Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором

Розглянуто проблему радіоактивних відходів ядерної енергетики. Проаналізовано спектр радіоактивних відходів та умови, при яких трансмутація цих радіоактивних відходів буде проходити більш ефективно. Представлено результати моделювання трансмутації основних радіоактивних ізотопів у двозонній підкрит...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2011
Hauptverfasser:	Бабенко, В.О., Гулік, В.І., Павлович, В.М., Рибалова, А.П.
Format:	Artikel
Sprache:	Ukrainian
Veröffentlicht:	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2011
Schriftenreihe:	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
Schlagworte:	Проблеми безпеки атомних електростанцій
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112904
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором/ В.О. Бабенко, В.І. Гулік, В.М. Павлович, А.П. Рибалова // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 16. — С. 8-16. — Бібліогр.: 19 назв. — укр.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-112904
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-1129042017-01-30T03:03:24Z Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором Бабенко, В.О. Гулік, В.І. Павлович, В.М. Рибалова, А.П. Проблеми безпеки атомних електростанцій Розглянуто проблему радіоактивних відходів ядерної енергетики. Проаналізовано спектр радіоактивних відходів та умови, при яких трансмутація цих радіоактивних відходів буде проходити більш ефективно. Представлено результати моделювання трансмутації основних радіоактивних ізотопів у двозонній підкритичній системі, керованій потужним нейтронним генератором. Рассмотрена проблема радиоактивных отходов ядерной энергетики. Проанализированы спектр радиоактивных отходов и условия, при которых трансмутация этих радиоактивных отходов будет проходить наиболее эффективно. Представлены результаты моделирования трансмутации основных радиоактивных изотопов в двухзонной подкритической системе, которая управляется мощным нейтронным генератором. The problem of radioactive waste of nuclear power is considered in the article. The range of radioactive waste of nuclear power is analyzed. The conditions under which the transmutation of radioactive waste will be most effective are analyzed too. The modeling results of a transmutation of the main radioactive isotopes are presented and discussed. The model of the two-zone subcritical system driven by high-intensity neutron generator is used for the modeling of transmutation. 2011 Article Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором/ В.О. Бабенко, В.І. Гулік, В.М. Павлович, А.П. Рибалова // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 16. — С. 8-16. — Бібліогр.: 19 назв. — укр. 1813-3584 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112904 621.039.51 uk Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Ukrainian
topic	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій
spellingShingle	Проблеми безпеки атомних електростанцій Проблеми безпеки атомних електростанцій Бабенко, В.О. Гулік, В.І. Павлович, В.М. Рибалова, А.П. Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
description	Розглянуто проблему радіоактивних відходів ядерної енергетики. Проаналізовано спектр радіоактивних відходів та умови, при яких трансмутація цих радіоактивних відходів буде проходити більш ефективно. Представлено результати моделювання трансмутації основних радіоактивних ізотопів у двозонній підкритичній системі, керованій потужним нейтронним генератором.
format	Article
author	Бабенко, В.О. Гулік, В.І. Павлович, В.М. Рибалова, А.П.
author_facet	Бабенко, В.О. Гулік, В.І. Павлович, В.М. Рибалова, А.П.
author_sort	Бабенко, В.О.
title	Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором
title_short	Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором
title_full	Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором
title_fullStr	Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором
title_full_unstemmed	Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором
title_sort	про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором
publisher	Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України
publishDate	2011
topic_facet	Проблеми безпеки атомних електростанцій
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/112904
citation_txt	Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором/ В.О. Бабенко, В.І. Гулік, В.М. Павлович, А.П. Рибалова // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2011. — Вип. 16. — С. 8-16. — Бібліогр.: 19 назв. — укр.
