КАТЕГОРИЯ:


Астрономия- (809) Биология- (7483) Биотехнологии- (1457) Военное дело- (14632) Высокие технологии- (1363) География- (913) Геология- (1438) Государство- (451) Демография- (1065) Дом- (47672) Журналистика и СМИ- (912) Изобретательство- (14524) Иностранные языки- (4268) Информатика- (17799) Искусство- (1338) История- (13644) Компьютеры- (11121) Косметика- (55) Кулинария- (373) Культура- (8427) Лингвистика- (374) Литература- (1642) Маркетинг- (23702) Математика- (16968) Машиностроение- (1700) Медицина- (12668) Менеджмент- (24684) Механика- (15423) Науковедение- (506) Образование- (11852) Охрана труда- (3308) Педагогика- (5571) Полиграфия- (1312) Политика- (7869) Право- (5454) Приборостроение- (1369) Программирование- (2801) Производство- (97182) Промышленность- (8706) Психология- (18388) Религия- (3217) Связь- (10668) Сельское хозяйство- (299) Социология- (6455) Спорт- (42831) Строительство- (4793) Торговля- (5050) Транспорт- (2929) Туризм- (1568) Физика- (3942) Философия- (17015) Финансы- (26596) Химия- (22929) Экология- (12095) Экономика- (9961) Электроника- (8441) Электротехника- (4623) Энергетика- (12629) Юриспруденция- (1492) Ядерная техника- (1748) Arhitektura- (3434) Astronomiya- (809) Biologiya- (7483) Biotehnologii- (1457) Военни бизнесмен (14632) Висока technologies- (1363) Geografiya- (913) Geologiya- (1438) на държавата (451) Demografiya- ( 1065) Къща- (47672) журналистика и смирен (912) Izobretatelstvo- (14524) външен >(4268) Informatika- (17799) Iskusstvo- (1338) историята е (13644) Компютри- (11,121) Kosmetika- (55) Kulinariya- (373) културата е (8427) Lingvistika- (374) Literatura- (1642) маркетинг-(23702) математиците на (16968) Механична инженерно (1700) медицина-(12668) Management- (24684) Mehanika- (15423) Naukovedenie- (506) образователна (11852) truda- сигурност (3308) Pedagogika- (5571) Poligrafiya- (1312) Politika- (7869) Лево- (5454) Priborostroenie- (1369) Programmirovanie- (2801) производствено (97 182 ) индустрия- (8706) Psihologiya- (18388) Religiya- (3217) Svyaz (10668) Agriculture- (299) Sotsiologiya- (6455) на (42831) спортист строително (4793) Torgovlya- (5050) транспорт ( 2929) Turizm- (1568) физик (3942) Filosofiya- (17015) Finansy- (26596) химия (22929) Ekologiya- (12095) Ekonomika- (9961) Electronics- (8441) Elektrotehnika- (4623) Мощност инженерно ( 12629) Yurisprudentsiya- (1492) ядрена technics- (1748)

Обработка (затворен цикъл)




Отработено ядрено гориво от реактори началния етап на фаза след облъчване на цикъла на ядреното гориво е едно и също за отворени и затворени цикли ядрено-горивния цикъл.

Тя включва премахване на горивни пръти от отработеното ядрено гориво от реактора, да го приберете в басейна близко-станция ( "мокър" съхранение в охладителната езера под вода) в продължение на няколко години и след това се транспортират до завода за преработка. В отворено изпълнение на НРД поставя в хранилище за отработено ядрено гориво, специално адаптирана ( "сухо" съхранение в инертен газ или въздух в контейнерите или камери), където издържат десетилетия, след това обработени във форма, която не позволява на кражбата на радионуклид, и подготвени за окончателно обезвреждане.

Затвореният версия на NFC отработено гориво, предоставена на завода за преработка, които се обработват за извличане на делящи се ядрени материали.

Отработено ядрено гориво (ОЯГ) - особен вид радиоактивни материали - суровината за радиоактивната индустрия.

