Таким образом, если будет признана целесообразность денатурирования плутония, тогда утилизация МА может осуществляться либо в виде их гомогенной смеси с МОХ-топливом энергетических реакторов, либо при отдельном облучении с накоплением 238Ри. Однако вышеприведенные соображения относятся к нуклидам
237 241
Кр и Ат. В то же время в составе МА присутствуют также 243Ат (Т1/2 = 7380 лет) и изотопы кюрия (в первую очередь изотоп 244Ст с периодом полураспада 18,1 года). Изотопы кюрия характеризуются интенсивной генерацией нейтронов спонтанного деления, а изотоп Ст, к тому же, является интенсивным источником тепла а-распада (2800 Вт/кг). Это настолько интенсивный источник тепла, что даже при содержании его в свежем топливе в количестве
0,5-1% удельное тепловыделение составит 20-30 Вт/кг, что в настоящее время рассматривается как верхний предел внутреннего тепловыделения, когда еще возможны транспортные операции с топливными сборками.
Таким образом, если утилизация МА будет осуществляться с учетом необходимости обеспечения защищенности плутония, то, по-видимому, потребуется отделять только кюрий. Именно такая фракция МА потребует решения вопроса о способах ее сжигания или выдержки в приповерхностных хранилищах. Количество накапливающегося кюрия и его предшественника Ат существенным образом будет зависеть от состава топлива, используемого в энергетических реакторах.
П.2.2. Накопление МА в энергетических реакторах с урановым и МОХ-топливом
Основным каналом накопления 237Кр при работе легководного реактора на урановом топливе является цепочка реакций
Что касается накопления Ат, Ст и других МА, то они образуются при захвате нейтронов накапливающимся плутонием. В таблице П.2.3 приведено накопление МА в легководном реакторе мощностью 1 ГВт(эл.) на урановом и МОХ-топливе.
Таблица П .2.3
Накопление МА в легководном реакторе мощностью 1 ГВт(эл.) с урановым и МОХ-топливом (выдержка после выгрузки 150 суток)
|
Нуклиды МА |
Накопление МА, кг/год | |
|
Урановое топливо |
МОХ-топливо | |
|
237Кр |
20,4 |
15,1 |
|
241Ат |
1,3 |
6,0 |
|
243Ат |
2,5 |
21,8 |
|
244Ст |
0,9 |
15,6 |
|
245Ст |
0,06 |
1,7 |
|
Сумма |
25,1 |
60,2 |
При использовании уранового топлива доминирующая часть накапливаемых МА связана с 237Кр, а содержание 244Ст и его предшественника 243Ат составляет 14%. Если же в легководном реакторе используется МОХ-топливо, то большая часть МА включает 244Ст и 243Ат (60%). Следовательно, при переводе легководных реакторов на МОХ-топливо и при замыкании топливного цикла проблема обращения с МА в большей мере сведется к проблеме обращения с кюриевой фракцией, и прежде всего с изотопом 244Ст.
Как уже отмечалось, в силу интенсивного тепловыделения при а-распаде 244Ст, необходимо использовать большое разбавление этого нуклида, т.е. низкую его концентрацию. Если это будет сжигание в реакторах, то следует предусмотреть низкую концентрацию 244Ст в топливе, если - длительное хранение, то потребуется фрагментирование материала для надежного теплоотвода. При этом необходимо учитывать, что хранящийся материал будет характеризоваться высоким фоном нейтронов спонтанного деления и накоплением гелия в результате а-распада 244Ст. Заметим, что объем накапливающегося гелия при нормальных условиях будет в тысячу раз больше, чем объем кюрия.