series	Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
work_keys_str_mv	AT babenkovo promožlivístʹtransmutacííradíoaktivnihvídhodívvelektroâderníjsistemíkerovaníjpotužnimnejtronnimgeneratorom AT gulíkví promožlivístʹtransmutacííradíoaktivnihvídhodívvelektroâderníjsistemíkerovaníjpotužnimnejtronnimgeneratorom AT pavlovičvm promožlivístʹtransmutacííradíoaktivnihvídhodívvelektroâderníjsistemíkerovaníjpotužnimnejtronnimgeneratorom AT ribalovaap promožlivístʹtransmutacííradíoaktivnihvídhodívvelektroâderníjsistemíkerovaníjpotužnimnejtronnimgeneratorom
first_indexed	2025-07-08T04:50:39Z
last_indexed	2025-07-08T04:50:39Z
_version_	1837052975181201408
fulltext	8 ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 16 2011 --------------------------------- ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ -------------------------------- УДК 621.039.51 ПРО МОЖЛИВІСТЬ ТРАНСМУТАЦІЇ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ В ЕЛЕКТРОЯ- ДЕРНІЙ СИСТЕМІ, КЕРОВАНІЙ ПОТУЖНИМ НЕЙТРОННИМ ГЕНЕРАТОРОМ © 2011 р. В. О. Бабенко1, В. І. Гулік2, В. М. Павлович2, А. П. Рибалова3 1 Інститут теоретичної фізики НАН України, Київ 2 І нститут ядерних досліджень НАН України, Київ 3 Інститут проблем безпеки АЕС НАН України, Київ Розглянуто проблему радіоактивних відходів ядерної енергетики. Проаналізовано спектр ра- діоактивних відходів та умови, при яких трансмутація цих радіоактивних відходів буде проходити більш ефективно. Представлено результати моделювання трансмутації основних радіоактивних ізо- топів у двозонній підкритичній системі, керованій потужним нейтронним генератором. Ключові слова: трансмутація радіоактивних відходів, електроядерні системи, підкритичні реа- ктори. Вступ Сьогоднішня ядерна енергетика є результатом 50-річного розвитку, упродовж якого ця технологія досягла індустріальної зрілості та стала надійним джерелом для задоволення потреб в електроенергії. Після того, як в 40 - 50-х роках було створено перші дослідницькі та енергетичні ядерні реактори, галузь ядерної енергетики стрімко розвивалася протягом 60 - 70-х років. Було досліджено, створено та побудовано велику кількість ядерних реакторів різ- них модифікацій [1, 2]. Однак унаслідок аварій на ЧАЕС (1986 р. – аварія з розгоном на мит- тєвих нейтронах) та на АЕС Три-Майл-Айленд (1979 р. – аварія з втратою теплоносія, що призвела до розплавлення активної зони) розвиток атомної енергетики зупинився, більшість країн з атомною енергетикою заморозили свої програми, а інші країни відмовилися від буді- вництва нових АЕС. Однак за останні 20 років інтерес до атомної енергетики відновився з новою силою. Це зумовлено тим, що атомна енергетика на сьогодні є практично безальтер- нативним джерелом електроенергії з точки зору економіки, нерозповсюдження екологічного забруднення, глобального потепління та зростання дефіциту невідновлювальних джерел ене- ргії. Виходячи з цього, у багатьох країнах світу почався новий розвиток атомної енергетики, який прийнято називати «ядерним ренесансом». Але на даний момент атомна енергетика має ряд недоліків, які потрібно вирішувати: а) можливість її використання для військових цілей та загроза розповсюдження ядерної зброї; б) небезпека серйозних аварій; в) проблема радіоактивних відходів; г) проблема ресур- сів. Це основні причини, що затримують розвиток ядерної енергетики у світі. Щодо проблем загрози розповсюдження ядерної зброї та безпеки діючих АЕС в останні два десятиліття бу- ли досягнуті значні успіхи, а третя проблема - радіоактивні відходи - залишається дотепер актуальною. Загальноприйнято, що проблема ресурсів буде розв’язана впровадженням реак- торів на швидких нейтронах. Проблематика радіоактивних відходів На даний час існує тільки два реальних підходи у вирішенні проблеми радіоактивних відходів: 1) пряме захоронення в підземних сховищах без переробки або часткова переробка з повторним використанням урану та плутонію у вигляді змішаного оксидного (МОХ) пали- ва; 2) повна переробка відпрацьованого ядерного палива (ВЯП) з відокремленням найбільш небезпечних довгоживучих високоактивних відходів для їхньої подальшої трансмутації в електроядерних системах і реакторах на швидких нейтронах. Однак потрібно зазначити, що перший підхід має рад суттєвих недоліків, а саме: неможливість прогнозування безпечного зберігання на десятки тисяч років, оскільки відсутні дані довготривалої стійкості конструкційних матеріалів більш ніж на 100 років; ПРО МОЖЛИВІСТЬ ТРАНСМУТАЦІЇ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 16 2011 9 надзвичайно велика кількість радіоактивних відходів накопичена на даний час. У світі будується лише декілька сховищ ВЯП. Найбільше з них в США (Yucca Mountain) довжиною 100 км та максимальним вмістом 70000 т (при цьому щорічно на АЕС світу отримується приблизно 8000 т ВЯП). Вартість цього сховища 15 млрд доларів США, і на сьогодні керів- ництво США відмовилося від цього проекту [3]; необхідність великих витрат дорогих матеріалів при захороненні відходів; відсутність методів розрахунку для підтвердження безпеки сховища; більшість радіонуклідів мають високу ймовірність зі сховища потрапити в біологічне середовище протягом тисяч років; необхідність спеціальних геологорозвідувальних робіт великого об’єму. Якщо окремо торкнутися економічної складової захоронення радіоактивних відходів у стійких геологічних формаціях, то за даними [4] середня ціна зберігання 1 кг ВЯП у таких сховищах становить 1000 доларів США. Виходячи з цього, за даними [5], зберігання високо- активних відходів потребує затрат 1·109 доларів США на один блок типу ВВЕР-1000 за час його 40-річної експлуатації. На початку розвитку атомної енергетики проблему радіоактивних відходів, як і про- блему обмеженої кількості урану, планували вирішити за рахунок впровадження реакторів на швидких нейтронах. Оскільки відомі запаси урану збільшилися, а зростання ядерної енер- гетики не виправдало ранніх очікувань, то уран став дешевим і передбачуване швидке вве- дення реакторів на швидких нейтронах не відбулося. Також важливо зазначити, що швидкі реактори ефективні лише в трансмутації трансуранових елементів, а використання їх для трансмутації продуктів поділу (наприклад 99Тс) призводить до зменшення коефіцієнта відт- ворення ядерного палива та погіршення фізичних характеристик реактора, пов’язаних із без- пекою [6]. У багатьох країнах, у тому числі й в Україні, використовується однократний паливний цикл, де ВЯП спочатку витримується в приблокових басейнах, а потім перевантажується в тимчасові сухі або водяні сховища для зберігання. Деякі країни приступили до переробки відпрацьованого палива, користуючись технологією ПУРЕКС для виділення урану і плуто- нію, яка була доступна з військових досліджень [7]. У той час, як деяка частина виділеного плутонію повторно використовується у вигляді МОХ палива у традиційних реакторах, зали- шкова суміш вторинних актинідів і продуктів поділу готується для кінцевого захоронення. Сьогодні після 50 років використання атомної енергетики більшість країн з програмою ядер- ної енергетики