ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Отделение плутония из "Атомная промышленность " Реакторы подразделяют яа три группы в зависимости от энергии нейтронов, вызывающих деление ядер первичного горючего. Как известно, процесс деления может вызываться быстрыми, тепловыми или промежуточными нейтронами. Быстрые нейтроны это те, которые движутся со скоростью 13,8 млн. м/сек и выше. Тепловые нейтроны имеют скорость 1,9—2,4 тыс. м1сек. [c.99] Наибольшее распространение получили реакторы на тепловых (медленных) нейтронах, они могут работать на естественном уране и производить новое ядерное горючее. Поэтому такие реакторы часто являются производящими, предназначенными для производства горючего, например плутония, из естественного урана. Реакторы на медленных нейтронах могут быть и энергетическими. Реакторы на быстрых нейтронах, естественно, не содержат замедлителя, они более компактны, меньше весят. Эти реакторы могут быть или энергетическими, или энергетическими с одновременным воспроизводством горючего. [c.99] Кроме уран-графитовых, в настоящее время известны реакторы с тяжелой водой. Тяжелая вода — лучгпий замедлитель нейтронов. Поэтому реакторы с тяжелой водой имеют гораздо меньшие размеры, чем уран-графи-товые. По принципу работы и устройству реакторы с тяжелой водой ничем не отличаются от уран-графитовых, только вместо графита применяется тяжелая вода, в которую опускаются урановые стержни. [c.100] В СССР построены и исследовательские реакторы на быстрых нейтронах. Первьи из них БР-1 обладает максимальной мощностью 50 вт. На рис. 25 показан общий вид п поперечный разрез реактора. Характерно, что активная зона цилиндрической формы имеет высоту и диаметр всего 13 см. В нее помещены стерженьки плутония, заключенные в тонкую стальную оболочку. Экран реактора выполнен из обедненного урана. Биологическая защита — бетонная стена толщиной 1 м. Управление реакцией осуществляется при помощи компенсирующего цилиндра и стержней. При работе реактора выгорает плутоний-239 и в меньшей степени — уран-235 из экрана. Вновь образуется плутоний-239. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего для реактора БР-1 равен 2,4-2,5. [c.100] Более мощным является реактор на быстрых нейтронах БР-2. Физическая схема его близка к схеме реактора БР-1. Номинальная мощность реактора несравненно выше — 120 кет, максимальная 200 кет, коэффициент восироизводства 1,6. К этой н е группе реакторов относится и реактор БР-3. У него в активной зоне блоки естественного урана в алюминиевой оболочке помещены в воду. Коэффициент воспроизводства горючего оказался равным 1,5—1,9. Однако скорость накопления нового плутония в нем возросла по сравнению с БР-1 в 1,8 раза. [c.102] Создан в СССР и реактор с газообразным делящимся веществом — шестифтористым ураном. Б качестве замедлителя здесь используют бериллий, а в качестве отражателя — графит. Активная зона его выполнена в виде цилиндра высотой 1,08 м, диаметром 1,16 м. Шестифтористый уран заполняет 148 каналов, представляющих собой алюминиевые трубы квадратного сечения. Полный объем газа составляет 213 л. Для регулирования и аварийного выключения предусмотрен один горизонтальный и четыре вертикальных канала. [c.102] Применение реактора с шестифтористым ураном вносит много нового в проблему воспроизводства горючего и, в частности, может упростить задачу выделения плутония. Газ, циркулирующий через реактор, увлекает с собой плутоний, вступивший в соединение с фтором и образовавший нелетучий фторид. На пути движения газа можно установить специальные уловители. При использовании уран-графитовых реакторов, как мы увидим ниже, процесс отделения плутония более сложен. [c.102] Познакомимся теперь, как отделяется плутоний от урапа, облученного в реакторах. [c.102] Стержни, вынутые из реактора, содержат большое количество урана-238, очень мало урана-235, некоторое количество плутония и продукты деления. Из каждой тонны стержней получается несколько килограммов плутония. Продукты деления обладают огромной радиоактивностью. Поэтому вынутые из атомного реактора стержни чрезвычайно опасны. Их извлечение, транспортировку и последующую обработку осуществляют при помощи специальных приборов и устройств на расстоянии. [c.102] Прежде всего облученные урановые стержни помещают в специальные бетонные хранилища или бассейны с водой. Здесь их выдерживают в течение длительного времени для уменьпгепия радиоактивности. В этот так называемый период старения распадаются наиболее