Zone for collecting the ions of a given mass range in the plasma filter of masses

The trajectories of motion for atomic and molecular ions of a given mass range (M = 232...277) in the plasma mass filter, which is currently being developed, are calculated. The influence of the initial conditions (energy, angle, radius) on the ion trajectory to determine the dimensions of the collector for actinides, the so-called “pocket”, is studied. It is shown that the variable component of the radial electric field, tuned to a frequency equal to half the ion cyclotron frequency for M = 238 allows target ions to enter the “pocket”. An analysis of the calculations showed that there are limitations on energy, angle, and radius related to the initial conditions for the ion motion, that must be taken into account when creating the plasma source for the plasma mass filter.Проведено розрахунки траєкторій руху атомарних і молекулярних іонів заданого діапазону мас (М = 232...277) у плазмовому фільтрі мас, який розробляється в даний час. Досліджено вплив початкових умов (енергії, кутку, радіусу) на траєкторії руху іонів для визначення геометричних розмірів зони збору актиноїдів, так званий «карман». Показано, що змінна компонента радіального електричного поля, що настроюється на частоту, рівну половині іонної циклотронної частоти для М = 238, забезпечує вхід цільових іонів у колектор-«карман». Аналіз розрахунків показав, що існують обмеження по енергії, кутку і радіусу, пов'язані з початковими умовами руху іонів, що необхідно врахувати при створенні плазмового джерела для плазмового фільтра мас.Проведены расчеты траекторий движения атомарных и молекулярных ионов заданного диапазона масс (М = 232…277) в плазменном фильтре масс, который разрабатывается в настоящее время. Исследовано влияние начальных условий (энергии, угла, радиуса) на траектории движения ионов для определения геометрических размеров зоны сбора актиноидов, так называемый «карман». Показано, что переменная компонента радиального электрического поля, настраиваемая на частоту, равную половине ионной циклотронной частоты для М = 238, обеспечивает вход целевых ионов в коллектор-«карман». Анализ расчетов показал, что существуют ограничения по энергии, углу и радиусу, связанные с начальными условиями движения ионов, что необходимо учесть при создании плазменного источника для плазменного фильтра масс

The atomic-molecular processes in a hydrogen plasma at initial stage of a discharge

For 0-dimensional the task of a hydrogen plasma formation at initial stage of a charge is considered. For these conditions the dynamics of atomic and molecular ions density and energy balance in a hydrogen plasma are considered.У 0-вимірному наближенні розглянуто задачу створення водневої плазми на початковій стадії розряду. Для цих умов розглянуто динаміку щільності атомарних і молекулярних іонів водню та енергетику процесу.В 0-мерном приближении рассмотрена задача создания водородной плазмы на начальной стадии разряда. Для этих условий рассматриваются динамика плотности атомарных и молекулярных ионов водорода и энергетика процесса

Formation of light impurities in a hydrogen plasma at initial stage of a discharge

Analyzing the dynamics of density for atomic and molecular hydrogen ions, the values of atomic hydrogen and UV radiation fluxes to the walls of the plasma chamber were obtained, resulting in light impurities of carbon and oxygen at plasma start-up during the process of desorption from the walls under irradiation. The fluxes of impurity atoms associated with the fluxes of photons and hydrogen atoms in a discharge are determined. Recommendations are given to reduce the amount of impurities at the initial stage of discharge.При розгляді динаміки щільності водневих атомарних і молекулярних іонів отримані величини потоків атомарного водню і УФ-випромінювання на стінки плазмової камери, через що з'являються легкі домішки вуглецю і кисню на початковій стадії розряду в процесі десорбції зі стінок при опроміненні. Визначено величини потоків домішкових атомів, пов'язаних з потоками фотонів і атомів водню, що виникають у розряді. Надано рекомендації щодо зменшення кількості домішок на початковій стадії розряду.При рассмотрении динамики плотности водородных атомарных и молекулярных ионов получены величины потоков атомарного водорода и УФ-излучения на стенки плазменной камеры, в результате чего появляются легкие примеси углерода и кислорода на начальной стадии развития разряда в процессе десорбции со стенок при облучении. Определены величины потоков примесных атомов, связанных с потоками фотонов и атомов водорода, возникающих в разряде. Даны рекомендации по уменьшению количества примесей на начальной стадии разряда

The calculations of uranium and lanthanum oxides trajectories at magnetoplasma separation stage

