Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.43

П.2. ВЫЖИГАНИЕ МЛАДШИХ АКТИНИДОВ

Наряду с «большими» актинидами (ТЬ, и и Ри), содержащимися в топливе, в процессе облучения в нем накапливаются так называемые «младшие» актиниды: Кр, Ат, Ст, Вк, Cf и т.д. Содержание младших актинидов (МА) в облученном топливе энергетических реакторов относительно невелико и составляет (0,7-2,5)-10-3.

По своим нейтронно-физическим свойствам МА не относятся к

235 239

хорошо делящимся нуклидам, таким, как и и Ри, а по химическим свойствам весьма близки к продуктам деления из группы редкоземельных элементов. Поэтому при химической переработке облученного топлива не было стимула их выделять. Исторически сложилось так, что с самого начала работы первых ядерных реакторов при переработке облученного топлива МА оставались с основной массой продуктов деления, составляя РАО высокой удельной активности.

Однако МА являются радиотоксичными нуклидами, отличаются достаточно длительными периодами полураспада, интенсивной генерацией нейтронов спонтанного деления (табл. П.2.1) и во многом определяют уровень остаточного тепловыделения при длительном хранении облученного топливного материала. Если облученное топливо захоранивать без переработки, то после тысячи лет выдержки МА будут определять тепловую нагрузку могильника на длительный срок. Поэтому считается, что предпочтительнее выделять МА из облученного топлива и их утилизировать в ядерных установках.

Таблица П .2.1

Радиационные характеристики младших актинидов

Нуклид

Т1/2, лет (спонт.дел.)

Т1/2, лет (а-распад)

Выход нейтронов при спонт.дел. нейтр./(с • кг)

Уд.тепловыделение (а-распад), Вт/кг

23/Ыр

1,0 -1018

2,1- 10б

0.1

241Лш

1,1-1014

1,3 • 103

243Лш

3,4 -1013

7380

3,8 • 103

6,85

242Сш

6,5-10б

0,45

2,3-1010

113000

244Сш

1,3-107

18,1

1,11010

2800

Реакция радиационного захвата нейтронов не позволяет вывести нуклид из состава МА, которые все подвержены достаточно длительному радиоактивному распаду. Поэтому предпочтительнее использовать реакции деления МА. Вместе с тем, использование последовательности реакций захвата нейтронов также оказывается полезной потому, что приводит рано или поздно к образованию хорошо делящихся нуклидов, которые и претерпевают деление. Например, последовательность реакций при облучении 237Кр

приводит к образованию 23^и, который с большой вероятностью претерпевает деление. В этом случае на сжигание 237Кр расходуется повышенное количество нейтронов. Если же исходный МА с достаточно большой вероятностью претерпевает деление, то расход нейтронов не только может быть меньше, а даже, наоборот, появятся избыточные нейтроны. Такие нейтроны могут появиться также и при сжигании 237Кр в высоком потоке тепловых нейтронов вследствие деления короткоживущего изотопа 238Кр. При этом предотвращается рост радиотоксичности облучаемых МА вследствие, главным образом, уменьшения количества накапливаемого

238Ги.

Однако при решении вопроса о способах утилизации МА нужно учитывать, что их использование связывают также с проблемой нераспространения ядерного оружия и рассматривают как средство повышения защищенности плутония в топливном цикле.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