Облъчени горивни елементи се извличат от реактора след изработване, имат значително натрупаната дейност. Има два вида на отработено ядрено гориво:

1) търговски реактор на отработено ядрено гориво, което има химична форма на горивото и неговата обвивка, удобна за разреждане и последваща обработка;

2) горивни елементи мощността на реактора.

ОЯГ търговски реактори се обработват на задължителна основа, а отработеното гориво не винаги се обработват. Мощност ОЯГ са свързани с високо ниво на отпадъците, ако не се подлага на допълнителна обработка или да ценна суровина енергия, когато са подложени на обработка. В някои страни (САЩ, Швеция, Канада, Испания, Финландия) ОЯГ напълно дължи на радиоактивните отпадъци (RW). В Англия, Франция и Япония - за енергийните суровини. В Руската част на отработено гориво се счита за радиоактивни отпадъци, част отива на обработката при радиохимично растения (146).

Поради факта, че не всички страни да се придържат към тактиката на затворен цикъл на ядреното гориво, отработено гориво се увеличава в световен мащаб. Практиката на страните, придържащи се към затворения цикъл ураново гориво показа, че частичното затваряне на цикъла на ядреното гориво РЛВ губещи дори ако е възможно през следващото десетилетие възхода на уран в цената с 3-4 пъти. Независимо от това, кратък цикъл РЛВ гориво в страната, покриваща разходите, дължащи се на увеличението на тарифите за електроенергия. Напротив, САЩ и някои други страни отказват преработване, отнасящи се до бъдещето на окончателно погребване на отработено ядрено гориво, в предпочитание на бавна скорост на затвора, което е по-евтино. Независимо от това, че се очаква от двадесетте години, прекарани преработка на гориво в света ще нарасне.



Извлечение от активната зона на горивните касети мощността на реактора с отработено ядрено гориво се съхранява в басейна за съхраняване на ядрени централи за 5-10 години, за да се намали тяхната топлина и разпад на краткотрайни радионуклиди. В 1 кг на отработено ядрено гориво атомни електроцентрали в първия ден след изписването му от реактора съдържа между 26 и 180 хиляди души. Key радиоактивност. Една година по-късно, на активността на 1 кг отработено ядрено гориво е намален до 1000. Ключ в 30-години до 0260. Ключ. Една година след като вдлъбнатината, в резултат на падането на краткотрайни радионуклиди активност на отработено ядрено гориво е намалено с 11 - 12 пъти, а след 30 години - 140 - 220 пъти по-нататъшно намаляване на бавно в продължение на стотици години, 9 (146).

Когато реакторът се зарежда първоначално природен уран, отработеното гориво е 0,2 - 0,3% 235U. Re обогатяване на уран, като не е икономически изгодно, така че остава под формата на така наречените обеднен уран. Дъмпинг на уран в бъдеще може да се използва като плодородна материал в бързи реактори за легитимация. Когато се използва за зареждане на ядрените реактори обогатен уран отработено гориво съдържа 1% 235U. Това уран може да бъде doobogaschen към оригиналното съдържание на ядрената си гориво и се връща в НРД. Възстановяване на реактивност на гориво може да бъде постигнато чрез добавяне към него други делящи нуклиди - 239Pu или 233U, т.е. вторично гориво. Ако добавя към обеднен уран в количество от 239Pu, 235U еквивалент обогатяване на гориво се реализира цикъл гориво уран-плутоний. Смесената уран-плутония, използван като гориво в топлинни реактори и бързо селекционер. Уранът-плутоний гориво осигурява най-пълно използване на уранови ресурси и разширено възпроизводство на делящи се материали. За преработване технологии са основни характеристики на гориво изписан от реактора: Химическата и радиоактивната състав, съдържание на делящи се материали, нивото на активност. Тези характеристики се определят от способността на ядрен реактор гориво burnup горивото в реактора, продължителността на кампанията, съотношението на възпроизвеждане на вторични делящи се материали, времето за съхранение на гориво след изписването му от реактора, тип реактор.

