Читать фрагмент

книга

Торий в ядерной энергетике

В книге приведены сведения о роли тория в ядерной энергетике. Кратко рассмотрены данные об исследовании ториевого топливного цикла. Приведены сведения о свойствах, технологии получения и перспективы применения ториевого топлива в ядерных реакторах.
Рассмотрены методы получения тугоплавких соединений тория. Проанализированы результаты работ по вскрытию торийсодержащих материалов, получению ядерночистых соединений тория (ThO2, ThC, ThN, ThB, ThP, ThS), переработке отработанного топлива и технике безопасности при работе с торием.
Книга предназначена для научных работников и инженеров, работающих в области исследования и применения ядерного топлива.

Форматы: PDF

Издательство: Техносфера

Год: 2014

Место издания: Москва

ISBN: 978-5-94836-394-3

Страниц: 294

Артикул: 41874

Электронная книга

849 ₽

Купить и скачать

Содержание

Содержание книги "Торий в ядерной энергетике "

Предисловие

Предисловие авторов

Основные условные обозначения и сокращения

Введение

Глава 1. Торий и ядерная энергетика

1.1. Открытие тория и его место в периодической системе

1.2. Радиоактивность тория

1.3. Значение тория в ядерной энергетике

1.4. Исследование тория в различных реакторных системах

1.5. Результаты исследования ТТЦ

1.6. Перспективы использования тория в ядерной энергетике

1.7. Применение тория в других областях промышленности

Глава 2. Сырьевые запасы тория

2.1. Минералы тория и торийсодержащие руды

2.2. Важнейшие месторождения ториевых руд

2.3. Торийсодержащие руды России

2.4. Обогащение торийсодержащих руд

Глава 3. Переработка монацитовых концентратов

3.1. Сернокислотный метод переработки монацитовых концентратов

3.1.1. Разложение монацита серной кислотой

3.1.2. Извлечение тория и редкоземельных элементов из сернокислых растворов

3.1.3. Метод предварительного выделения редкоземельных элементов в виде комплексных сульфатов

3.1.4. Метод выделения тория в виде сульфатов

3.1.5. Метод совместного осаждения оксалатов тория и редкоземельных элементов

3.2. Щелочные методы переработки монацитового концентрата

3.2.1. Вскрытие монацитового концентрата раствором едкого натра

3.2.2. Сплавление и смешение монацитового концентрата с различными щелочными реагентами

