УТИЛИЗАЦИЯ ДОЛГОЖИВУЩИХ ИЗОТОПОВ АМЕРИЦИЯ

Введение

С момента своего появления и до сегодняшнего времени одной из основных проблем ядерной энергетики являются радиоактивные отходы. К числу которых относятся изотопы америция Am-241, Am-243 [1].

Америций-241. Период полураспада 432 года. Сильным источник альфа-излучения, высокотоксичен. Является дочерним продуктом следующих ядер [2]:

Накапливается в оружейном плутонии в результате бета-распада изотопа Pu-241. В свежеизготовленном оружейном плутонии содержится 0,5-1,0 % Pu-241, в реакторном плутонии содержится от 5 % до 25 % Pu-241. Через несколько десятилетий почти весь Pu-241 распадается в Am-241 [3].

Америций-243. Является самым долгоживущим (период полураспада 7370 лет) и, как следствие, самым опасным изотопом америция [2]. Образуется в реакторе в результате бета-распада плутония-243, который в свою очередь нарабатывается из урана-238 за счет нескольких последовательных бета-распадов и поглощений нейтронов:

Также как и америций-241 является источником альфа-излучения с энергией распада  [2].

В данной статье предлагается утилизировать долгоживущие изотопы америция в реакторе на быстрых нейтронах поскольку америций-241 и америций-243 при поглощении быстрого нейтрона трансмутируют в Am-242 (период полураспада 16 часов) и Am-244 (период полураспада 10,1 часов) соответственно [4].

Целью данной работы являлось проведения расчетов эффективности данного способа на примере смешанного нитридного топлива для реактора типа БН-800.

Были рассчитаны составы топлив, обеспечивающие эффективную трансмутацию ²⁴¹Am без значительных потерь в энерговыработке и коэффициенте воспроизводства.

Нейтронно-физический расчет образцов с добавлением Am-241, Am-243

Основным параметром для сравнения был выбран коэффициент размножения нейтронов в бесконечной однородной среде

В качестве тестовых образцов было использовано смешанное нитридное топливо, с постоянной массовой долей изотопов каждого из материалов: , , , но разным массовый процентом элементов. Также использовалось два вида теплоносителей: чистый натрий, эвтектический сплав .

Все расчеты проводились в программе WIMS-D5B. Для расчета нейтронно-физических характеристик использовалось решение уравнения Пайерлса методом дискретных ординат [5].

 брался в качестве границы, ниже которой использование образца считалось неэффективным.

Тестовые образцы топлива:

По результатам расчетов получились следующие зависимости для .

Рисунок 1. Зависимость коэффициента размножения для образца №1 с Na (красный), Na-Cs-K (синий) теплоносителями от времени

Рисунок 2. Зависимость коэффициента размножения для образца №2 с Na (красный), Na-Cs-K (синий) теплоносителями от времени

Рисунок 3. Зависимость коэффициента размножения для образца №3 с Na (красный), Na-Cs-K (синий) теплоносителями от времени

Рисунок 4. Зависимость коэффициента размножения для образца №4 с Na (красный), Na-Cs-K (синий) теплоносителями от времени

Рисунок 5. Зависимость коэффициента размножения для образца №5 с Na (красный), Na-Cs-K (синий) теплоносителями от времени

Рисунок 6. Зависимость коэффициента размножения для образца №6 с Na (красный), Na-Cs-K (синий) теплоносителями от времени

Выводы

На основании проведенных расчетов можно заключить следующее.

1. Добавление долгоживущих изотопов америция-241 и америция-243 в ядерное топливо является целесообразным в качестве способа их нейтрализации, при этом сохраняя требуемую эффективность работы реактора.
2. Применение топлива с массовой долей плутония ниже 15% признано неэффективным, так как не может обеспечить необходимое значение коэффициента размножения.
3. Сплав Na-Cs-K показал лучшие результаты по сравнению с чистым натрием, обеспечив 21 месяц эффективной работы реактора () для образца с наибольшим содержанием америция (15 %).
4. В тоже время натриевый теплоноситель обеспечивает эффективную работу реактора с топливом, содержащим 5 % америция, в течение более чем 30 месяцев.
5. Использование образцов №4, №5, №6 признано неэффективным, так как не удается обеспечить необходимое значение коэффициента размножения нейтронов необходимое время.

Список литературы:

1. Основы прикладной ядерной физики и введение в физику ядерных реакторов: учебное пособие / В.С. Окунев. – 2-е изд., испр. и доп. – М.: Издательство МГТУ им. Н. Э. Баумана, 2015.– 534 с.
2. Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
3. Ректоры-размножители на быстрых нейтронах / А. Уолтер, А. Рейнольдс – М.: Энергоатомиздат, 1986. — 623 с.
4. Окунев, В.С. Основы возможной концепции и оптимизация характеристик безопасности реакторов на быстрых нейтронах с различными видами топлива, охлаждаемых сплавом Na-K-Cs / В.С. Окунев // Ядерная энергетика.– 2000. –№2. – С. 111-120.
5. Окунев В.С., Лисицын И.С. Нейтронно-физический расчет решетки ядерного реактора на основе газокинетической теории переноса, М.: Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана, - 2011, 145 с.