Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.8

В этой связи следует заметить, что количество трансмутированного радионуклида, вообще говоря, зависит не просто от плотности потока нейтронов, а от величины флюенса нейтронов (Ф-А(), или, в более общем виде, зависит от выражения (|аг-Ф-Л), если аг и Ф сами зависят от времени. Поэтому приемлемость импульсной технологии создания нейтронных полей высокой интенсивности для трансмутации требует подробного анализа для каждого отдельного случая, но до настоящего времени такие исследования не проводились.

В то же время считается, что хранение 908г и 137С8 в контролируемых условиях в течение нескольких сотен лет (200-600 лет) может быть достаточным для спада их активности до безопасного уровня.

Заметим, однако, что нуклид 137С8 находится в смеси с другими изотопами, среди которых С8 имеет период полураспада 1т = = 2,3 -106 лет. Это означает, что после распада 137С8 может появиться необходимость хранения материала миллионы лет, либо этот цезий придется извлечь из хранилища и подвергнуть трансмутации изотоп С8 в специализированных установках с высоким уровнем потока нейтронов. Возможность трансмутации 135С8 и требования к соответствующим установкам будут рассмотрены в Приложении П.1.3.

2.4. Трансмутационный цикл. Оценка потерь радионуклидов при рециклировании

Количество радионуклида, помещенное в нейтронное поле для трансмутации, уменьшается со временем по закону и поэтому скорость трансмутации [А,+(сг-Ф)]-О, (0 со временем будет также снижаться. Это означает, что за один цикл облучения вряд ли возможно снизить количество имеющегося радионуклида больше, чем на порядок. Для дальнейшей трансмутации необходимо осуществлять многоцикловой процесс облучения с очисткой от дочерних продуктов и с восполнением радионуклида, как это показано на рис. 2.4.

Здесь предполагается, что в результате облучения загруженного радионуклида доля Х от этого количества трансмутируется в ко-роткоживущие или стабильные дочерние нуклиды. Поэтому в выгружаемом материале останется доля (1-Х) от количества исходного радионуклида. Облученный материал затем поступает на регенерацию, где из него извлекаются продукты трансмутации. Как правило, при этом материал переводится в жидкое или газообразное состояние и, используя различие в химических свойствах исходного нуклида и продуктов трансмутации, осуществляют его очистку. Далее остающийся очищенный радионуклид пополняется новой порцией, взятой из хранилища или с радиохимического завода, где перерабатывают облученное топливо ядерных реакторов. Затем изготавливаются твердотельные элементы (или в жидком виде) и направляются на следующий цикл облучения.

Рис. 2.4. Схема трансмутационного цикла для долгоживущего радионуклида с твердотельным облучаемым материалом: О - количество трансмутируемого нуклида, ежегодно загружаемого в ядерную установку; Х - доля загруженного радионуклида, подвергшаяся трансмутации за цикл облучения; вп - доля безвозвратных потерь трансмутируемого нуклида при очистке от продуктов трансмутации

При реализации такого технологического процесса неизбежны некоторые безвозвратные потери радионуклида. Основной канал этих потерь будет связан с операцией очистки облученного материала от продуктов трансмутации.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