Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.46

В результате длительной выдержки (несколько сотен лет) практически весь 244Ст распадется до 240Ри. И здесь появится проблема: что делать с накопившимся 240Ри. Если его продолжать выдерживать, то до практически полного распада (Т1/2 = 6450 лет) потребуется еще около сотни тысяч лет. Если же его сжигать в реакторах, то сначала придется его извлечь из материала, где он образовался и где его концентрация низка.

До настоящего времени однозначного ответа, что делать с кю-риевой фракцией, еще не выработано. Ниже будет рассмотрена концепция ядерной установки для эффективного сжигания этой фракции.

П.2.3. Особенности ядерно-физических свойств МА, важные для их сжигания в ядерных установках

Ядерно-физические свойства МА заметно отличаются от таковых для основных нуклидов, используемых в качестве топлива в ядерных реакторах. В первую очередь речь идет о характере зависимости сечения деления от энергии нейтронов, а также и доли запаздывающих нейтронов, появляющихся при их делении. Поэтому можно ожидать, что эти особенности повлияют на характеристики ядерной установки, если в нее в качестве топлива будут загружены МА.

П.2.3.1. Сечения деления и захвата нейтронов нуклидами МА

На рис. П.2.1 приведены зависимости сечения деления (а) и сечения захвата (б) для некоторых нуклидов МА. Можно видеть, что отличительной чертой здесь является то, что в области энергий нейтронов ниже 1 МэВ значение сечения деления заметно снижается при уменьшении энергии.

Рис. П.2.1. Зависимость сечения деления (а) и сечения захвата (б) от энергии нейтронов для нуклидов МА

Отсюда вывод - для эффективного выжигания этих нуклидов можно использовать быстрые реакторы, а также электроядерные и термоядерные установки, в бланкетах которых формируется жесткий спектр нейтронов. Наиболее продвинутыми и промышленно освоенными, безусловно, являются быстрые реакторы. Однако характеристики безопасности этих реакторов резко ухудшаются при загрузке в них МА.

П.2.3.2. О запаздывающих нейтронах, появляющихся при делении МА

Доля запаздывающих нейтронов важна с точки зрения безопасности и управляемости ядерных реакторов. При делении нуклидов МА она невелика и менее известна, чем для традиционно исполь-

235 239

зуемых делящихся материалов - и и Ри. Некоторые данные по выходу запаздывающих нейтронов представлены в табл. П.2.4.

Таблица П .2.4

Выход запаздывающих нейтронов при делении МА, тория, урана и плутония

Нуклид

Выход запаздывающих нейтронов (на один нейтрон деления)

Деление тепловыми нейтронами

Деление быстрыми нейтронами

232

-

0,024

233и

0,0038

0,0033

235и

0,0065

0,0065

238и

-

0,018

239Ри

0,0026

0,0026

237Кр

-

0,0045

241Лш

-

0,0015

243Лш

-

0,0023

244Сш

-

0,0012

245Сш

0,0018

-

Как видно из этой таблицы, доля запаздывающих нейтронов при делении МА меньше, чем при делении 239Ри (за исключением 237Кр). Кроме того, как известно, спектр запаздывающих нейтронов мягче спектра мгновенных нейтронов деления, и поэтому запаздывающие нейтроны будут оказывать меньшее влияние на развитие цепной реакции деления в зоне с загруженными МА. Иными словами, эффективная доля запаздывающих нейтронов в этом случае будет еще ниже. Ослабить этот недостаток можно добавлением в МА некоторого количества традиционных делящихся нуклидов с повышенной долей запаздывающих нейтронов, например 235и. Однако скорость сжигания МА в таком реакторе существенно снизится.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