Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.21

Рис. 3.4. Утечка нейтронов с поверхности бесконечной по высоте цилиндрической РЬ-мишени в зависимости от ее радиуса (в расчете на один протон с энергией Ер = 1,6 ГэВ)

Видно, что выход подпороговых нейтронов достигает насыщения при радиусе 40-50 см и составляет около 45-50 нейтронов на протон.

Если вокруг такой мишени разместить бланкет с долгоживущими радионуклидами, то расход нейтронов на трансмутацию 5'^’ может быть определен следующим образом:

где - скорость генерации нейтронов в мишени; д™’кмзам - скорость захвата нейтронов в теплоносителе, конструкционных материалах и замедлителе; Ь - утечка нейтронов из системы; Д,р - скорость захвата нейтронов при трансмутации долгоживущих радионуклидов, которые возникают в связи с функционированием самой ЭЛЯУ (радионуклиды - продукты взаимодействия пучка ускоренных заряженных частиц с веществом мишени, радионуклиды -продукты деления, энергия которых используется для питания ускорителя).

Скорость генерации нейтронов в результате каскадного процесса в мишени, бомбардируемой пучком ускоренных частиц (для определенности пусть это будут протоны), следующим образом связана с током пучка ускорителя 1Р:

где Сп - выход нейтронов из мишени в расчете на один бомбардирующий протон.

Скорость захвата нейтронов в бланкете определяется как

Так же определяется и скорость трансмутации радионуклидов через (п,у)-канал.

3.2.1.3. Затраты энергии на генерацию нейтронов в мишени ЭЛЯУ

Поскольку использование электроядерного метода для генерации нейтронов рассматривается для нужд ядерной энергетической системы, будем исходить из того, что питание ускорителя осуществляется от атомного источника энергии. Это может быть либо энергия отдельной АЭС, либо энергия деления, вырабатываемая в подкритическом бланкете рассматриваемой ЭЛЯУ. Удобно при этом относить выход нейтронов из мишени на энергию одного деления, используемую для питания ускорителя, независимо от того, где это деление произошло. Тогда в расчете на это деление количество нейтронов, генерируемых в мишени ЭЛЯУ, бомбардируемой ускоренными протонами, можно оценить по следующей формуле:

где Ір - удельная величина тока пучка ускорителя в расчете на энергию одного деления, используемую для его питания; пае - КПД ускорителя, т.е. эффективность преобразования подводимой к ускорителю электроэнергии в энергию пучка заряженных частиц; г)л - КПД преобразования энергии деления в электрическую энергию; Ef - энергия деления (200 МэВ); Ер - энергия ускоренного протона.

Если принять, что Сп = 50 (свинцовая мишень), цае = 50%, п* = = 30%, Ер = 1,6 ГэВ, то получим, что 5^ = 0,9 нейтр./дел.

В дальнейшем будем предполагать, что за счет безвозвратной утечки нейтронов и паразитного поглощения в конструкционных материалах, теплоносителе и замедлителе теряется около 10% генерируемых нейтронов. Что касается расхода нейтронов на обезвреживание радионуклидов - продуктов каскадного процесса в мишени, то этот вопрос в настоящее время только начинает изучаться, и поэтому в наших оценках эта статья расхода нейтронов не учитывается. Таким образом, будем предполагать, что количество нейтронов, генерируемых в ЭЛЯУ для нужд трансмутации, составляет = 0,8 нейтр./дел. Это - дополнительные нейтроны по отношению к нейтронному балансу ядерной энергетической системы, которые могут использоваться для трансмутации долгоживущих РАО энергетических реакторов. Для того чтобы оценить вклад дополнительных нейтронов, необходимо учесть, что не все из них могут использоваться для трансмутации долгоживущих радионуклидов от коммерческих реакторов, так как при их получении использовалась энергия деления (для питания ускорителя) с сопутствующим появлением радионуклидов-продуктов деления. Если на трансмутацию долгоживущих радионуклидов - продуктов деления требуется Птр нейтронов в расчете на одно деление, то количество делений в системе, используемых для коммерческих целей, может быть найдено из баланса между генерацией и расходом нейтронов:


⇐ вернуться назад | | далее ⇒