мають зростаючі запаси ВЯП або відокремленого плутонію та високоактив- них відходів у вигляді скляних блоків, і подальше майбутнє цих матеріалів є невизначеним. Зараз у більшості країн, які зіткнулися з цією проблемою, геологічне захоронення, у тій чи іншій формі, є прийнятним рішенням для захисту людей та їхнього оточення в дале- кому майбутньому. Однак труднощі, на які наштовхується проектування, розробка та ліцен- зування сховищ, не кажучи вже про громадський протест проти ядерних відходів, спричини- ли затримку в розробці цього обладнання. Можливість трансмутації радіоактивних відходів Для скорочення кількості радіоактивних відходів останнім часом інтенсивно обгово- рюється можливість використання процесу трансмутації. Ядерна трансмутація - це перетво- рення одного хімічного елемента або ізотопу в інший, і це перетворення здійснюється вна- слідок ядерних реакцій. Природна трансмутація відбувається, коли радіоактивні елементи спонтанно розпадаються протягом тривалого періоду часу і переходять в інші більш стабіль- ні елементи. У більшості випадків штучна трансмутація відбувається в установках, що мають досить енергії для зміни ядерної структури елементів. Однак є ряд досліджень, які вказують на те, що штучна трансмутація може відбуватись у біологічних системах і без додаткової енергії. Цей метод отримав назву – ефект низькотемпературної трансмутації ізотопів у мік- робіологічних системах [8]. В. О. БАБЕНКО, В. І. ГУЛІК, В. М. ПАВЛОВИЧ, А. П. РИБАЛОВА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 16 2011 10 Розглядаючи високоактивні відходи, що містяться у ВЯП, можна дійти висновку, що трансмутація необхідна для двох основних груп елементів. Перша група – це трансуранові елементи (плутоній та мінорні актиніди), друга група – продукти поділу. Основні елементи та ізотопи, що містяться у ВЯП реакторів типу LWR (легководні реактори), представлено в табл. 1. Таблиця 1. Склад ВЯП (основні радіонукліди/1ГВт у рік) [9] Актиніди Продукти поділу Нуклід Т1/2, рік Маса, кг Нуклід Т1/2, рік Маса, кг Фракція ізотопу, % U(235U) MOX 235U 7,0·108 280 50 85Kr 10.8 0.4 236U 2,3·107 120 20 90Sr 29 14 238U 4,5·109 2,8·104 2,7·104 137Cs 30 32 237Np 2,1·106 15 10 151Sm 93 0.3 238Pu 88 6 (2 %) 25 (3,5 %) 79Se 6,5·104 0.2 10 239Pu 2,4·104 170 (57 %) 350 (47,5 %) 93Zr 1,5·106 23 20 240Pu 6600 70 (23 %) 200 (27 %) 99Tc 2,1·105 25 100 241Pu 14 40 (13 %) 80 (11 %) 107Pd 6,5·106 7 16 242Pu 3,8·105 15 (5 %) 80 (11 %) 126Sn 1,0·105 1 31 241Am 430 7 30 129I 1,6·107 6 75 242mAm 141 0,1 0,2 135Cs 2·106 10 14 243Am 7370 3 25 244Cm 18 0,7 15 245Cm 8500 0,1 3 Зупинимось на процесі штучної високоенергетичної трансмутації більш детально. По суті трансмутація під дією нейтронів – це функція нейтронних перерізів та їхньої спектраль- ної залежності. Для процесу трансмутації мінорних актинідів найбільш явно виражена ядер- на реакція – це реакція поділу, і тому дуже важливим є аналіз конкуренції між ядерними процесами поділу та захоплення. Тому вводиться спеціальне відношення α = σс/σf, де σс – пе- реріз захоплення, σf – переріз поділу. З табл. 2, де представлено значення α для ізотопів різ- них актинідів, чітко видно, що швидкий нейтронний спектр набагато вигідніший, ніж тепло- вий для трансмутації цих ізотопів (значення α найменше). Таблиця 2. Значення перерізів (б) поділу, захоплення та їхні відношення для різних елементів при тепловому та швидкому нейтронних спектрах [10] Ізотоп Тепловий спектр (LWR) Швидкий спектр σf σc α σf σc α 237Np 0,52 33 63 0,32 1,7 5,3 238Np 134 