3.3. Разделение гидроксидов тория и редкоземельных элементов

3.4. Переработка комплексных торийсодержащих руд методом хлорирования

3.4.1. Хлорирование торийсодержащих комплексных руд

3.4.2. Хлорирование титано-тантало-ниобатов

Глава 4. Аффинаж соединений тория

4.1. Методы избирательного осаждения и растворения

4.2. Экстракционные методы очистки

Глава 5. Диоксид тория

5.1. Диаграмма состояния системы Th–O, Th–U–O, Th–Pu–O

5.2. Получение диоксида тория и твердых растворов (Th,U)O2, (Th,Pu)O2

5.2.1. Синтез диоксида тория

5.2.2. Синтез твердых растворов (Th,U)O2

5.2.3. Синтез твердых растворов (Th,Pu)O2

5.3. Получение изделий из ThO2

5.3.1. Формование заготовок

5.3.2. Спекание

5.4. Получение изделий из (Th,U)O2, (Th,Pu)O2

5.4.1. Формование заготовок

5.4.2. Спекание

5.5. Свойства ThO2, (Th,U)O2 и (Th,Pu)O2

5.5.1. Термодинамические свойства

5.5.2. Механические свойства

5.5.3. Химические свойства

5.6. Поведение ThO2, ThO2–UO2 и ThO2–PuO2 под облучением

Содержание

Глава 6. Карбиды тория

6.1. Система Th–C, Th–U–C, Th–Pu–C

6.2. Получение карбидов тория, (Th,U)С, (Th,U)C2

6.3. Свойства карбидов тория, (Th,U)C, (Th,U)C2

6.3.1. Термодинамические свойства

6.3.2. Теплофизические свойства

6.3.3. Механические свойства

6.3.4. Химические свойства

6.3.5. Поведение под облучением

Глава 7. Нитриды тория

7.1. Cистема Th–N, Th–U–N, Th–Pu–N

7.2. Получение нитридов тория, (Th,U)N, (Th,Pu)N

7.3. Свойства нитридов тория

7.3.1. Термодинамические свойства

7.3.2. Механические свойства

7.3.3. Химические свойства

Глава 8. Бориды, фосфиды и сульфиды тория

8.1. Бориды тория

8.1.1. Получение боридов тория

8.1.2. Свойства боридов тория

8.2. Фосфиды тория

8.2.1. Получение фосфидов тория

8.2.2. Свойства фосфидов тория

8.3. Сульфиды тория

8.3.1. Получение сульфидов тория

8.3.2. Свойства сульфидов тория

Глава 9. Топливо на основе тория для реакторов HTGR

9.1. Топливо реакторов HTGR

9.2. Получение топлива на основе микротвэлов

9.2.1. Получение сферических частиц

9.2.2. Нанесение покрытий на микросферы

9.2.3. Получение ТВЭЛов реактора HTGR

6 Содержание

Глава 10. Переработка отработанного ядерного топлива на основе тория

10.1. Переработка ториевого топлива энергетических реакторов

10.2. Переработка топлива реакторов HTGR на основе тория

Глава 11. Техника безопасности при работе с торием

11.1. Химическая токсичность тория

11.2. Радиоактивные свойства тория

11.2.1. Изотопы тория

11.2.2. Накопление и распад изотопов ряда 232Th

11.3. Радиационная токсичность тория

11.4. Метаболизм основных изотопов тория

11.4.1. Основные метаболические свойства тория

11.4.2. Распределение тория в организме

11.4.3. Метаболические свойства радия

11.4.4. Метаболические свойства торона и радона

11.5. Влияние ингаляционного поступления тория

11.6. Воздействие тория на костную ткань

11.7. Радиационная опасность при работе с торием

11.7.1. Радиоционная обстановка на обогатительных предприятиях

11.7.2. Ториевые пожары

11.7.3. Обработка тория, облученного нейтронами

11.8. Меры обеспечения безопасности при работе с торием

11.8.1. Требования к производственным помещениям

11.8.2. Загрязнение воздушной среды

11.8.3. Экранирование для защиты от внешнего облучения

Заключение

Литература

Отрывок из книги

1.3. Значение тория в ядерной энергетике17нами его атомы, захватывая тепловые нейтроны, распадаются с выделе-нием значительного количества энергии. В энергетическом выражении 1 ттория эквивалентна 200 т урана или 3,5 млн т угля [7].Кроме того, в результате ряда последовательных реакций с образова-нием промежуточных изотопов тория-232 получается уран-233, которыйсам по себе является хорошим ядерным топливом, подходящим для всехтипов современных реакторов (1.1). Уран-233 имеет некоторые преиму-щества перед другими видами ядерного горючего: при делении его ядервыделяется больше нейтронов. Каждый нейтрон, поглощенный ядромплутония-239 или урана-235, дает 2,03 и 2,08 соответственно новых нейтро-нов, а уран-233 — намного больше — 2,37. Это делает233U энергетическиболее выгодным для тепловых реакторов, чем235U и239Pu и позволяетдостичь наиболее высокого коэффициента воспроизводства топлива и са-мокомпенсации реактивности в процессе работы тепловых реакторов [8].23290Th(n, γ)→23390Thβ−−−→23391Paβ−−−→23392U.(1.1)С точки зрения ядерной индустрии преимущества тория перед ураномзаключаются в высокой температуре плавления, в отсутствии фазовыхпревращений до 1400◦С, в высокой механической прочности и радиаци-онной устойчивости металлического тория и ряда его соединений (оксида,нитрида, карбида, фторида) [8].На возможность реализации уран-ториевого цикла ученые обратиливнимание еще в начале 40-х гг. прошлого века. Исследовательские и кон-структорские работы велись в СССР, Германии, Индии, Японии, Велико-британии, США и Франции. В 50–70 гг. прошлого столетия в этих странахпроводились различные эксперименты с ториевыми и торий-урановымиреакторами.Еще в 1943 г. научным руководителем работ по урановому проектуИ.В. Курчатовым в качестве резервного направления работ по производ-ству ядерных материалов было определено получение урана-233.Основой для развертывания работ по ториевому циклу послужило ре-шение Технического совета Спецкомитета, принявшего решение о началеработ по наработке...

Внимание!
При обнаружении неточностей или ошибок в описании книги "Торий в ядерной энергетике (автор Сергей Алексеев, Владимир Зайцев)", просим Вас отправить сообщение на почту help@directmedia.ru. Благодарим!

Торий в ядерной энергетике

Содержание

Отрывок из книги

Алексеев С. В. другие книги автора