н. и др. Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС. М.: Энергоатомиздат, 1983.

Lin K. Characteristics of Radioactive Waste Streams Generated in HTGR Fuel Reprocessing. ORNL-TM-5096, 1976.

Стрельцов О.А., Баранов С.М., Калинин И.В. и др. Контроль качества при изготовлении микротвэлов и топливных компактов. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы, 2016, № 85, с. 68—75.

Chekmarev A.M., Vazhenkov M.V., Stepanov S.I. e.a. High-temperature interaction of components of spent uranium nuclear fuel with alkali metal carbonates in the course of voloxidation in the carbex process. — Radiochem., 2017, v. 59, № 4, p. 341—344. DOI: 10.1134/S1066362217040038.

Нестеренко Л.Л., Бирюков Ю.В., Лебедев В.А. Основы химии и физики горючих ископаемых. Учебное пос. Киев: Вища школа, 1987. 359 с.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.