Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
Abstract
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
