Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.12

Быстрые реакторы являются по сути своей бридерами, и это значит, что цепной процесс на быстрых нейтронах достаточно богат избыточными нейтронами. Этих нейтронов хватает не только на поддержание цепной реакции, но и на то, чтобы за счет поглощения в 238и накапливать плутоний в большем количестве, чем его расходуется при работе реактора. Если в будущем ядерная энергетика будет состоять в основном из быстрых реакторов, то не потребуется большого размножения плутония (разве что только на наращивание мощностей). В этом случае часть тепловыделяющих сборок экранов быстрых реакторов может быть заменена на сборки с трансмутируемыми долгоживущими радионуклидами. При этом будет поддерживаться требуемый баланс между расходуемым и накапливающимся плутонием, а остальные нейтроны, утекающие из активной зоны, могут расходоваться на трансмутацию долгоживущих радионуклидов - продуктов деления.

Если же ядерная система будет состоять из реакторов различного типа, то потребуются дополнительные установки - источники нейтронов (электроядерные установки, реакторы на высокообогащенном топливе, термоядерные установки).

Во-вторых, даже если проблема генерации избыточных нейтронов для трансмутации будет решена в рамках ядерной энергетики с реакторами на быстрых нейтронах, трансмутация большинства долгоживущих радионуклидов в экранах этих реакторов не может рассматриваться как эффективная. Как известно, плотность потока нейтронов в экранах быстрых реакторов примерно на порядок ниже, чем в активной зоне, и поэтому время достижения равновесной трансмутации растягивается на столетия и даже на тысячелетия. То есть только через столетия и более в ядерной энергетической системе перестанут накапливаться опасные долгоживущие радионуклиды. И только для трех долгоживущих нуклидов - продуктов деления (99Тс, 1291 и 107Рф равновесное состояние между накоплением и трансмутацией в экране быстрого реактора достигается в пределах ста лет его непрерывной работы. Это соответствует умеренной величине минимального расхода - 0,15 нейтрона в расчете на одно деление, что может обеспечиваться балансом цепной реакции в быстром реакторе.

Для достаточно быстрой трансмутации остальных долгоживущих радионуклидов (с малым сечением захвата нейтронов) необходимо существенно повысить плотность потока нейтронов, что в рамках быстрого реактора представляется проблематичным, т.к. это привело бы к существенному повышению плотности энерговыделения в активной зоне и к ухудшению безопасности реактора. Для эффективного решения задачи трансмутации таких радионуклидов необходимо рассматривать специализированные высокопоточные установки на принципах электроядерной генерации нейтронов или с использованием термоядерных реакций.

В-третьих, предыдущее рассмотрение предполагало, что трансмутации подвергаются те радионуклиды, которые не только выделены из облученного топлива, но также отделены от их стабильных изотопов, входящих в состав продуктов деления. Как известно, современная технология изотопного разделения нуклидов со средней и тяжелой атомной массой предполагает разделение материала, находящегося в газообразном, атомарном или молекулярном состоянии.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