короткоживущие радиоактивные изотопы, обладающие наибольшей активностью, в результате чего радиоактивность урановых стержней значительно уменьшается. Это очень важно для последующих химических процессов отделения плутония, так как в условиях интенсивной радиоактивности значительно ускоряется коррозия аппаратуры, образуются перекиси в водных растворах и т.. д. Под воздействием радиоактивных излучений нагреваются растворы, что затрудняет контроль температуры при химических процессах. [c.103] те периода старения урановые стержни направляют на завод химического отделения плутония. Там прежде всего с урановых стержней снимают алюминиевую оболочку. Эта операция производится, как правило, химическим путем. [c.103] Отделение плутония от урана и продуктов деления также осуществляется химическими методами. Однако задача химического отделения плутония услончняется тем, что уран и плутоний обладают довольно близкими химическими свойствами. Кроме того, наличие большого количества радиоактивных продуктов деления затрудняет нормальное течение химических процессов, в ходе которых приходится отделять очень малые количества накопившегося в урановых стерншях плутония от большого количества урана. Исключительные требования предъявляются к чистоте получаемого плутония. Так же, как и при производстве металлического урана, содержание различных примесей в плутонии не должно превышать миллионных долей. В настоящее время разработано несколько способов отделения плутония. Один из таких способов состоит в следующем (рис. 26). [c.103] Схема отделения плутония от облученного урана. [c.104] Эфирный раствор урана и плутония направляют во вторую противоточную колонну, куда также нодают эфир и водный раствор восстановителя, который способен восстанавливать плутоний, не восстанавливая урана. Азотнокислые соли плутония, восстановленного до четырехвалентного состояния, хорошо растворяются в воде и не растворяются в эфире. Невосстановленный уран, наоборот, хорошо растворяется в эфире и плохо в воде. Поэтому в колонне происходит отделение плутония от урана из нее выходят два раствора — водный раствор плутония и эфирный раствор урана. [c.104] Эфирный раствор урана подают в третью противоточную колонну, где уран вымывают из эфирного раствора большим количеством воды. Эфир тщательно очищают и снова используют в производстве. [c.104] В последнее время для отделения плутония от облученного урана широко пользуются методом экстракции с помощью органического растворителя — трибутилфосфата. Облученные урановые блоки помещают в сосуд, где их оболочки растворяют в едком натре. После этого уран растворяют в азотной кислоте при температуре 105° С, раствор фильтруют для отделения нерастворив-шихся твердых остатков (алюминия и т. д.) и доводят до нужной концентрации добавлением азотной кислоты. Плутоний переводится в четерехвалентное состояние, в котором он лучше всего образует выделяемые с помощью трибутилфосфата комплексы. Для этого вводят в процесс азотистую кислоту. Затем осуществляется несколько последовательных циклов экстракций. Во время первого кислый водный раствор подают в среднюю часть колонны, и он стекает вниз органический растворитель движется вверх. В итоге уран и плутоний переходят в растворитель, а продукты деления остаются в водной фазе. [c.105] Органическая фаза, доходя до верха колонны, промывается азотной кислотой и направляется в среднюю часть второй, разделительной, колонны, где плутоний восстанавливается в присутствии разбавленной азотной кислоты. Плутоний и часть урана переходят в кислый раствор. Чтобы извлечь уран, раствор промывают трибутилфосфа-том. Очищенный от урана водный раствор плутония поступает на второй цикл очистки. Органический раствор, содержащий уран, идет в третью колонну, где уран вымывается водой и также поступает r n второй цикл очистки. [c.105] Во время второго цикла очистки плутония его водный раствор при комнатной температуре непрерывно обрабатывается трехкратным количеством нитрата натрия. После обработки азотной кислотой плутоний вновь экстрагируется трибутилфосфатом. После этого органическая фаза идет в следующую колонну, где плутоний вымывается водой и поступает на дальнейшее концентрирование продукта. [c.105] О сложности процессов отделения плутония и урана друг от друга и продуктов деления свидетельствует и стоимость этих операций (табл. 4). В табл. 4 эти данные сравниваются с данными о стоимости операций по производству металлического урана. [c.106] Вернуться к основной статье