Изписан от отработено гориво ядрен реактор се прехвърля на обработка само след определен стареене. Това се дължи на факта, че голям брой от краткотрайни радионуклиди, които определят голяма част от дейността изписан от горивото на реактора сред продуктите на делене. Затова svezhevygruzhennoe гориво се съхранява в специални хранилища за време, достатъчно за разпадането на основния размер на краткотрайни радионуклиди. Това значително улеснява организацията на биологична защита, намалява радиацията излагане на химикали и разтворители в преработката на ядрено гориво и преработени на намален набор от елементи, от които основните продукти, за да бъдат почистени. Така, след две или три години излагане облъчени дейност гориво определя дългоживеещи продукти на делене: Zr, Nb, Sr, CE, и други лантанид, ЖП и а-активен трансуранови елементи. 96% от отработеното ядрено гориво - е уран-235 и уран-238, 1% - плутоний, 2-3% - делене фрагменти радиоактивни.

Времето на задържане на ОЯГ - 3 години за реакторите на лека вода, 150 дни за бързи реактори за разплод (155).

Общата активност на продуктите на делене се съдържат в 1 тон на отработено ядрено гориво от ВВЕР-1000 след три години на стареене в охлаждащ езерце (BB) е 790000 Key.

При съхраняване на ОЯГ в склад почти станция, неговата активност намалява монотонно (приблизително заповед на 10 години). Когато дейност попада на норми, които регулират безопасността на отработено гориво железопътния, тя се възстановява и се премества тяхното съхранение или дългосрочно съхранение, или на завода за преработка. В гориво прът събрание на преработвателно предприятие, използвайки за товарене и разтоварване механизмите на претоварени контейнери за в оригиналната съхранението буфер басейн. Тук събранието се съхраняват толкова дълго, тъй като те не са изпратени за рециклиране. След накисване в басейна по време на срока, избран в този завод, горивни касети, изпуснати от склад и изпратени до Министерството на подготовка на гориво за операции за добив аутопсията пръти отработено гориво.

Повторна преработка на отработено ядрено гориво се извършва с цел да се извлече от него делящи радионуклиди (предимно 233U, 235U и 239Pu), пречистване на уран от неутронни абсорбиращи примеси, разделяне на нептуний и други трансуранови елементи, производство на изотопи за промишлени, научни или медицински цели. При обработката на пръчки за преработка на гориво ядрено гориво разбере енергетиката, научните изследвания и транспортни реактори и преработвателни реактори одеала за легитимация. Преработката на отработено ядрено гориво - на главната сцена на затворена опции ядрено-горивния цикъл, и задължителен етап от използване на оръжия плутоний (фигура 35).

Рециклирането на делящи се материали, облъчени с неутрони в гориво ядрен реактор се провежда за решаване на проблеми, като например

- Получаване на уран и плутоний за производството на нови горива;

- Получаване на ядрен материал (уран и плутоний) за производство на ядрени оръжия;

- Получаване на различни радиоизотопи, които намират приложение в медицината, индустрията и научните изследвания;

Фиг. 35. Nekotrye perebotki етапи на отработено ядрено гориво до Маяк. Всички операции се извършват с помощта на манипулатори и камери защитени 6-слойна олово skeklom (155).

- Получаване на доходи от други страни, които са или се интересуват от първия и втория, или не искат да запазят някакви големи количества отработено ядрено гориво;

- Решението на проблемите на околната среда, свързани с обезвреждането на радиоактивни отпадъци.

В Русия преработва уран облъчени пръти на реактора гориво и селекционера реактори ВВЕР-440, BN и някои морски двигатели; Основните видове горивни пръти от реактори ВВЕР-1000, РБМК (от всякакъв вид) не се обработват и се натрупват в момента в специални съоръжения за складиране.

В момента, в размер на отработено гориво се увеличава непрекъснато и регенерация му - основната задача на радиохимични технологии за обработка на пръти отработено гориво. Обработката се извършва подбора на уран и плутоний и ги почиства от радиоактивните продукти на делене, включително неутронния нуклида (неутронни отрови), че повторната употреба на ядрени материали могат да попречат на развитието на реактора на ядрена верижна реакция.

