Развитие физико-технических основ трансмутации долгоживущих радиоактивных отходов ядерных реакторов

• Автор: Артисюк, Владимир Васильевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2002
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 224 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. Проблема трапсмутации отходов

1.1. Состав отработанного топлива из реакторов деления

1.2. Классификация радиологической опасности

1.2.1. Токсичность

1.2.2. Риск

1.2.3. Концепция радиоактивного бремени ix

1.3. Выгоды от искусственной трансмугации

1.3.1. Трансмутация для облегчения глубокого подземного захоронения

1.3.2. Трансмутация для снижения риска несанкционированного распространения ядерных материалов
1.3.3. Траисмутация для подхода к гармоничной ядерной энергетической системе
1.4. Заключение к Главе 1
ГЛАВА 2. Характеристики эффективности трапсмутации
радиоактивных отходов
2.1. Достижение равновесного состояния
2.1.1. Моноизотонная трансмутация
2.1.2. Трансмутация изотопной смеси
2.1.3. Характеристики трансмутации продуктов деления в ядерных реакторах
2.2. Обращение с равновесной массой
2.2.1. Тепловая мощность, связанная с траисмутацией
2.2.1.1. Коэффициент использования ядерной энергии деления
2.2.1.2. Мощность, ассоциированная с трансмутацией 4Сш
2.2.2. Потери в трансмутационном цикле
2.2.2.1. Отношение потерь к подпитке
2.2.2.2. Анализ возможности трансмутации ,
2.3. Заключение к Главе 2
ГЛАВА 3. Нейтронные источники для трапсмутации отходов
3.1. Нейтронный источник в ядерной энергетической системе
3.1.1. Определение нейтронного источника
3.1.2. Конфигурация ядерной энергетической системы с внешним нейтронным источником
3.1.3. Энергия, сопровождающая производство одного
избыточного нейтрона
3.1.4. Нейтронные требования для трансмутации продуктов деления
3.2. Производство нейтронного избытка
3.2.1. Потенциал технологии деления
3.2.2. Потенциал
3.2.2.1. Источник нейтронов, основанный на реакциях глубокого расщепления
3.2.2.2. Источник нейтронов на основе реакции дейтронного стрииинга
3.2.3. Потенциал технологии синтеза
3.2.3.1. Реакция Т синтеза
3.2.3.2. Реакция синтеза
3.2.4. Мюоннокаталитический синтез
3.3. Влияние нейтронного источника на конфигурацию системы
3.4. Заключение к Главе 3
ГЛАВА 4. Особенности трансмутации в нейтронных источниках на
основе синтеза
4.1. Роль МэВных нейтронов
4.2. Особенности трансмутации продуктов деления в Т нейтронном 9 источнике синтеза с параметрами I
4.2.1. Концепция бланкстазамедштсля
4.2.2. Изотопная трапемутация выжиг анис
4.2.2.1. Особенности трансмутации
4.2.2.2. Трансмутация в бланкетезамедлителс
4.2.3. Элементная трансмутация выжигание цезия
4.2.3.1. Особенности трансмутации цезия
4.2.3.2. Бланкет для трансмутации
4.3. Трансмутацня продуктов деления в с повышенной нагрузкой на 0 первую стенку
4.3.1. Идентификация структуры бланкста
4.3.2. Характеристики трансмугации
4.4. Заключение к Главе 4
, ГЛАВА 5. Особенности трансмутации нуклидов в
5.1. Особенности расчетов накопления
Д 5.2. Выявление наиболее токсичных изотопов
5.2.1. Значение I для редкоземельных изотопов
5.2.2. Выход токсичности в отдельном протонядерном
взаимодействии
5.2.3. Генерация токсичности в больших каналах
5.3. Накопление альфаактивности РЗЭ и полония
5.4. Вариации параметров пучка для уменьшения накопления альфа 3 активных РЗЭ в РЬ и i мишенях
5.5. Концепция гетерогенной нейтроннообразующей мишени, 4 ориентированной на трансмутацию ,
5.6. Концепция i активной зоны
5.7. Заключение к Главе 5
ГЛАВА 6. Радиологическая цепа трансмутации
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА


