Please use this identifier to cite or link to this item: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/53481
Title: Термохимическое окисление фрагментированного отработавшего ядерного топлива
Authors: Аксютин, Павел Викторович
metadata.dc.contributor.advisor: Жерин, Иван Игнатьевич
Keywords: термохимическое окисление; фрагментированное ОЯТ; оксиды урана; окислительная смесь; диоксид азота; thermochemical oxidation; fragmented SNF; uranium oxides; oxidizing mixture; nitrogen dioxide
Issue Date: 2019
Citation: Аксютин П. В. Термохимическое окисление фрагментированного отработавшего ядерного топлива : научный доклад / П. В. Аксютин ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ), Управление магистратуры, аспирантуры и докторантуры (УМАД), Отдел аспирантуры и докторантуры (ОАиД) ; науч. рук. И. И. Жерин. — Томск, 2019.
Abstract: В настоящее время одной из главных задач стоящих перед атомной отраслью является замыкание ядерно-топливного цикла и развитие технологий переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ). Промышленно освоенная гидрометаллургическая технология предусматривает кислотное растворение фрагментов отработавшего топлива, что приводит к распределению трития по всем технологическим продуктам и повышенной радиационной нагрузке на экстрагент. По результатам исследований проведение предварительной низкотемпературной окислительной обработки фрагментов топлива перед гидрометаллургическими стадиями переработки ОЯТ позволит получить реакционноспособный порошкообразный материал и количественно удалить из топлива летучие радиоактивные компоненты (в том числе тритий).
Currently, one of the main tasks facing the nuclear industry is the closure of the nuclear-fuel cycle and the development of spent nuclear fuel (SNF) reprocessing technologies. The industrially developed hydrometallurgical technology provides for acid dissolution of spent fuel fragments, which results in the distribution of tritium among all technological products and an increased radiation load on the extractant. According to the results of research, conducting preliminary low-temperature oxidative processing of fuel fragments before the hydrometallurgical stages of SNF processing will allow obtaining reactive powdered material and quantitatively remove volatile radioactive components (including tritium) from the fuel.
URI: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/53481
Appears in Collections:Научные доклады

Files in This Item:
File SizeFormat 
TPU699630.pdf301,73 kBAdobe PDFView/Open


Items in DSpace are protected by copyright, with all rights reserved, unless otherwise indicated.