Пожалуйста, используйте этот идентификатор, чтобы цитировать или ссылаться на этот ресурс: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/7523
Название: Разработка участка экстракционной переработки ОЯТ с расчетов экстракторов, производительностью 90 т/год
Авторы: Михайлова, Наталья Андреевна
Научный руководитель: Соболев, Василий Игоревич
Ключевые слова: Экстракционная переработка; Экстрактор; Уран; Плутоний; Отработанное ядерное топливо; extraction processing; extractor; uranus; plutonium; spent nuclear fuel
Дата публикации: 2016
Библиографическое описание: Михайлова Н. А. Разработка участка экстракционной переработки ОЯТ с расчетов экстракторов, производительностью 90 т/год : дипломный проект / Н. А. Михайлова ; Национальный исследовательский Томский политехнический университет (ТПУ), Физико-технический институт (ФТИ), Кафедра химической технологии редких, рассеянных и радиоактивных элементов (№43) (ХТРЭ) ; науч. рук. В. И. Соболев. — Томск, 2016.
Аннотация: Выпускная квалификационная работа 119 с., 16 рис., 35 табл., 21 источник.Ключевые слова: отработанное ядерное топливо, уран, плутоний, экстракционная переработка, экстрактор.Объектом разработки является участок экстракционной переработки отработанного ядерного топлива отработанных тепловыделяющих сборок от реакторов ВВЭР – 1000. Цель проекта – спроектировать участок экстракционной переработки отработанного ядерного топлива производительностью 90 тонн в год.В результате разработки был проведен литературный обзор существующих технологий экстракционной переработки ОЯТ. Рассчитан материальный баланс технологической цепочки, всех технологических параметров, спроектировано здание участка, рассчитана экономическая эффективность проекта.
Final qualifying work 123 p., 16 fig., 35 tab., 21 source, Appendix 1.Keywords: spent nuclear fuel, uranium, plutonium extraction processing, extractor.The object of the development is the extraction site spent nuclear fuel reprocessing spent fuel assemblies from VVER - 1000.The purpose of the project - to design a portion of the extraction of spent nuclear fuel processing capacity of 90 tons per year.As a result, the development was carried out a literature review of existing technologies extraction reprocessing. Produced material balance of the process chain, all the technological parameters, designed the building site is designed cost-effectiveness of the project.
URI: http://earchive.tpu.ru/handle/11683/7523
Располагается в коллекциях:ВКР

Файлы этого ресурса:
Файл Описание РазмерФормат 
TPU011125.pdf3,12 MBAdobe PDFПросмотреть/Открыть


Все ресурсы в архиве электронных ресурсов защищены авторским правом, все права сохранены.