Несмотря на риторическое звучание, вопрос, насколько естественные радиоактивные нуклиды можно назвать радиоактивными отходами, заслуживает пристального внимания. Другая форма постановки этого вопроса может быть таковой насколько естественные радиоактивные нуклиды являются ценными источниками энергии. Эти вопросы отражают дуализм, который является скорее предметом философских исследований, чем ядерных. Переводя дискуссию в область ядерных технологий, вышеупомянутый дуализм формулируется в виде вопроса насколько выгода от получения энергии из урана перевешивает опасность обращения с радиоактивностью. Однако даже в этой постановке вопрос не теряет оттенка философствования. Прежде всего сам термин ядерные отходы необходимо конкретизировать. Пример ежегодного массового потока нуклидов, характерного для 1 ГВтэл РУЯ с 1ЮХ топливом выгорающим до ГВтдтТМ показан на Рис. Состав отработанного топлива приведен на момент времени 0 сугок после выгрузки. Количественные характеристики были взяты из классического источника работы М. Бенедикт и др. Идентификация отходов зависит от конфигурации послереакторной стадии ядерного топливною цикла. В частности в США с их ориентацией на незамкнутый топливный цикл все нуклиды, за исключением разве что урана, относятся к отходам. В Европе топливный цикл с рециркуляцией в форме МОХ топлива реальность сегодняшнего дня. Характерный пример с для сохранения современных требований безопасности активной зоны загруженной МОХ топливом с плутонием обогащенным до 5. ГВт дтТМ 5. При такой ситуации едва ли можно отнести к отходам. Таким образом, под отходами следует понимать нуклиды либо непригодные либо неудобные для производства ядерной энергии. Иными словами, термин отходы не является априори данным и может вести к заблуждению. Список известных нуклидов в отработанном топливе довольно большой. Программа I наиболее широко используемый в мире инструмент для анализа топливною цикла отслеживает около нуклидов 6. Идентифицированные радионуклиды с периодом полураспада более 1го года приведены в Таблице 1. Жидкомсталлический быстрый реактор , МОХ с . ГВт дт ТМ. Таблица 1. I 7. Ат . Ст . Ст . Ст 8. Ст 4. Рт 2. Еч 4. ЕЮ1 5. I.0 9. I2 6 для случая X и , и с помощью кода для МОХ 7. Таблица 1. Радионуклиды, составляющих отработанное топливо характеризуются их выходом в единицах массы и их периодом полураспада или постоянной радиоактивного распада, который является неотъемлемым ядерным свойством каждого радионуклида. Обе характеристики приведены в Таблице 1. Их произведение количества в атомах и постоянной радиоактивного распада дает активность выражаемую в или С, часто используемую в качестве меры радиоактивности. При оценке радиологической опасности см. Рис. В совокупности с активностью последние характеристики приводят к концепции биологической опасности единицы дозы или некоторая производная единиц дозы. Данный раздел посвящен анализу упомянутых выше двух концепций опасности и соответствующей классификации нуклидов. Рнс. Схема материального баланса типичного Р. Рис. Характеристика радиологической опасности нуклидов. Потенциальная биологическая опасность радионуклидов наиболее прозрачно выражается в терминах токсичности. Где Лг количество го радиоактивного изотопа, Я, постоянная радиоактивного распада, предельнодопустимая норма. Последняя зависит от типа потребления через питьевую воду или вдыхаемый воздух, приводя таким образом к двум видам токсичности. В международной терминологии им соответствуют термины поглощенная токсичночтъ ii xii и ингаляционная токсичность iiii xii. В ранних работах по анализу токсичности предельно допустимая норма выражалась в единицах предельнодопустимой концентрации ПДК радиоактивности iм3 Н2О или iм3 воздух настолько широко, что они были включены в специальную библиотеку, входящую в программный комплекс I 6. Они дают ясный и однозначный образ токсичности. Например, при использовании ИДК для питьевой воды токсичность представляется в виде объема воды м3, требуемого для разбавления единицы активности го радиоактивного нуклида до безопасного для человека уровня.