Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.51

Обращение с облученными конструкционными материалами

Здесь имеются в виду в первую очередь конструкционные материалы (КМ), используемые в активных зонах энергетических ядерных реакторов. В настоящее время переработка ОЯТ начинается с отделения КМ, которые затем спрессовываются и захораниваются. Применительно к крупномасштабной ЯЭ рассматривается возможность рециклирования КМ в топливном цикле. При этом, конечно, усложнятся операции по переплавке активированных КМ и коррекции их элементного состава. Но будут достигаться две важных цели: во-первых, удержание радионуклидов КМ в топливном цикле ЯЭ, и, во-вторых, экономия в расходе КМ.

Снижение активации КМ может быть достигнуто изменением их элементного состава за счет исключения легкоактивируемых элементов. Однако возможности такого подхода ограничены, т.к. изменение элементного состава может привести к ухудшению прочностных или нейтронно-физических свойств КМ. Например, в энергетических легководных реакторах цирконий является практически единственным широко используемым элементом КМ. Так как при облучении он становится радиоактивным, то отказ от его использования означал бы переход на другой конструкционный материал. Поэтому в настоящее время считается, что более перспективным или единственно возможным способом решения этой проблемы могло бы оказаться изменение не элементного, а изотопного состава некоторых КМ.

Долгоживущая активность облученного циркония связана только с радионуклидом 932г (Ту2 = 1,5-106 лет), который является в-из-лучателем, практически не сопровождающимся испусканием у-кван-тов (если осуществлять периодическую очистку от 93КЬ - дочернего продукта распада). Российские нормы радиационной безопасности допускают применение твердых в-эмиттеров с удельной активностью не выше 2 мкКи/кг без каких-либо ограничений. Расчетные оценки показывают, что активность облученного циркония (3 года в реакторе плюс 5 лет выдержки) ~ 480 мкКи/кг, т.е. более чем в 200 раз выше допустимой нормы.

Радионуклид 932г образуется (и выгорает) в результате захвата нейтронов стабильными изотопами 902г, 912г и 922г в соответствии с цепочкой реакций

Однако если обогатить природный цирконий изотопом 90/г с соответствующим снижением содержания непосредственных

93 ^    91 ^ 92^7    93г7

предшественников /г, изотопов /г и /г, то накопление /г может быть существенно снижено. Так, если природный цирконий, содержащий 51% 90/г, сделать на 100% состоящим из этого изотопа, то в этом предельном случае удельная активность облученного циркония составит лишь 8 -10-4 мкКи/кг, т.е. в 2500 раз ниже нормы. Это означает, что такой цирконий может рециклировать с целью использования в качестве КМ легководных реакторов. Если же природный цирконий обогатить изотопом 90/г до 99%, то после облучения его удельная активность будет в пределах допустимых норм, т. е. такой цирконий можно было бы один раз использовать в цикле облучения ядерного реактора, а затем, например, передать в неядерные отрасли промышленности для практически неограниченного применения.

Другой пример подхода к снижению активации КМ за счет изменения изотопного состава их элементов касается возможности снижения активации ферритной нержавеющей стали марки НТ-9 при использовании ее в качестве КМ термоядерного реактора. Расчетные оценки показали, что долгоживущая активность стали на 99% обусловлена радионуклидами 93Мо (Та/2=3,5-103 лет), 94КЬ (Т1/2=2,0 -104 лет), 99Тс (Та/2=2,1-105 лет), которые являются продуктами нейтронных реакций на стабильных изотопах молибдена 92Мо, 94Мо, 98Мо, 100Мо. Нержавеющая сталь марки НТ-9 содержит лишь 1% природного молибдена, но именно с ним, в основном, и связана ее активность. Для снижения этой активности можно изменить изотопный состав молибдена с помощью технологии плазменного обогащения, а именно: снизить содержание изотопов-предшественников радионуклидов: 92Мо и 94Мо в 25 раз, 98Мо и 100Мо в 15 раз. В результате содержание изотопов-предшествен-ников снизится с 57% (в природном молибдене) до 7% (в обогащенном). Соответственно, примерно на порядок снижается активность образующихся радионуклидов, а облученная сталь переходит в более низкую категорию РАО и становится пригодной для приповерхностного хранения. По-видимому, аналогичный подход может быть использован и для снижения активации нержавеющих сталей, являющихся КМ быстрых реакторов.

В целом нужно признать, что в настоящее время исследования по рециклу КМ, по подбору их элементных и изотопных составов находятся еще в самом начале.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1.    Физические величины: Справочник/Под ред. Григорьева И.С., Мейлихова Е.З. М.: Энергоатомиздат. 1991.

2.    Синев Н.М. Экономика ядерной энергетики. М.: Энергоатомиздат, 1987.

3.    Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядерной энергетике России. М.: ГУП НИКИЭТ, 1999.

4.    Апсэ В.А., Синцов А.Е., Шмелев А.Н., Куликов Г.Г., Саи-то М., Артисюк В.В. Радиоактивные отходы: пути обезвреживания // Инженерная физика. 2001. №4.

5.    CURE: Clean Use of Reactor Energy. WHP-EP-0268, USA, May 1990.

6.    Пшакин Г.М., Гераскин Н.И., Апсэ В.А. и др. Ядерное нераспространение: Учебное пособие. М.: МИФИ, 2004.

7.    Апсэ В.А., Шмелев А.Н. Основы безопасного обращения с радиоактивными отходами: Учебное пособие. М.: МИФИ, 2006.


⇐ вернуться назад |