Trajectories of charged particles (UO₂ and La₂O₃) at magnetoplasma separation stage – in system of crossed electric and magnetic fields – are calculated. The possibilities of UO₂ separation from La₂O₃ by changes in magnetic and electric fields components are investigated. Adding of certain changes in magnetic field distribution does not lead to the solution of problem, while the addition of variable component to constant radial electric field allows to separate the nuclear fuel from lanthanides complex compounds at magnetoplasma separation stage.Рассчитаны траектории движения заряженных частиц (UO₂ и La₂O₃) на стадии магнитоплазменного разделения – в системе скрещенных электрического и магнитного полей. Исследованы возможности отделения UO₂ от La₂O₃ путём внесения изменений в компоненты магнитного и электрического поля. Внесение определённых изменений в распределение магнитного поля не даёт желаемых результатов, а добавление переменной компоненты к постоянному радиальному электрическому полю позволяет отделить ядерное топливо от сложных соединений лантаноидов на стадии магнитоплазменного разделения.Розраховано траєкторії руху заряджених частинок (UO₂ і La₂O₃) на стадії магнітоплазмового розділення − в системі схрещених електричного і магнітного полів. Досліджено можливості відділення UO₂ від La₂O₃ шляхом внесення змін до компонент магнітного і електричного полів. Внесення певних змін у розподіл магнітного поля не дає бажаних результатів, а додавання змінної компоненти до постійного радіального електричного поля дозволяє відокремити ядерне паливо від складних з'єднань лантаноїдів на стадії магнітоплазмового розділення

Features of molecular plasma SNF after heating and ionization

The analysis of the multicomponent composition of spent nuclear fuel (SNF) is presented. The possibility of SNF separation from the fission products (FP) upon heating, evaporation and ionization (at difference of the ionization potentials and dissociation energies) is considered. Further SNF posttreatment from FP is carried out by plasma methods. It is shown that for simulation of the SNF reprocessing in this stage the most appropriate medium is oxide plasma of nonradioactive ²³⁸U, Zr, Nb, Mo and lanthanides.Проведен анализ многокомпонентного состава отработанного ядерного топлива (ОЯТ). Рассмотрена возможность очистки ОЯТ от продуктов деления (ПД) при нагреве, испарении и ионизации (по различию потенциалов ионизации и энергий диссоциации). Дальнейшая очистка ОЯТ от ПД проводится плазменными методами. Показано, что для имитационного моделирования очистки ОЯТ на этой стадии наиболее подходящим является состав плазмы нерадиоактивных окислов ²³⁸U , Zr, Nb, Mo и лантаноидов.Проведено аналiз багатокомпонентного складу вiдпрацьованого ядерного палива (ВЯП). Розглянуто можливiсть очищення ВЯП вiд продуктiв дiлення (ПД) при нагрiваннi, випаровуваннi i iонiзацiї (по вiдмiнностi потенцiалiв iонiзацiї i енергiй дисоцiацiї). Подальше очищення ВЯП вiд ПД проводиться плазмовими методами. Показано, що для iмiтацiйного моделювання очищення ВЯП на цiй стадiї найбiльш пiдходящим є склад плазми нерадiоактивних окислiв ²³⁸U , Zr, Nb, Mo i лантаноїдiв

Research of the thermal desorption processes in oxide mixtures at laser effect

To investigate the physical-chemical processes occurring during the heating stage of spent nuclear fuel magneto plasma reprocessing a study of thermal desorption of oxides and oxide mixtures as SNF simulators under the influence of stationary laser radiation are being studied. Preliminary experiments were carried out. X-ray diffraction and energy dispersive X-ray microanalysis of the film deposited on the substrate after laser influence on a mixture of B₂O₃/ZrO₂ oxides have been performed.Для вивчення фізико-хімічних процесів, що відбуваються на стадії нагріву магнітоплазмової переробки відпрацьованого ядерного палива (ВЯП), проводиться дослідження процесів термодесорбції оксидів і оксидних сумішей - імітаторів ВЯП при впливі стаціонарного лазерного випромінювання. Проведено попередні експерименти, виконані рентгенодифракційний і енергодисперсійний рентгенівський мікроаналізи плівки, осадженої на підкладку після лазерного впливу на суміш оксидів B₂O₃/ZrO₂.Для изучения физико-химических процессов, происходящих на стадии нагрева магнитоплазменной переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), проводится исследование термодесорбции оксидов и оксидных смесей – имитаторов ОЯТ при воздействии стационарного лазерного излучения. Проведены предварительные эксперименты, выполнены рентгенодифракционный и энергодисперсионный рентгеновский микроанализы пленки, осажденной на подложку при лазерном воздействии на смесь оксидов B₂O₃/ZrO₂

