озицією (U, Np) O 2 (нептуния до 5%.) експериментально підтверджена в реакторі БОР - 60 до вигоряння ~ 20%. Послереакторние дослідження продемонстрували хорошу сумісність оболонки зі сплаву НС - 68 (аустенитная хромо-никеливие сталь класу 16-15 марки в холоднодеформовану (до 20%) стані) [3] з паливом (U, Np) O 2, структурну стабільність палива і типові для оксидного достехіометріческого палива розподілу основних продуктів поділу в опроміненому паливі. Показано відсутність істотних відмінностей у працездатності ТВЕЛів с (U, Np) O 2 паливом в порівнянні з ТВЕЛами, що містять UO2 або (U, Pu) O 2 паливо. [4]
мінорний ізотоп актиноїди ядерний
Рис. 1 Мікроструктура опроміненого (U, Np) O 2 палива, вигоряння 13,7%
3. Дослідження, проведені в даній області
1) Спосіб регенерації відпрацьованого ядерного палива та отримання змішаного уран-плутонієвого оксиду, який включає в себе наступні стадії: відділення урану і плутонію від продуктів ділення, америцію і кюрия, які присутні у водному нітратному розчині, що утворився при розчиненні відпрацьованого ядерного палива в азотній кислоті, причому ця стадія включає в себе, щонайменше, одну операцію спільної екстракції урану в ступені окислення (VI), і плутонію в ступені окислення (IV), із зазначеного водного розчину шляхом контактування цього розчину з фазою розчинника, не змішується з водою, що містить, щонайменше, один екстрагент; розподіл урану і плутонію, спільно екстрагованих на першій стадії, між двома водними фазами, а саме першого водною фазою, що містить плутоній і уран, і другий водною фазою, що містить уран, але не містить плутоній; очистку плутонію і урану, присутніх у першій водній фазі, отриманої після другої стадії від продуктів ділення, які знаходяться в цій фазі; і спільне перетворення плутонію і урану, які присутні у водній фазі, отриманої після третьої стадії, в змішаний уран-плутонієвий оксид. Винахід забезпечує можливість ефективного видалення з урану і плутонію домішки інших хімічних елементів, а також можливість отримання змішаного урану-плутонієвого оксиду, який можна безпосередньо використовувати для виробництва МОХ ядерного палива.
Фиг.1 являє собою структурну схему першого втілення способу згідно з винаходом. [6]
2) Композиційний паливний матеріал містить діляться речовина на основі діоксиду плутонію і інертний розріджувач. Він також додатково містить як ділиться речовини окисли молодших актиноїдів - америцію, та / або нептуния, та / або кюрия в кількості 1-40% від вмісту діоксиду плутонію. В якості інертного розріджувача використовують пористий карбід цирконію при наступному співвідношенні компонентів, мас.%: Речовина, що ділиться 10-75; карбід цирконію - інше.
Винахід відноситься до області виробництва композиційних паливних матеріалів для трансмутації довгоживучих високорадіоактивних відходів, що містять молодші актиноїди, а також дозволяє утилізувати плутоній, у тому числі збройовий, у швидких і легководних реакторах зі спеціалізованими активними зонами. Спосіб одержання композиційного паливного матеріалу включає підготовку діляться речовин та інертного розріджувача. Далі здійснюють багаторазову вакуумне просочення інертного розріджувача металоорганічними комплексами, або золями, або розчинами нітратів плутонію і молодших актиноїдів. П...
