Сучасні методи радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива
The paper is devoted to the history of development and the current state of technological and scientific advances in radiochemical reprocessing of spent nuclear fuel from water-cooled power reactors. Regarding spent nuclear fuel (SNF) of NPP power reactors, long-term energy security involves adoptin...
Збережено в:
| Дата: | 2019 |
|---|---|
| Автори: | , , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | English |
| Опубліковано: |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety
2019
|
| Онлайн доступ: | https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/148 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Nuclear and Radiation Safety |
Репозиторії
Nuclear and Radiation Safety| id |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-148 |
|---|---|
| record_format |
ojs |
| institution |
Nuclear and Radiation Safety |
| collection |
OJS |
| language |
English |
| format |
Article |
| author |
Maltseva, T. Shyshuta, А. Lukashyn, S. |
| spellingShingle |
Maltseva, T. Shyshuta, А. Lukashyn, S. Сучасні методи радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива |
| author_facet |
Maltseva, T. Shyshuta, А. Lukashyn, S. |
| author_sort |
Maltseva, T. |
| title |
Сучасні методи радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива |
| title_short |
Сучасні методи радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива |
| title_full |
Сучасні методи радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива |
| title_fullStr |
Сучасні методи радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива |
| title_full_unstemmed |
Сучасні методи радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива |
| title_sort |
сучасні методи радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива |
| title_alt |
Modern Methods of Radiochemical Reprocessing of Spent Nuclear Fuel |
| description |
The paper is devoted to the history of development and the current state of technological and scientific advances in radiochemical reprocessing of spent nuclear fuel from water-cooled power reactors. Regarding spent nuclear fuel (SNF) of NPP power reactors, long-term energy security involves adopting a version of its radiochemical treatment, conditioning and recirculation. Recycling SNF is required for the implementation of a closed fuel cycle and the re-use of regeneration products as energy reactor fuels. The basis of modern technological schemes for the reprocessing of the spent nuclear fuel is the “Purex” process, developed since the 60s in the USA. The classic approach to the use of U and Pu nuclides contained in spent nuclear fuel is to separate them from fission products, re-enrich regenerated uranium and use plutonium for the production of mixed-oxide (MOX) fuel with depleted uranium. The modern reprocessing plants are able to deal with fuel with further increase of its main characteristics without significant changes in the initial project. In order to close the fuel cycle, it is needed to add the following technological steps: (1) removal of high-level and long-lived components and minor actinides; (2) return of actinides to the technological cycle; (3) safe disposal of unused components. Each of these areas is under investigation now. Several new promising multi-cycle hydrometallurgical processes based on the joint extraction of trivalent lanthanides and minor actinides with their subsequent separation have been developed. A number of promising materials is suggested to be potential matrices for the immobilization of high-level components of radioactive wastes. To improve the compatibility of fuel processing with the environment, non-aqueous technologies are being developed, for instance, pyro-chemical methods for the reprocessing of various types of highly active fuels based on metals, oxides, carbides, or nitrides. An important scientific and technological task under investigation is transmutation of actinides. The results of international large-scale experiments on the partitioning and transmutation of fuel with various minor actinides and long-lived fission products confirm the real possibility and expediency of closing the nuclear fuel cycle. |
| publisher |
State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety |
| publishDate |
2019 |
| url |
https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/148 |
| work_keys_str_mv |
AT maltsevat modernmethodsofradiochemicalreprocessingofspentnuclearfuel AT shyshutaa modernmethodsofradiochemicalreprocessingofspentnuclearfuel AT lukashyns modernmethodsofradiochemicalreprocessingofspentnuclearfuel AT maltsevat sučasnímetodiradíohímíčnoípererobkivídpracʹovanogoâdernogopaliva AT shyshutaa sučasnímetodiradíohímíčnoípererobkivídpracʹovanogoâdernogopaliva AT lukashyns sučasnímetodiradíohímíčnoípererobkivídpracʹovanogoâdernogopaliva |
| first_indexed |
2024-09-01T17:39:11Z |
| last_indexed |
2024-09-01T17:39:11Z |
| _version_ |
1809016266452631552 |
| spelling |