13,6 0,1 3,6 0,2 0,05 238Pu 2,4 27,7 12 1,1 0,58 0,53 239Pu 102 58,7 0,58 1,86 0,56 0,3 240Pu 0,53 210,2 396,6 0,36 0,57 1,6 241Pu 102,2 40,9 0,4 2,49 0,47 0,19 242Pu 0,44 28,8 65,5 0,24 0,44 1,8 241Am 1,1 110 100 0,27 2,0 7,4 242Am 159 301 1,9 3,2 0,6 0,19 242mAm 596 137 0,23 3,3 0,6 0,18 243Am 0,44 49 111 0,21 1,8 8,6 242Cm 1,14 4,5 3,9 0,58 1,0 1,7 243Cm 88 14 0,16 7,2 1,0 0,14 244Cm 1,0 16 16 0,42 0,6 1,4 245Cm 116 17 0,15 5,1 0,9 0,18 235U 38,8 8,7 0,22 1,98 0,57 0,29 238U 0,103 0,86 8,3 0,04 0,3 7,5 ПРО МОЖЛИВІСТЬ ТРАНСМУТАЦІЇ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 16 2011 11 Процес трансмутації може проходити в реальних промислових реакторах типу LWR, але більш ефективними є реактори зі швидким спектром нейтронів. Також відома пропозиція [11] про спалювання плутонію й трансуранових елементів у реакторах на швидких нейтронах у саморегульованому нейтронно-ядерному режимі (хвиля нейтронного поділу). Однак ця пропозиція перебуває на початковій стадії розробки. Найбільш ефективним і безпечним спо- собом трансмутації радіоактивних відходів є так звані електроядерні технології (Accelerator Driven Systems (ADS)) [3, 4, 12]. Трансмутація мінорних актинідів З точки зору трансмутації радіоактивних відходів нас цікавлять в основному мінорні (або другорядні) актиніди, а саме плутоній, нептуній, америцій та кюрій. Деякі ізотопи цих елементів мають великий період напіврозпаду та високу радіотоксичність через домінуючий α-розпад. З точки зору екологічної безпеки вони потребують трансмутації, яка до того ж ду- же вигідна енергетично, оскільки фактично мінорні актиніди, що завантажені у швидкий ре- актор або у підкритичну систему, є додатковим ядерним паливом. Для нейтронної трансмутації мінорних актинідів головною реакцією є реакція поділу, яка перетворює довгоживучі радіотоксичні актиніди в основному в короткоживучі менш то- ксичні продукти поділу. Інші реакції, такі як захоплення та (n, 2n), тільки трансформують актиніди в інші актиніди без значної зміни довготривалої радіотоксичності. Однак ці реакції є корисними в тій мірі, що вони перетворюють актиніди з низькою ймовірністю поділу в ак- тиніди, здатні ділитися з великою ймовірністю до поділу. Основними ізотопами мінорних актинідів, що потребують трансмутації, є 239Pu, 240Pu, 242Pu, 237Np, 241Am, 242Am, 243Am, 244Cm та 245Cm. Щодо ізотопів плутонію, то вони можуть бути успішно використані в так званому МОХ паливі в теплових та швидких реакторах. А для трансмутації ізотопів нептунію, америцію та кюрію найбільш ефективно буде викорис- товувати електроядерні системи зі швидким спектром нейтронів при багатократному повто- рному опроміненні їх протягом десятків років. Трансмутація довгоживучих продуктів поділу Аналіз складу радіоактивних ізотопів у ВЯП реактора LWR показує, що радіоактивні продукти поділу та їхні вторинні ізотопи характеризуються різними фізичними властивостя- ми, їхня кількість у ВЯП різна і вони мають різний рівень впливу на навколишнє середови- ще. Більшість ядер навіть з дуже високою радіоактивністю (90Y, 137Ba, 144Ce та ін.) мають ма- лий період напіврозпаду і їхня кількість зменшиться до безпечного рівня протягом двох- трьох років. Такі радіоактивні ізотопи належать до групи короткоживучих радіоактивних ві- дходів, і вони не представляють серйозної небезпеки для навколишнього середовища. Інші ядра мають період напіврозпаду порядку 10 - 30 років, високий вихід у процесі поділу та ви- соку активність (90Sr, 137Cs), і вони розпадуться до безпечного рівня приблизно через 