Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС, 2-е изд.

Автор(ы)

Землянухин В.И, Ильенко Е.И, Кондратьев А.Н. и др

Год

1989

Издательство

Энергоатомиздат

Издание

2-е издание, переработанное

Язык

rus

ISBN

5-283-02981-6

Библиографическая ссылка

М.: Энергоатомиздат, 1989.-280 с.

Теги

Химия Энергетика

Аннотация

Радиохимическая переработка ядерного топлива АЭС, 2-е изд. Год издания : 1989 Автор : Землянухин В.И., Ильенко Е.И., Кондратьев А.Н. и др. Издательство : Энергоатомиздат ISBN : 5-283-02981-6 Язык : Русский Формат : PDF Качество : Отсканированные страницы + слой распознанного текста Количество страниц : 280 Описание : 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. Примеры страниц Оглавление Предисловие ко второму изданию (3). Введение (5). Глава 1. Характеристики отработавшего ядерного топлива и задачи радиохимической технологии (13). Глава 2. Транспортирование и хранение отработавшего ядерного топлива АЭС (23). Глава 3. Подготовка отработавшего ядерного топлива к экстракции (41). Глава 4. Растворение отработавшего ядерного топлива (53). Глава 5. Подготовка раствора ОЯТ к экстракции (68). Глава 6. Выделение и очистка урана, плутония и нептуния (76). Глава 7. Переработка топлива реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (127). Глава 8. Контроль технологического процесса радиохимических заводов и автоматизированные системы управления (145). Глава 9. Обращение с радиоактивными отходами (164). Глава 10. Проблемы замкнутого ядерного топливного цикла в реакторах на тепловых нейтронах (224). Заключение (241). Приложение 1. Методы разделения урана и плутония при переработке облученного ядерного топлива (248). Приложение 2. Краткая характеристика технологических схем переработки отработавшего ядерного топлива (256). Приложение 3. Основные зарубежные радиохимические заводы и установки (260). Приложение 4. Сравнение параметров новых заводов по переработке оксидного топлива (263). Список литературы (265). Доп. информация : Скан, OCR, обработка, формат Pdf: Oleg-1955 Опубликовано группой