Сред делене радиоактивни продукти, съдържаща голямо количество радионуклиди, които могат да бъдат използвани в областта на ниска енергия ядрен (източник радиоизотоп топлина за топлоелектрическа), както и за производство на източници на йонизиращи лъчения. Заявленията са трансуранови елементи, в резултат на нежелани реакции на уранови ядра с неутрони. радиоактивната преработване Технологията трябва да гарантира извличането на всички радионуклиди, които са полезни от практическа гледна точка, или научен интерес (147 43) на.

Процесът на химическа преработка на отработено гориво е свързано с проблема за изолиране от биосферата големия брой на радионуклиди в резултат от уран делене. Този проблем - един от най-сериозните и неразрешими проблеми на ядрената енергия.

Първият етап включва получаването на радиохимичната производство на гориво, т.е. за да я освободите от структурни части и възли, унищожаването на защитните обвивки на горивните елементи на. Следващият етап е свързан с предаването на ядрено гориво във фазата от които химичната обработка се извършва: в разтвор в стопилката, в газова фаза. Превод получаване на разтвор чрез разтваряне в азотна киселина често. Така уран преминава в състояние на шествалентен и формира уранил йон, UO 2 2+, и плутоний - отчасти в шест в състояние на четиривалентна, предложи тестване 2 2+ и Pu 4+, съответно. Преведено на газовата фаза, поради образуването на летливи халогениди уран и плутоний. След прехвърлянето на ядрени материали съответната фаза се извършва редица операции директно свързани с изолирането и пречистването на компонентите и издаването на всеки от тях под формата на търговски продукт (Фигура 36).

Fig.36. Общият уран и плутоний обращение веригата в затворен кръг (156).

Обработка (преработка) на отработено ядрено гориво е извличане на уран и плутоний, натрупани фракции от продукти на делене. ОЯГ 1 m по време на изваждане от реактора, съдържаща 950-980 кг 235U и 238U, 5,5-9,6 кг Пу, и една малка част от а- излъчватели (нептуний, америций, Curium и т.н.), чиято дейност може да достигне 26 хиляди души. ключ за 1 кг отработено гориво. Именно тези елементи в затворен цикъл на ядреното гориво следва да се разпределят, да се концентрират, за да се почисти и да се трансформира в желаната химична форма.

Технологичният процес на преработка включват:

- Механично раздробяване (рязане) на горивни пръти и горивни касети с цел отваряне на горивния материал;

- Разтваряне;

- почистване решения баластните примеси;

- Разделяне на екстракция и пречистване на уран, плутоний и други нуклеиди продукт;

- Разпределяне на плутоний диоксид, нептуний диоксид, уранил нитрат хексахидрат и уранов оксид;

- Обработка на разтвори, съдържащи други радионуклиди и тяхното избиране.

Разделянето на технологията на уран и плутоний, тяхното разделяне и пречистване от продуктите на делене е процес на извличане на уран и плутоний трибутилфосфат. Тя се осъществява в непрекъснат многостъпални екстрактори. В резултат на уран и плутоний са изчистени от милиони пъти в продуктите на делене. Рециклиране на отработено ядрено гориво е свързано с образуването на малко количество твърди и газообразни отпадъци активност от около 0,22 Ci / година (максимално допустима емисия на 0.9 Ci / година) и голямо количество течни радиоактивни отпадъци.

ТВЕЛ Всички строителни материали са устойчиви на химикали, и разпускането на сериозен проблем. Освен делящи се материали, горивни елементи съдържат различни устройства за съхранение, и покрития, състоящи се от неръждаема стомана, цирконий, молибден, силиций, графит, хром, и други. Разтварянето на ядрено гориво, тези материали не се разтварят в азотна киселина и произвеждат в резултат разтвор голямо количество суспендирани вещества и колоиди.

Тези характеристики на горивните елементи се е наложило разработването на нови методи за отваряне или разтваряне на черупките, както и изясняването на ядреното преработване на гориво решения преди екстракцията.

Дълбочината на производство на плутоний реактори изгарянето на горивото се различава значително от атомните реактори burnup гориво. Следователно, обработката на входящите материали с много по-високи нива на радиоактивните продукти на делене и плутоний 1 тон U. Това води до повишени изисквания за процеса на пречистване на получените продукти и да се гарантира ядрената безопасност в процеса на рециклиране. Трудности възникват поради необходимостта за рециклиране и обезвреждане на големи количества течни отпадъци на високо ниво.