300 років (10 періодів напіврозпаду вважається достатнім часом для повного розпаду). Також можна виділити проміжну групу продуктів поділу (106Ru, 144Ce, 147Pm, 154Eu) з періодом напі- врозпаду близько одного року. Отже, частина з цих ізотопів короткоживучі, вони не представляють серйозної небез- пеки для навколишнього середовища, а для тих, що мають середній період напіврозпаду, або для їхніх наступників (90Sr, 106Ru, 137Cs, Rh, Pd) можна знайти науково-технічне застосування в різних сферах економіки. Іншу частину, в основному 129I та 99Тс, необхідно трансмутувати. Основний ефективний метод трансмутації продуктів поділу (129I, 99Тс) - це переведен- ня їх у короткоживучі та стабільні ізотопи шляхом поглинання нейтронів, тому що продукти поділу в основному нейтрононадлишкові, а додатковий нейтрон має сильний дестабілізую- чий вплив. Як видно, трансмутація продуктів поділу пов’язана з радіаційним захопленням нейтрона, і в такій реакції додаткові нейтрони не виникають. Тому введення цих елементів у реактор буде знижувати реактивність або скорочувати кампанію палива, якщо не збільшува- ти його збагачення, щоб компенсувати цю втрату реактивності. В. О. БАБЕНКО, В. І. ГУЛІК, В. М. ПАВЛОВИЧ, А. П. РИБАЛОВА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 16 2011 12 Відносно 99Тс, то його ефективно трансмутувати в тепловому та особливо в епітепло- вому спектрах завдяки великим перерізам захоплення ядер 99Тс в цих областях та наявності високих резонансів перерізу в епітепловій області (енергія нейтронів 2 - 20 еВ). Також 99Тс - це єдиний із продуктів поділу, трансмутація якого дає в результаті платинові матеріали, що представляють промисловий інтерес. Таким чином, трансмутація 99Тс не тільки вимушений захід по його знешкодженню, вона також (з точки зору рентабельності) дає змогу компенсу- вати частину затрат на даний процес [3]. 129I - це один із найбільш довгоживучих (Т1/2 = 1,57·107 років) та небезпечних для на- вколишнього середовища продуктів поділу. Довгочасна надійна ізоляція 129I в складі твердих радіаційних відходів проблематична через високі міграційні характеристики йоду в біосфері, зумовлені підвищеною летючістю, складною хімічною поведінкою та різноманітністю роз- чинених у воді форм, а також низьким коефіцієнтом сорбції найбільш розповсюдженими мі- нералами та ґрунтами [6]. 129I також ефективно трансмутувати в тепловому спектрі нейтро- нів. Моделювання трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором У попередніх роботах авторів [13 - 15] була запропонована оптимальна схема, на ос- нові якої можлива побудова двозонного підкритичного дослідницького реактора, що містить в одній установці області із швидким та повільним спектром нейтронів та керується потуж- ним нейтронним генератором. Наскільки відомо, можливості трансмутації радіоактивних ві- дходів у двозонних системах не досліджувались. Тому для перевірки ефективності трансму- тації радіоактивних відходів у такій системі було проведено моделювання всіх нейтронно- фізичних процесів перетворення та накопичення радіоактивних нуклідів. У цій системі (див. рисунок) потік заряджених часток (дейтронів) рухається зверху вниз по центральній трубці, поки не попадає на титанову мішень, яка насичена тритієм, де відбувається D-T реакція з ви- никненням 14 МеВ нейтронів. Титанова мішень знаходиться на мідній підставці, що охоло- джується водою. Трубки водного охолодження мідної підставки розміщені в нижній частині центральної трубки, під мішенню. Швидка зона, що оточує центральну