Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.7

Из табл. 2.1 видно, что в принятых предположениях относительно интенсивности и спектра нейтронов время достижения равновесной трансмутации в пределах сотни лет возможно только для

99^ 129т ^

трех долгоживущих радионуклидов: Тс и I (в смягченном спектре нейтронов), 107Pd (в резонансном спектре нейтронов). Для остальных долгоживущих радионуклидов этот срок растягивается на столетия и даже на тысячелетия. Это означает, что в рассматриваемых нейтронных полях трансмутация остальных нуклидов не эффективна и вряд ли приемлема.

Таблица 2.1

Средние сечения захвата нейтронов и время накопления равновесного количества трансмутируемых радионуклидов для теплового и быстрого спектра нейтронов

Нуклид

Т1/2, год

ст„у, барн

АГЛ год

Р-распад

быстрые нейтроны

тепловые нейтронні

быстрые нейтронні

тепловые нейтронні

79Бе

6,5-104

0,03

0,1

1050

3160

90Бг

29,0

0,01

0,14

93*

93*

93гг

1,5106

0,03

0,28

1050

1140

99Тс

2,1105

0,2

4,3

107ра

6,5-106

0,5

0,3

1050

126

1,0105

0,005

0,05

6300

6300

129^

1,6107

0,14

4,3

т о

СЛ

2,3-106

0,07

1,3

137С8

30,0

0,01

0,02

96*

96*

*) Для радионуклидов 90Бг и 137С8 в принятых условиях скорость нейтронной трансмутации пренебрежимо мала по сравнению с естественным распадом, т.е. (ст'-Ф) << Хь и эти радионуклиды асимптотически выходят на равновесие практически только под действием естественного распада. Поэтому здесь под АТ‘д понимается время достижения 90%-го уровня от равновесного количества радионуклидов.

Как уже упоминалось, скорость нейтронной трансмутации характеризуется величиной (сг -Ф), а время достижения равновесной трансмутации - АТ/9 = 1/(сг -Ф). Чтобы ускорить трансмутацию и, соответственно, сократить время достижения равновесного режима, надо стремиться повысить плотность нейтронного потока и сформировать спектр нейтронов таким образом, чтобы среднее сечение трансмутации было по возможности большим. Подобного рода задачи уже решаются, например, при накоплении радиоизотопов путем облучения мишеней в специализированных ядерных ус тановках - ядерных реакторах с высоким потоком нейтронов. Так, в высокопоточном реакторе для накопления изотопов ИИЯ (Ок-Ридж, США) плотность потока нейтронов составляет ~ 2-1015 нейтр./(см2-с), что в 20 раз больше, чем в рассматриваемом выше примере (1014 нейтр./(см2-с), тепловые нейтроны). Иными словами, технология создания нейтронных полей повышенной интенсивности уже используется и может быть применена для трансмутации долгоживущих продуктов деления ( 8е, 2г, С8). Однако для сокращения времени достижения равновесного режима трансмутации 1268и требуется еще более высокая плотность потока нейтронов, что уже превышает достигнутые возможности. Примеры концепций технологических установок (электроядерных и термоядерных), предназначенных для создания нейтронных полей повышенной интенсивности, рассмотрены в Приложениях.

Особо следует остановиться на обращении с такими среднежи-вущими радионуклидами, как 908г и 137С8. Их средние сечения захвата нейтронов малы, а скорость естественного распада достаточно велика (Т1/2 ~ 30 лет). Поэтому требуется рекордно высокая плотность потока нейтронов (~ 1016 нейтр./(см2-с)), чтобы трансмутация этих нуклидов имела смысл, т.е. чтобы (сг-Ф) >> А,-. Такие уровни потоков нейтронов достижимы в импульсных реакторах и ядерных взрывах.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