След това прекарват изолация, разделяне и пречистване на уран, плутоний и нептуний три цикъла на екстракция. В първия цикъл се провежда съвместно уран и плутоний пречистване на по-голямата част от продуктите на делене и след това да извърши разделянето на уран и плутоний. По втория и третия цикъл на уран и плутоний е допълнително концентрирани и пречистени отделно. Получените продукти - уранил нитрат и плутониев нитрат - се поставят в буферен резервоар преди прехвърлянето им към инсталацията за преобразуване. разтвор плутоний нитрат, се прибавя оксалова киселина оксалат образува суспензия се филтрува, утайката се калцинира.

Плутоний оксид прах се пресява през сито и се пълни в контейнери. Като такива, плутония се съхранява, преди да премине към фабриката за производство на нови горивни елементи.

Офис материали облицовка на обвивките на топлоотделящите елементи - една от най-сложните проблеми на процеса на ядреното преработване на гориво. Съществуващите методи могат да бъдат разделени на две групи: методите на дисекция с отделяне на материала за обвивка и основните елементи за гориво и аутопсията техники без отделяне на мембранния материал от ядрото. Първата група включва отстраняването на обвивките на топлоотделящите елементи и отстраняване на строителни материали до разпускането на ядрено гориво. Вода-химични методи са като черупка материал разтварят в разтворители, които не засягат основните материали.

Използването на тези методи за обработка на характеристика на горивните пръти на метален уран в черупките на алуминий или магнезий и неговите сплави. Алуминият е лесно разтворим в сода каустик или азотна киселина и магнезий - в разредена сярна киселина при загряване. След разтваряне на основната обвивка се разтваря в азотна киселина.

Въпреки това, съвременните горивни елементи мощността на реактора имат устойчиви на корозия облицовки, умерено разтворими материали: цирконий, циркониеви сплави, съдържащи калай (Zircaloy) с ниобий или неръждаема стомана. Selective разтваряне на тези материали е възможно само в силно корозионна среда. Цирконият се разтваря в флуороводородна киселина и нейни смеси с азотна киселина или оксалова или разтвор NH4F. обвивка от неръждаема стомана - във вряща 6.4 M H 2 SO 4. Основният недостатък на химически метод за отстраняване на черупките - формирането на голям брой висококвалифицирани физиологичен течни радиоактивни отпадъци.

За да се намали количеството на отпадъците от разрушаване на снаряди и да получите тези отпадъци директно в твърдо състояние, по-подходяща за по-продължително съхранение, се развиват процесите на разрушаване на черупки под влиянието на неводни реагенти при повишена температура (pyrochemically методи). Цирконий обвивка отстранява с безводен хлороводород в кипящ слой на Al 2 O 3 при 350-800 ° С Цирконий се превръща в летлива ZrC L4 и отделя от основния материал чрез сублимация и след това се хидролизира до получаване на твърдо вещество циркониев диоксид. Пиромсталургичните методи се основават на преки черупки преформатиране или разтварянето им в други разтопени метали. Тези методи използват разликата в температурата на топене на ядрото и черупки материали или тяхната различна разтворимост във метали или други разтопени соли.

Механични методи включват премахване на черупките на няколко етапа. Първо, нарязани на крайните части на блока на гориво и да го разбият в пакети за гориво и индивидуални горивни пръти. След това извадете черупката механично отделено от всеки ТВЕЛ.

Откриване на горивните елементи може да се извърши без разделяне на материали от обвивката на ядрото.

При прилагането обвивка вода-химични методи и ядро ​​се разтваря в същия разтворител, за да се даде общо решение. Съвместно разтваряне полезно, когато многократна обработка на високо съдържание на ценни компоненти (235U и PU) или когато един завод за рециклиране на различни видове горивни елементи с различни размери и конфигурации. Ако pyrochemical методи ТВЕЛ третира газообразни реагенти, които унищожават не само обвивката и ядрото.

