Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.30

Для достижения этой цели потребуется добиться определенного прогресса в электроядерной и термоядерной технологиях. При этом может быть обеспечена необходимая генерация дополнительных нейтронов, а разработка высокопоточных бланкетных систем позволит осуществлять трансмутацию достаточно быстро и эффективно. Необходимым компонентом в этом процессе, конечно, должна быть радиационно-химическая технология переработки трансмутируемых материалов.

В принципиальном плане разработка элементов такой технологии с использованием пилотных установок для демонстрации эффективной трансмутации долгоживущих радионуклидов продуктов деления позволила бы в практическом плане обосновать тезис о том, что широкое использование нынешним поколением людей ядерной энергетики, основанной на процессе деления тяжелых нуклидов, не будет создавать проблем с радиоактивными отходами для последующих поколений.

П.1. НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ ОБЕЗВРЕЖИВАНИЯ ДОЛГОЖИВУЩИХ РАДИОАКТИВНЫХ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ

П.1.1. Трансмутация 99Тс

В составе продуктов деления в облученном топливе присутствует один изотоп технеция - 99Тс (Т1/2 = 2,1-105 лет). Выход 99Тс при делении 239Ри тепловыми нейтронами составляет 0,062 в расчете на одно деление. С учетом его горения в процессе кампании реактора содержание 99Тс в облученном топливе оказывается несколько меньшим и соответствует выходу 0,055 на одно деление.

Добавление или выбивание нейтрона из ядра 99Тс посредством (п,у)-реакции или [(п,2п)+(у,п)]-реакций приводит к цепочке превращений, представленной на рис. П.1.1.

Рис. П.1.1. Цепочка нуклидных превращений при трансмутации 99Тс в нейтронном поле

Причем, выбивание нейтрона из ядра 99Тс приводит к образованию также долгоживущего изотопа 98Тс (Ту2 = 4,2-106 лет), т.е. является нежелательным процессом. Изотоп 99Тс характеризуется достаточно большим сечением захвата нейтронов в области резонансных и тепловых энергий (рис. П.1.2).

Рис. П.1.2. Сечение захвата нейтронов для 99Тс в зависимости от энергии нейтронов

Поэтому 99Тс может эффективно трансмутироваться как в спектре нейтронов легководного реактора, так и в смягченном спектре нейтронов в экране быстрого реактора. Так, например, в спектре нейтронов легководного реактора с плотностью потока Ф = 1014 нейтр./(см2-с) среднее время жизни ядра 99Тс составляет около 50 лет, т.е. и для накопления равновесной загрузки потребуется 50 лет работы реактора. Тогда с началом трансмутации производство энергии уже не будет сопровождаться накоплением долгоживущего опасного радионуклида Тс.

Технеций в металлической форме можно помещать в отдельные сборки, в которые для смягчения спектра нейтронов, если это требуется, также вводится замедлитель, например гидрид циркония 2гИі.7.

В той же мере достаточно эффективно можно будет осуществлять трансмутацию 99Тс в смягченном спектре нейтронов бланкета ЭЛЯУ, а также в бланкете термоядерной установки.

Как можно видеть из цепочки нуклидных превращений, для трансмутации одного ядра 99Тс требуется одна реакция захвата нейтрона, приводящая к образованию 100Яи, который может быть отделен при регенерации облученного материала. Это значит, что расход нейтронов на трансмутацию 99Тс составит 0,055 нейтр./дел. (минимальная оценка). Быстрые реакторы, как известно, характеризуются величиной генерации избыточных нейтронов, расходуемых на расширенное воспроизводство топлива, порядка 0,2-0,5 нейтрона в расчете на одно деление в реакторе. Если их использовать на трансмутацию 99Тс, то на одно деление в быстром реакторе можно сжигать 99Тс от 3-8 делений в других реакторах. Правда, при этом такой быстрый реактор уже перестанет быть бридером топлива, а будет работать в режиме самообеспечения.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