Если использовать природный свинец в мишени и в бланкете ЭЛЯУ, то плотность потока тепловых нейтронов в зоне трансмута ции снизится примерно в 3 раза, и среднее время жизни ядра 798е в нейтронном поле соответственно возрастет до 60 лет. Однако при этом доля полезно используемых на трансмутацию нейтронов снижается до весьма малой величины: ~ 15%. Соответственно упадет и производительность электроядерного трансмутатора.
П.1.6. Трансмутация 9^г
В составе продуктов деления в облученном топливе присутствуют 8 изотопов циркония (с 90& до 97&), причем долгоживущий радионуклид только один - 9^г (Г1/2 = 1,53-106 лет). Выход 93& при делении 239Ри тепловыми нейтронами составляет 3,9% в расчете на одно деление, а выход всех изотопов циркония - 20,8%. Выход отдельных изотопов циркония при делении 239Ри тепловыми нейтронами приведен в табл. П.1.3.
Таблица П .1.3
Выход изотопов циркония при делении тепловыми нейтронами, равновесный состав и минимальный расход нейтронов на трансмутацию
|
Изотоп |
Выход Уу, % (на одно деление) |
Выход (нормиро ванный) |
Равновесный состав циркония |
Минимальный расход нейтронов (на одно деление) |
|
N |
2,0 |
0,096 |
0,237 |
0,100 |
|
91& |
2,4 |
0,115 |
0,050 |
0,096 |
|
92& |
3,0 |
0,144 |
0,044 |
0,090 |
|
93& |
3,9 |
0,187 |
0,008 |
0,078 |
|
94& |
4,3 |
0,206 |
0,414 |
0,043 |
|
96& |
5,2 |
0,252 |
0,294 |
0,052 |
|
Сумма |
20,8 |
1,000 |
1,000 |
0,459 |
Если смесь изотопов циркония подвергать облучению в поле тепловых нейтронов, то будет реализовываться цепочка превращений, представленная на рис. П.1.12.
Рис.П.1.12. Цепочка нуклидных превращений при трансмутации 937г (в смеси изотопов осколочного циркония) в нейтронном поле
Предполагая, что процесс трансмутации происходит с непрерывной очисткой от дочерних изотопов ниобия и с подпиткой и используя данные о сечениях (п,у)-реакций в цепочке превращений, нетрудно оценить установившийся изотопный состав смеси изотопов циркония, подвергающейся облучению (см. табл. П.1.3). Характерной особенностью этого установившегося состава является низкое содержание изотопа 932г (менее 1%). Это обстоятельство потребует больше места в зоне трансмутации для размещения трансмутируемого материала.
В соответствии с цепочкой нуклидных превращений минимальный расход нейтронов на трансмутацию 932г без изотопного разделения можно оценить по следующей формуле:
и он составляет 0,459 нейтр./дел. Нужно заметить, что на трансмутацию собственно изотопа 932г расходуется 0,078 нейтр./дел., т.е. около 17% нейтронов, а остальные расходуются на поглощение в стабильных нуклидах циркония, находящихся в облучаемой смеси. Причем стабильные изотопы 902г, 912г, 922г, предшественники изотопа 9^г, будут превращаться в него, поддерживая таким образом долгоживущую радиоактивность. Так как расход нейтронов на трансмутацию 932г без изотопного разделения довольно большой (0,459 нейтр./дел.), то для его трансмутации необходим мощный источник нейтронов.
Как уже указывалось ранее, в качестве источников нейтронов для трансмутации рассматриваются быстрые реакторы, ЭЛЯУ и термоядерные установки. Проекты быстрых реакторов-бридеров характеризуются величиной генерации избыточных нейтронов (расходуемых на расширенное воспроизводство), составляющей 0,3-0,5 нейтрона в расчете на одно деление в реакторе. Если эти нейтроны использовать на цели трансмутации циркония без изотопного разделения, то с учетом потерь на утечку и паразитное поглощение их не хватит для трансмутации циркония, генерируемого при делении в этом реакторе. Кроме того, низкая плотность потока нейтронов в экране быстрого реактора и малые сечения (и,у)-реакций обусловили бы низкую эффективность трансмутации, т.е. долгое, в течение тысячелетия, время накопления равновесной загрузки (см. табл. 2.1).