Развернуть ▼
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, радиохимиков, студентов и аспирантов соответствующих специальностей.
ОглавлениеПредисловие ко второму изданию
Введение
Глава 1. Характеристики отработавшего ядерного топлива и задачи радиохимической технологии
Глава 2. Транспортирование и хранение отработавшего ядерного топлива АЭС
Глава 3. Подготовка отработавшего ядерного топлива к экстракции
Глава 4. Растворение отработавшего ядерного топлива
Глава 5. Подготовка раствора ОЯТ к экстракции
Глава 6. Выделение и очистка урана, плутония и нептуния
Глава 7. Переработка топлива реакторов-размножителей на быстрых нейтронах
Глава 8. Контроль технологического процесса радиохимических заводов и автоматизированные системы управления
Глава 9. Обращение с радиоактивными отходами
Глава 10. Проблемы замкнутого ядерного топливного цикла в реакторах на тепловых нейтронах
Заключение
Приложение 1. Методы разделения урана и плутония при переработке облученного ядерного топлива
Приложение 2. Краткая характеристика технологических схем переработки отработавшего ядерного топлива
Приложение 3. Основные зарубежные радиохимические заводы и установки
Приложение 4. Сравнение параметров новых заводов по переработке оксидного топлива
Список литературы