Авторы
Крячко М.В., Хохлов Г.Н.
Организация
АО «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Крячко М.В. – научный сотрудник. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-80-45; e-mail:
Хохлов Г.Н. – старший научный сотрудник.
Аннотация
Одной из основных задач обеспечения радиационной безопасности топливного цикла реактора на быстрых нейтронах является задача безопасного обращения с ТВС. В случае замкнутого ядерного топливного цикла с быстрыми реакторами, ТВС для загрузки реактора будут производиться из регенерированных урана и плутония, выделенных из ОЯТ при переработке.
Радиационные характеристики ОЯТ, такие как активность, тепловыделение и интенсивность гамма-излучения, определяются в основном продуктами деления.
При этом, в случае использования в ЗЯТЦ технологий с неполной очисткой регенерата от продуктов деления, оставшиеся в регенерате продукты деления могут значительно усложнить обращения со свежими ТВС.
В настоящей работе рассматривается вопрос оптимизации требований к технологии переработки ОЯТ с точки зрения радиационных характеристик.
Ключевые слова
облученное ядерное топливо, пирохимическая переработка ОЯТ, гидрометаллургическая переработка ОЯТ, регенерированный уран, регенерированный плутоний
УДК 621.039.59
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2017, вып. 3, 3:4