12 research outputs found
Ion separation in a plasma mass filter based on the band gap filter principle
The mass separation in a multicomponent collisionless plasma rotating in an axial homogeneous magnetic field and a radial electric field with dc and ac components at the parametric resonance conditions is considered. For given conditions, it is shown that when the variable component of a radial electric field with ω=0,57 Ω is superposed on the dc component, the resonant uranium dioxide ions are ejected into the wall of the plasma mass filter, which is currently being developed for the separation of nuclear fuel and fission products. The correlation between the oscil-lation frequency of ac voltage component with the modified (vortex) ion-cyclotron frequency is shown.Розглянуто розподіл іонів за масами в багатокомпонентній беззіткненій плазмі, що обертається в осьовому однорідному магнітному полі та радіальному електричному полі з компонентами постійного та змінного струму в умовах параметричного резонансу. Для заданих умов показано, що при суперпозиції змінної компоненти радіального електричного поля з частотою коливань ω = 0,57 Ω та постійної компоненти, резонансні іони двоокису урану виходять на бічну стiнку плазмового фільтра мас, який в даний час розробляється для розділення ядерного палива та продуктів поділу. Показана кореляція частоти коливань з модифікованою іонно-циклотронною частотою.Рассмотрено разделение ионов по массам в многокомпонентной бесстолкновительной плазме, вращающейся в осевом однородном магнитном поле и радиальном электрическом поле с постоянной и переменной компонентами в условиях параметрического резонанса. Для заданных условий показано, что при суперпозиции переменной компоненты радиального электрического поля с частотой колебаний ω =0,57 Ω и постоянной компоненты, резонансные ионы диоксида урана выходят на боковую стенку плазменного фильтра масс, который в настоящее время разрабатывается для разделения ядерного топлива и продуктов деления. Показана корреляция частоты колебаний с модифицированной ионно-циклотронной частотой
Actinides filtering out in the demo-imitation separator with a magnetic field of a given configuration
To simulate spent nuclear fuel (SNF) cleaning up from fission products, the concept of a demonstration-imitation separator (DIS) with a plasma rotating in crossed electric and magnetic fields is being clarified. The parameters of a magnetic system consisting of a combination of superconducting and water-cooled windings are presented. The features of plasma drift in a magnetic field of a given geometry are pointed. The estimation of energy consumption for the creation of a magnetic field of the separator, which is ~ 250 kW, has been carried out. A method for removing actinides from a plasma separator into an external container is proposed.Для моделювання очищення ВЯП від продуктів поділу відпрацьовується концепція демонстраційно імітаційного сепаратора з плазмою, що обертається в схрещених електричному та магнітному полях. Представлені параметри магнітної системи, яка складається з комбінації надпровідних обмоток й обмоток, що охолоджуються водою. Відзначено особливості дрейфу плазми в магнітному полі заданої геометрії. Проведена оцінка енергозатрат на створення магнітного поля сепаратора, яка складає ~ 250 кВт. Запропоновано спосіб виведення актиноїдів з плазмового сепаратора в зовнішній контейнер.Для моделирования очистки ОЯТ от продуктов деления отрабатывается концепция демонстрационно имитационного сепаратора с плазмой, вращающейся в скрещенных электрическом и магнитном полях. Представлены параметры магнитной системы, состоящей из комбинации сверхпроводящих и водоохлаждаемых обмоток. Отмечены особенности дрейфа плазмы в магнитном поле заданной геометрии. Проведена оценка энергозатрат на создание магнитного поля сепаратора, которая составляет ~ 250 кВт. Предложен способ выведения актиноидов из плазменного сепаратора во внешний контейнер
Spatial separation of ions of a given mass range in the demo-imitation separator at the first turn of ionic trajectory
Plasma methods, where only electricity is required, are an alternative to the PUREX process used in industry for spent nuclear fuel reprocessing. It is considered the possibility of filtering out the target ions (М = 232…277) to the collector at the first turn of the ion trajectory in the plasma mass filter, which is currently being developed, that is achieved by specifying certain parameters (amplitude and frequency) for a variable component of a radial electric field. This approach significantly reduces the thermal load onto deposition surface of target ions.Альтернативою пьюрекс-процесу, який застосовується в промисловості при переробці відпрацьованого ядерного палива, є плазмові технології, де потрібна тільки електроенергія. Розглянута можливість виходу цільових іонів (М = 232...277) на колектор на першому витку іонної траєкторії в плазмовому фільтрі мас, котрий зараз розробляється, що досягається при завданні певних параметрів (амплітуди та частоти) змінної компоненти радіального електричного поля. При такому підході значно зменшується теплове навантаження на поверхню осадження цільових іонів.Альтернативой пьюрекс-процесса, который применяется в промышленности при переработке отработавшего ядерного топлива, являются плазменные технологии, где требуется только электроэнергия. Рассмотрена возможность выхода целевых ионов (М = 232...277) на коллектор на первом витке ионной траектории в плазменном фильтре масс, который в настоящее время разрабатывается, что достигается при задании определенных параметров (амплитуды и частоты) переменной составляющей радиального электрического поля. При таком подходе существенно уменьшается тепловая нагрузка на поверхность осаждения целевых ионов
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 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