ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

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, АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского». Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-80-45; e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра..
Хохлов Г.Н. – старший научный сотрудник, АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».

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

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.59

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2017, вып. 3, 3:4