трубку, знаходиться в баку з нержавіючої сталі. Ця зона набрана з укорочених ТВЕЛ реактора ВВЕР-1000 та охо- лоджується гелієвим теплоносієм. Паливо у швидкій зоні – діоксид урану при збагаченні по 235U (20 %). Теплова зона оточує швидку зону й також набрана з укорочених ТВЕЛ реактора ВВЕР-1000, але охолодження відбувається за рахунок теплоносія з лег- кої води. Збагачення діоксиду урану в тепловій зоні по 235U (4 %). По периметру активної зони розташований берилієвий відбивач та блоки літію, що використо- вується для напрацювання тритію. Моделювання виконувалось за допомогою нейтронно-фізичного коду MCNP 4c та програмного модулю Mon- teburn [16, 17], що об’єднує роботу нейт- ронно-фізичного коду MCNP 4с та коду для розрахунку вигоряння ORIGEN2. Для розрахунків була використана модель підкритичного реактора, представлена на рисунку з kеф = 0,97 та точковим 14 МеВ джерелом нейтронів у центрі системи. При цьому використовува- лась бібліотека ядерних даних ENDF/B-VI. Двозонна модель підкритичного реактора. ПРО МОЖЛИВІСТЬ ТРАНСМУТАЦІЇ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 16 2011 13 На основі вищенаведеного аналізу радіоактивних відходів було вирішено промоделю- вати трансмутацію 237Np, 241Am, 242Am, 243Am, 244Cm та 245Cm в центрі швидкої зони підкри- тичної системи. У центрі цієї зони спостерігається найбільш оптимальні умови для трансму- тації мінорних актинідів (високий потік нейтронів та швидкий спектр нейтронів). Трансму- тацію довгоживучих продуктів поділу найкраще проводити на периферії теплової зони. Туди було поміщено 129I та 99Тс. Надалі постало питання кількості радіоактивних відходів різних ізотопів, що необхід- но трансмутувати. Було вирішено промоделювати трансмутацію всієї кількості відходів, що напрацьовується в реакторі LWR за один рік роботи, при потужності 1 ГВт (див. табл. 1). Передбачається, що мінорні актиніди та продукти поділу виділяються з ВЯП на гіпотетич- ному радіохімічному виробництві, і після цього відокремлені чисті ізотопи завантажуються у ТВЕЛ двозонного дослідницького реактора, розглянутого вище. Таким чином, у швидкій зо- ні необхідно розмістити 237Np (32 ТВЕЛ), 241Am (21 ТВЕЛ), 242mAm (1 ТВЕЛ), 243Am (9 ТВЕЛ), 244Cm (2 ТВЕЛ) та 245Cm (1 ТВЕЛ). Із довгоживучих продуктів поділу потрібно ро- змістити 129I (50 ТВЕЛ) та 99Tc (91 ТВЕЛ). ТВЕЛ з радіоактивними відходами розміщувались в активній зоні замість ТВЕЛ з паливом. При заміні ТВЕЛ палива у швидкій зоні на ТВЕЛ з мінорними актинідами значних змін критичності не спостерігається. А довгоживучі продук- ти поділу значно понижують рівень критичності всієї системи при заміні, особливо це стосу- ється технецію. Тому для збереження заданого рівня підкритичності з kеф = 0,97 було введено у швидку зону всі мінорні актиніди і весь 129I та лише 7 ТВЕЛ 99Tc - у теплову зону. Результати моделювання трансмутації Моделювання проводилось при потужності системи 0,5 МВт, що відповідає інтенсив- ності зовнішнього джерела нейтронів в 1·1014 нейтрон/с (вибір зовнішнього джерела нейтро- нів більш детально було розглянуто в [18]). Період моделювання трансмутації 10 років. Крім трансмутації ізотопів, завантажених в активну зону, також визначалась кількість радіоактив- них ізотопів, що протягом цього ж періоду часу напрацювалась у всій підкритичній системі. Основні результати моделювання трансмутації наведено в табл. 3. Таблиця 3. Результати моделювання трансмутації мінорних актинідів та довгоживучих продуктів поділу Ізотоп Початкове завантаження, г Трансмутовано, г