Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.9

Будем предполагать, что количество радионуклида, ежегодно загружаемого в ядерную установку для трансмутации, составляет

О. В процессе облучения часть Х-О ежегодно трансмутируется, а на очистку поступает (1-Х)-О. Если вп - доля безвозвратных потерь радионуклида при очистке, то ежегодные безвозвратные потери радионуклида составят

8П - (1 - X) - О .

При выбранной технологии очистки эти безвозвратные потери будут подлежать захоронению.

Для оценки эффективности трансмутационного цикла введем показатель ^, который будет характеризовать отношение количества радионуклида, безвозвратно теряемого при осуществлении трансмутационного цикла, к количеству радионуклида, поступающего в трансмутационный цикл с радиохимического завода или из хранилища. То есть он показывает, во сколько раз можно сократить количество захораниваемого радионуклида при трансмутации по сравнению с прямым захоронением. Выражение для определения показателя ^ имеет следующий вид:

Из приведенной формулы можно видеть, что значение ^ зависит не только от качества технологической операции очистки облученного материала, т.е. от величины безвозвратных потерь вп, но также и от Х - глубины выжигания (трансмутации) радионуклида за цикл облучения. В табл. 2.2 приведены величины ^ при различных безвозвратных потерях Вп и для различной глубины выжигания Х за цикл облучения.

Таблица 2.2

Величина показателя Г в зависимости от глубины выжигания за цикл облучения при различных безвозвратных потерях

Потери Вп

Коэффициент Е

Х=0,1

Х=0,5

Х=0,9

10%

0,47

0,09

0,01

1%

0,08

0,01

0,001

0,1%

0,009

0,001

0,0001

Из табл. 2.2 видно, что повышение глубины выжигания транс-мутируемого радионуклида является важным фактором уменьшения потерь в результате осуществления трансмутационного цикла. Так, например, при выжигании 90% количества загруженного радионуклида за цикл облучения общие безвозвратные потери материала составят 1% даже при 10%-ных потерях на технологической операции очистки. Если же технология очистки обеспечит 1%-ные потери, то в этом случае количество радионуклида в безвозвратных потерях (т.е. количество захораниваемого радионуклида) можно будет снизить на три порядка по сравнению с прямым захоронением.

Однако глубокое выжигание за цикл облучения потребует повышенной плотности потока нейтронов, а также будет сопровождаться дополнительной потерей нейтронов за счет их поглощения накапливающимися продуктами трансмутации.

Таким образом, приведенные в табл. 2.2 данные можно использовать при выработке согласованных требований как к собственно процессу выжигания радионуклида, так и к выбору технологии, используемой в операциях очистки и регенерации.

Можно также сделать вывод о том, что существенно снизить количество долгоживущих радионуклидов можно с помощью такой технологии регенерации облученного материала, которая обеспечивала бы малые безвозвратные потери.

Если материал, содержащий трансмутируемый радионуклид, используется в жидком виде (водный раствор, жидкий металл, расплавы солей), тогда появляется возможность осуществлять либо непрерывную, либо частую периодическую очистку облучаемого материала и подпитку трансмутируемым радионуклидом. Это представляется перспективным, однако нужно иметь в виду соображения безопасности. Использование облучаемого материала в жидком виде по существу подразумевает отказ от защитного барьера, связанного с удержанием радионуклидов в твердой матрице с защитным покрытием, как это имеет место при трансмутации с использованием твердотельного материала. Кроме того, необходимо принять меры по уменьшению возможных протечек и отложений радионуклидов в коммуникациях, соединяющих узлы ядерной установки, где происходит облучение материала, его очистка и пополнение.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