Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС

Купить бумажную книгу и читать

Название: Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС

Автор: В.И. Землянухин, Е.И. Ильенко, А.Н. Кондратьев и др.

Издательство: М.: Энергоатомиздат

Год: 1989

Страниц: 280

ISBN: 5-283-02981-6

Формат: PDF

Размер: 12.5 Мб

Язык: русский

Систематизированы и обобщены сведения о технологии переработки отработавшего топлива АЭС - решающего звена замкнутого ядерного топливного цикла, реализации рецикла делящихся материалов и развития ядерной энергетики.

Рассмотрены вопросы транспортирования и хранения отработавшего топлива АЭС, основные узлы и оборудование технологической схемы радиохимического производства, вопросы контроля технологического процесса, а также проблемы, связанные с повторным использованием регенерированных плутония и урана в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах. Обсуждены проблемы охраны окружающей среды и переработки жидких, газообразных и твердых отходов. Первое издание вышло в 1983.

Для научных работников: химиков-технологов, радиохимиков, студентов и аспирантов соответствующих специальностей.

КРАТКОЕ ОГЛАВЛЕНИЕ

Предисловие ко второму изданию (3).

Введение (5).

Глава 1. Характеристики отработавшего ядерного топлива и задачи радиохимической технологии (13).

Глава 2. Транспортирование и хранение отработавшего ядерного топлива АЭС (23).

Глава 3. Подготовка отработавшего ядерного топлива к экстракции (41).

Глава 4. Растворение отработавшего ядерного топлива (53).

Глава 5. Подготовка раствора ОЯТ к экстракции (68).

Глава 6. Выделение и очистка урана, плутония и нептуния (76).

Глава 7. Переработка топлива реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (127).

Глава 8. Контроль технологического процесса радиохимических заводов и автоматизированные системы управления (145).

Глава 9. Обращение с радиоактивными отходами (164).

Глава 10. Проблемы замкнутого ядерного топливного цикла в реакторах на тепловых нейтронах (224).

Заключение (241).

Приложение 1. Методы разделения урана и плутония при переработке облученного ядерного топлива (248).

Приложение 2. Краткая характеристика технологических схем переработки отработавшего ядерного топлива (256).

Приложение 3. Основные зарубежные радиохимические заводы и установки (260).

Приложение 4. Сравнение параметров новых заводов по переработке оксидного топлива (263).

Список литературы (265).