Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС

Description

2-е изд. М.: Энергоатомиздат, 1989. — 280 с. — ISBN 5-283-02981-6 Систематизированы и обобщены сведения о технологии переработки отработавшего топлива АЭС - решающего звена замкнутого ядерного топливного цикла, реализации рецикла делящихся материалов и развития ядерной энергетики. Рассмотрены вопросы транспортирования и хранения отработавшего топлива АЭС, основные узлы и оборудование технологической схемы радиохимического производства, вопросы контроля технологического процесса, а также проблемы, связанные с повторным использованием регенерированных плутония и урана в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах. Обсуждены проблемы охраны окружающей среды и переработки жидких, газообразных и твердых отходов. Первое издание вышло в 1983. Для научных работников: химиков-технологов, радио химиков, студентов и аспирантов соответствующих специальностей.Оглавление. Предисловие. Введение. Характеристики отработавшего ядерного топлива и задачи радиохимической технологии. Транспортирование и хранение отработавшего ядерного топлива АЭС. Подготовка отработавшего ядерного топлива к экстракции. Растворение отработавшего ядерного топлива. Подготовка раствора ОЯТ к экстракции. Выделение и очистка урана, плутония и нептуния. Переработка топлива реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Контроль технологического процесса радиохимических заводов и автоматизированные системы управления. Обращение с радиоактивными отходами. Проблемы замкнутого ядерного топливного цикла в реакторах на тепловых нейтронах. Заключение. Приложения. Список литературы.