oai:ojs2.nuclear-journal.com:article-1482019-03-21T10:07:07Z Modern Methods of Radiochemical Reprocessing of Spent Nuclear Fuel Сучасні методи радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива Maltseva, T. Shyshuta, А. Lukashyn, S. The paper is devoted to the history of development and the current state of technological and scientific advances in radiochemical reprocessing of spent nuclear fuel from water-cooled power reactors. Regarding spent nuclear fuel (SNF) of NPP power reactors, long-term energy security involves adopting a version of its radiochemical treatment, conditioning and recirculation. Recycling SNF is required for the implementation of a closed fuel cycle and the re-use of regeneration products as energy reactor fuels. The basis of modern technological schemes for the reprocessing of the spent nuclear fuel is the “Purex” process, developed since the 60s in the USA. The classic approach to the use of U and Pu nuclides contained in spent nuclear fuel is to separate them from fission products, re-enrich regenerated uranium and use plutonium for the production of mixed-oxide (MOX) fuel with depleted uranium. The modern reprocessing plants are able to deal with fuel with further increase of its main characteristics without significant changes in the initial project. In order to close the fuel cycle, it is needed to add the following technological steps: (1) removal of high-level and long-lived components and minor actinides; (2) return of actinides to the technological cycle; (3) safe disposal of unused components. Each of these areas is under investigation now. Several new promising multi-cycle hydrometallurgical processes based on the joint extraction of trivalent lanthanides and minor actinides with their subsequent separation have been developed. A number of promising materials is suggested to be potential matrices for the immobilization of high-level components of radioactive wastes. To improve the compatibility of fuel processing with the environment, non-aqueous technologies are being developed, for instance, pyro-chemical methods for the reprocessing of various types of highly active fuels based on metals, oxides, carbides, or nitrides. An important scientific and technological task under investigation is transmutation of actinides. The results of international large-scale experiments on the partitioning and transmutation of fuel with various minor actinides and long-lived fission products confirm the real possibility and expediency of closing the nuclear fuel cycle. Статтю присвячено історії розвитку та сучасному стану технологічних та наукових досягнень у галузі радіохімічної переробки відпрацьованого ядерного палива енергетичних реакторів з водним охолодженням. Відносно відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) енергетичних реакторів атомних електростанцій (АЕС) довгострокова енергетична безпека передбачає прийняття варіанту його радіохімічного очищення, кондиціонування та рециркуляції. Переробка ВЯП необхідна для реалізації замкнутого паливного циклу та повторного використання продуктів регенерації у якості палива енергетичних реакторів. Основою сучасних технологічних схем для переробки відпрацьованого ядерного палива є процес «Purex», розроблений з 60-х років в США. Класичний підхід до використання нуклідів урану та плутонію, що містяться у відпрацьованому ядерному паливі, полягає у відокремленні їх від продуктів поділу, збагачення відновленого урану та використання плутонію для виробництва змішаного оксидного палива (ЗМОКС) зі збідненим ураном. Сучасні переробні заводи здатні працювати з паливом при подальшому збільшенні його основних характеристик без суттєвих змін у вихідному проекті. Для того, щоб закрити паливний цикл, необхідно додати наступні технологічні етапи: (1) видалення високоактивних і довгоживучих компонентів і мінорних актинідів; (2) повернення актинідів до технологічного циклу; (3) безпечна утилізація невикористовуваних компонентів. Кожен із цих напрямків є предметом сучасних досліджень. Розроблено кілька нових перспективних багато-стадійних гідрометалургійних процесів на основі спільного вилучення тривалентних лантанідів та мінорних актинідів з їх подальшим поділом. Розроблено ряд перспективних матеріалів, які є потенційними матрицями для іммобілізації високоактивних компонентів ВЯП. Для поліпшення сумісності обробки палива з середовищем розробляються неводні технології, наприклад, пірохімічні способи переробки різних видів високоактивних видів палива на основі металів, оксидів, карбідів або нітридів. Важливим науково-технічним дослідницьким завданням є трансмутація актинідів. Результати міжнародних масштабних експериментів з розподілу і трансмутації палива з різними мінорними актинідами та довгоживучими продуктами поділу підтверджують реальну можливість та доцільність закриття ядерного паливного циклу. State Scientific and Technical Center for Nuclear and Radiation Safety 2019-03-12 Article Article application/pdf https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/148 10.32918/nrs.2019.1(81).09 Nuclear and Radiation Safety; No 1(81) (2019): Nuclear and Radiation Safety; 52-57 Ядерна та радіаційна безпека; № 1(81) (2019): Ядерна та радіаційна безпека; 52-57 2073-6231 en https://nuclear-journal.com/index.php/journal/article/view/148/151 |