Успешните алтернативни методи за дисекция с едновременно отстраняване на черупката и методите за тяхното разрушаване на обвивката и сърцевината се оказаха по метода на "рязане-излужване." Методът е подходящ за обработка на горивни елементи в черупките неразтворими в азотна киселина. Гориво сноп се нарязва на малки парченца, да открият основната ТВЕЛ е достъпно на химически реактиви и разтвори в азотна киселина. Неразтворим черупка измива от останките на задържания в тяхното решение и отстранява като скрап. Сечене FE има някои предимства. Образующиеся отходы - остатки оболочек - находятся в твердом состоянии, т.е. не происходит образования жидких радиоактивных отходов, как при химическом растворении оболочки; не происходит и значительных потерь ценных компонентов, как при механическом снятии оболочек, так как отрезки оболочек могут быть отмыты с большой степенью полноты; конструкция разделочных машин упрощается в сравнении с конструкцией машин для механического снятия оболочек. Недостаток метода рубки-выщелачивания - сложность оборудования для рубки ТВЭЛов и необходимость его дистанционного обслуживания. В настоящее время исследуют возможность замены механических способов рубки на электролитический и лазерный методы.

В отработанных ТВЭЛах энергетических реакторов высокой и средней глубины выгорания накапливается большое количество газообразных радиоактивных продуктов, которые представляют серьезную биологическую опасность: тритий, иод и криптон. В процессе растворения ядерного топлива они в основном выделяются и уходят с газовыми потоками, но частично остаются в растворе, а затем распределяются в большом количестве продуктов по всей цепочки переработки. Особенно опасен тритий, образующий тритированную воду НТО, которую затем трудно отделить от обычной воды Н2О. Поэтому на стадии подготовки топлива к растворению вводят дополнительные операции, позволяющие освободить топливо от основной массы радиоактивных газов, сосредоточив их в небольших объемах сбросных продуктов. Куски оксидного топлива подвергают окислительной обработке кислородом при температуре 450-470 о С. При перестройке структуры решетки топлива в связи с переходом UO 2 -U 3 O 8 происходит выделение газообразных продуктов деления - тритий,йод, благородных газов. Разрыхление топливного материала при выделении газообразных продуктов, а также при переходе диоксида урана в закись-окись способствует ускорению последующего растворения материалов в азотной кислоте.

Выбор метода переведения ядерного топлива в раствор зависит от химической формы топлива, способа предварительной подготовки топлива, необходимости обеспечения определенной производительности. Металлический уран растворяют в 8-11М HNO 3 , а диоксид урана - в 6-8М HNO 3 при температуре 80-100 о С.

Разрушение топливной композиции при растворении приводит к освобождению всех радиоактивных продуктов деления. При этом газообразные продукты деления попадают в систему сброса отходящих газов. Перед выбросом в атмосферу сбросные газы очищают.

Выделение и очистка целевых продуктов

Уран и плутоний, разделенные после первого цикла экстракции, подвергают дальнейшей очистке от продуктов деления, нептуния и друг от друга до уровня, отвечающего техническим условиям ЯТЦ и затем превращают в товарную форму.

Наилучших результатов по дальнейшей очистке урана достигают комбинированием разных методов, например экстракции и ионного обмена. Однако в промышленном масштабе экономичнее и технически проще использовать повторение циклов экстракции с одним и тем же растворителем - трибутилфосфатом.

Число циклов экстракции и глубина очистки урана определяются типом и выгоранием ядерного топлива, поступающего на переработку, и задачей отделения нептуния. Для удовлетворения технических условий по содержанию примесных α-излучателей в уране общий коэффициент очистки от нептуния должен быть ≥500. Уран после сорбционной очистки реэкстрагируют в водный раствор, который анализируют на чистоту, содержание урана и степень обогащения по 235U.

Завершающая стадия аффинажа урана предназначена для перевода его в оксиды урана - либо осаждением в виде перекиси уранила, оксалата уранила, уранилкарбоната аммония или ураната аммония с последующим их прокаливанием, либо прямым термическим разложением гексагидрата уранилнитрата.