The magnetoplasma separation method of spent nuclear fuel

At present the recycling of nuclear fuel (NF), i.e. its reuse, is implemented by using PUREX-process. However, it leads to increase of liquid radioactive waste (RW) volume, while the alternative methods of physical reprocessing, in particular plasma ones, do not require chemical reagents but use only electrical power. In NSC KIPT it is offered the magnetoplasma reprocessing of spent nuclear fuel (SNF), which includes three stages (heating, ionization, magnetoplasma separation in rotating plasma), on which fission products (FP) are consistently separated from NF. Herewith the simulation of SNF separation should carry out in multicomponent molecular medium. The problems connected with possible presence of complex compounds in SNF and possible ways of their solving are presented.В настоящее время переработка ядерного топлива (ЯТ), т.е. его повторное использование, реализуется с помощью PUREX-процесса. Тем не менее, это приводит к увеличению количества жидких радиоактивных отходов (РАО), в то время как альтернативные методы физической переработки, в частности плазменные, не требуют химических реагентов, а используют только электрическую энергию. В ННЦ ХФТИ предложен магнитоплазменный метод переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ), включающий три стадии (нагрев, ионизация, магнитоплазменное разделение во вращающейся плазме), на которых продукты деления (ПД) последовательно отделяются от ЯТ. При этом моделирование разделения ОЯТ следует проводить в многокомпонентной молекулярной среде. Представлены проблемы, связанные с возможным наличием сложных соединений в ОЯТ, и возможные пути их решения.В даний час переробка ядерного палива (ЯП), тобто його повторне використання, реалізується за допомогою PUREX-процесу. Проте це призводить до збільшення кількості рідких радіоактивних відходів (РАВ), в той час як альтернативні методи фізичної переробки, зокрема плазмові, не вимагають хімічних реагентів, а використовують тільки електричну енергію. У ННЦ ХФТІ запропоновано магнітоплазмовий метод переробки відпрацьованого ядерного палива (ВЯП), що складається з трьох стадій (нагрів, іонізація, магнітоплазмове розділення в плазмі, що обертається), на яких продукти поділу (ПП) послідовно відокремлюються від ЯП. При цьому моделювання сепарації ВЯП слід проводити в багатокомпонентних молекулярних середовищах. Представлено проблеми, що пов'язані з можливою наявністю складних сполук у ВЯП, і можливі шляхи їх вирішення

The formation of complex chemical compounds in the spent fuel and their influence on separation processes

Some problems on formation of the complex chemical compounds (uranate, zirconate, etc.) in the fuel rods during irradiation and in oxidative reactions are considered. Complex compounds in uence the separation processes at magnetoplasma reprocessing of spent nuclear fuel (SNF). The variant of the experimental setup for simulating the processes of formation of complex compounds in the SNF is proposed.Розглянуто деякі проблеми, пов'язані з утворенням складних сполук (уранати, цирконати та ін.) у ТВЕЛ-ах при опроміненні та в окисних реакціях, які впливають на сепараційні процеси при магнітоплазмовій переробці ВЯП. Запропоновано варіант експериментальної установки для імітації процесів утворення складних сполук у ВЯП.Рассмотрены некоторые проблемы, связанные с образованием сложных соединений (уранаты, цирконаты и др.) в ТВЭЛ-ах при облучении и в окислительных реакциях, которые влияют на сепарационные процессы при магнитоплазменной переработке ОЯТ. Предложен вариант экспериментальной установки для имитации процессов образования сложных соединений в ОЯТ

The conceptual design of a demo-imitation separatorthe model of a plasma mass filter for irradiated oxide uranium fuel

The design of a demo-imitation separator is presented which is the model of a plasma filter for the masses of irradiated oxide uranium fuel. Expected setup productivity is ~15…20 tons/year of the material – imitator, that corresponds to the production of SNF per year in WWER-1000 reactor. A non-radioactive multicomponent mixture of oxides of actinides, lanthanides, zirconium, molybdenum can be used as a working material for research. Depending on the state of the working material, the separator may have a horizontal or vertical position.Представлено конструкцію демонстраційно-імітаційного сепаратора, що є моделлю плазмового фільтра для мас-опроміненого оксидного уранового палива. Очікувана продуктивність установки складає ~ 15…20 тонн на рік матеріалу-імітатора, що відповідає виробленню ВЯП на рік реактора ВВЕР-1000. Як робочий матеріал для дослідження можна використовувати нерадіоактивну багатокомпонентну суміш оксидів актиноїдів, лантаноїдів, цирконію, молібдену. В залежності від стану робочого матеріалу, сепаратор може мати горизонтальне або вертикальне положення.Представлена конструкция демонстрационно-имитационного сепаратора, который является моделью плазменного фильтра для масс-облученного оксидного уранового топлива. Ожидаемая производительность установки составляет ~ 15…20 тонн на год материала-имитатора, что соответствует наработке ОЯТ в год реактора ВВЭР-1000. В качестве рабочего материала для исследования может использоваться нерадиоактивная многокомпонентная смесь оксидов актиноидов, лантаноидов, циркония, молибдена. В зависимости от состояния рабочего материала сепаратор может иметь горизонтальное или вертикальное положение