Тип: Реферат |
Цена: 450 р. |
Страниц: 24 |
Формат: doc |
Год: 2012 |
 Купить
Данная работа была успешно защищена, продается в таком виде, как есть. Изменения, а также индивидуальное исполнение возможны за дополнительную плату. Если качество купленной готовой работы с сайта не соответствует заявленному, мы ВЕРНЕМ ВАМ ДЕНЬГИ или ОБМЕНЯЕМ на другую готовую работу. Данная гарантия действует в течение 48 часов после покупки работы. Вы можете получить её по электронной почте (отправляется сразу после подтверждения оплаты в течение 3-х часов, в нерабочее время возможно увеличение интервала). Для получения нажмите кнопку «купить» выше.
Также работу можно получить в московском офисе, либо курьером в любом крупном городе России (стоимость услуги 600 руб.). Желаете просмотреть часть работы? Обращайтесь: ICQ 15555116, Skype dip-master, E-mail info @ dipmaster-shop.ru. Звоните: (495) 972-80-33, (495) 972-81-08, (495) 518-51-63, (495) 971-07-29, (495) 518-52-11, (495) 971-76-12, (495) 979-43-28.
|
Содержание
|
|
1 Постановка проблемы
2 Анализ понятия ОЯТ (отработавшее или облученное топливо)
3 Опыт зарубежных стран
4 Состояние российских комплексов по переработке и хранению ОЯТ
5 Технологии переработки ОЯТ
6 Экологические, экономические, правовые и политические проблемы обращения с ОЯТ
7 Выводы
|
|
Введение
|
|
В настоящее время в ядерной энергетике основным видом ядерного топлива является диоксид урана, в котором делящийся элемент - это изотоп 235U, а в реакциях поглощения нейтронов изотопом 238U образуется плутоний 239Pu. Извлеченный из облученного ядерного топлива плутоний может быть использован для необходимого обогащения делящимся элементом ядерного топлива диоксида урана с недостаточным содержанием изотопа 235U. Такой подход позволяет снизить потребление урана, запасы которого неизбежно истощаются, а также решить проблему утилизации нарабатывающегося в энергетических реакторах плутония и ликвидации запасов оружейного плутония.
В связи с этим чрезвычайно актуально направление, связанное с использованием смешанного уран- плутониевого топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2 (Mixed-Oxide), получившего название MOX - топлива, работы по которому ведутся в России и во многих странах мира. Для производства MOX-топлива может служить обедненный уран с перерабатывающих заводов или из отходов обогатительных производств, а также природный уран. Плутониевый компонент MOX-топлива выделяется из облученного топлива ядерных реакторов.
MOX-топливо может использоваться как в тепловых, так и в быстрых реакторах. При этом содержание плутония в топливе для тепловых реакторов составляет 4-5%, а для реакторов на быстрых нейтронах существующие технологии обеспечивают значения до 45%. Наиболее эффективно применение MOX-топлива в реакторах на быстрых нейтронах. Как известно, основная составляющая себестоимости производства топлива для реакторов - это затраты на его обогащение по изотопу 235U. Но если опасность получения МОХ-топлива и его эксплуатации велика, может быть действительно следует остановиться на концепции, что ОЯТ - это отходы?
|
|
Список литературы
|
|
|
|
Примечания:
|
|
Примечаний нет.
|
|
На уровень вверх