Плутоний след като са били отделени от основната маса на уран е допълнително пречистен от продуктите на делене, уран и други актиниди до обичай фон за γ- и β-активност. Като краен продукт в растенията са склонни да се плутоний диоксид, и по-нататък в комбинация с химическа обработка и за извършване на производство на горивни пръти, по който се избягва скъпо транспорт на плутоний изискват специални предпазни мерки, особено когато превозващи плутониев нитрат решения. Всички етапи на пречистване на процес и концентрацията на плутоний изискват специални системи за безопасност на ядрената безопасност и защита на персонала и предотвратяване на замърсяването на околната среда с оглед на възможно токсичността на плутоний и високо ниво на α-лъчение. се вземат под внимание всички фактори в развитието на оборудване, което може да доведе до поява на критичност: масата на ядрен материал хомогенност, геометрия, отражение на неутрони, забавят и поглъщащи неутрони, както и концентрацията на делящ се материал в процеса и т.н. Минималната критична маса от воден разтвор плутониев нитрат е 510 грама. (в присъствието на вода рефлектор). Ядрената безопасност при операции в плутоний клон е снабдена със специална апаратура геометрия (диаметър и обем) и ограничаване на концентрацията на плутония в разтвора се контролира непрекъснато в определени точки на непрекъснат процес.

Технологията на крайното пречистване и концентрацията на плутония се основава на провеждане последователни цикъла на екстракция или йонообменна и допълнително рафиниране операции плутоний отлагане, последвано от термично превръщане в диоксид.

Плутоний двуокис влиза единица климатик, където е калциниран, трошене, пресяване, пакетиране и придобиване страни.

За производството на смесен уран-плутоний гориво целесъобразно метод на химически съутаяване на уран и плутоний, което позволява да се постигне пълна хомогенност на горивото. Този процес не изисква разделяне на уран и плутоний по време на преработката на отработено гориво. В този случай, смесени разтвори, получени чрез частично отделяне на уран и плутоний изместване източване. По този начин можете да получите (U, Pu) O2 за с лека вода ядрени реактори на топлинни неутрони, съдържащи PuO2 3%, както и за бързи реактори, съдържащи PuO2 20%.

Дискусия относно осъществимостта на регенерацията на отработеното гориво е не само на научни, технически и икономически, но и политически, тъй като разполагането на изграждането на регенерация растения е потенциална заплаха от разпространението на ядрено оръжие. Основният проблем - осигуряване на пълна безопасност на производството, т.е. гарантиране контролира използването на плутоний и безопасността на околната среда. Така че сега се създаде ефективна система за контрол на процеса на химическа преработка на ядрено гориво, предоставящи възможност за определяне на размера на ядрен материал на всеки етап от процеса. Осигуряване на гаранции за неразпространение на ядрени оръжия са също така предлага така наречените алтернативни производствени процеси, например CIVEX-процес, при който плутония във всеки един от етапите на процеса не са напълно отделени от уран и продукти на делене на, което значително усложнява възможността за използването му в взривни устройства.

CIVEX - възпроизвеждане на ядрено гориво, без разделяне на плутоний.

За подобряване на екологично преработване разработен неводни процеси, които се основават на разликите в променливостта на компонентите на системата обработва. Предимствата на неводен процес е да си компактност, при липса на силна разреждане и образуването на големи количества течни радиоактивни отпадъци, по-малко влияние на процесите на излъчващ гниене. Получената отпадъците е в твърда фаза и заемат значително по-малко обем.

В момента тя работи вариант организация на ядрената енергия, която не равни блокове се строят на гарата (например, три блока от същия тип на топлинни неутрони) и различни видове (например, две топлинна и един бърз реактор). Първо, обогатен с 235U гориво се изгаря в термичен реактор (с образуването на плутоний), след това се премества бързо реактор Хайл гориво, което е възникнало поради плутония преработва 238U. След употреба цикъл на отработено ядрено гориво се подава към завода за преработка, която се намира директно в завода. Растението не е изцяло ангажиран с обработката на гориво - тя е ограничена до освобождаването на отработено ядрено гориво само уран и плутоний (чрез дестилация хексафлуорид ftoridovetih елементи). Посветен на уран и плутоний за производството получили ново смесено гориво, а останалите отработеното гориво отива в завода или на разпределението на полезни радионуклиди, или за изхвърляне.