Трансмутовано від початкової загрузки, % Додатково напрацьовано в усій системі, г Ефективність трансмутації, г 237Np 14700 49,275 0,335 117,08 -67,8 241Am 6960 140,671 2,02 0,673 139,99 242mAm 332 16,99 5,12 4,24 12,75 243Am 2980 17,009 0,57 0,135 16,87 244Cm 656 209,4 31,92 9,36 200,043 245Cm 328 2,133 0,65 0,485 1,648 129I 5980 44,42 0,743 24,44 19,976 99Tc 1950 7,23 0,121 112,88 -105,65 Аналізуючи дані табл. 3, видно, що навіть у такій малопотужній експериментальній електроядерній системі можуть досить ефективно відбуватись процеси трансмутації. Якщо порівнювати ефективність трансмутації у розглянутій системі з іншими відомими результа- тами (див наприклад, [19]), то можна відзначити, що ефективність трансмутації суттєво за- лежить від нейтронного спектра, причому для кожного ізотопу більш ефективними є спектри різних реакторів. Зрозуміло також, що швидкість трансмутації безпосередньо визначається потужністю реактора і є прямо пропорційною густині нейтронного потоку. Окремо розгля- даючи трансмутацію різних ізотопів, можна зазначити наступне. В. О. БАБЕНКО, В. І. ГУЛІК, В. М. ПАВЛОВИЧ, А. П. РИБАЛОВА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 16 2011 14 237Np. У реакторі LWR його напрацьовується найбільше серед мінорних актинідів. Швидкість трансмутації 237Np досить низька. Трансмутовано з майже 15 кг усього 50 г, при цьому в активній зоні додатково було напрацьовано 117 г. Напрацювання додаткового неп- тунію відбувалось в основному в 241Am за рахунок α-розпаду (108 г). Порівняно з іншими реакторами (порівняння можна зробити, якщо пронормувати результат на потужність того чи іншого реактора) трансмутація нептунію в розглянутій системі йде значно повільніше, ніж у реакторі BR2, але інтенсивніше, ніж у реакторі MYRRHA [19]. 241Am. При завантаженні майже 7 кг трансмутується 140 г, при цьому з них 108 г пе- реходить у 237Np, що має більший період напіврозпаду та меншу швидкість трансмутації. 242mAm. Необхідно трансмутувати дуже мало, при цьому досить швидко трансмуту- ється. 243Am. Трансмутовано з майже 3 кг усього 17 г, при цьому в активній зоні додатково було напрацьовано всього 0,13 г. Швидкість трансмутації низька, але для всіх ізотопів аме- рицію вона значно вища, ніж у реакторах, розглянутих у [19]. 244Cm. Із завантажених 656 г трансмутовано третину всієї маси ізотопу. Швидкість трансмутації найбільш висока серед мінорних актинідів. 244Cm. Трансмутовано з майже 328 г усього 2 г, при цьому в активній зоні додатково було напрацьовано всього 0,485 г. Швидкість трансмутації низька. 129I. Трансмутовано з майже 6 кг усього 44 г, при цьому в активній зоні додатково бу- ло напрацьовано 24,44 г. Швидкість трансмутації низька та високе додаткове напрацювання йоду в активній зоні під час роботи електроядерної системи. 99Tc. При дуже малій швидкості трансмутації спостерігається найвище додаткове на- працювання цього ізотопу. Аналіз цих результатів показує принципову можливість трансмутації всього спектра радіоактивних відходів у двозонній підкритичній системі, що керується джерелом нейтронів із помірною інтенсивністю. Як видно з вищенаведених результатів, для дослідження оптима- льного складу ізотопів при кожному завантаженні, їхнього положення в активній зоні та умов опромінення необхідні подальші розрахунки. Висновки Можливість трансмутації радіоактивних відходів у підкритичних реакторах - досить приваблива альтернатива захороненню відходів у геологічних формаціях. Зрозуміло, що ця альтернатива може бути реалізована тільки за умови економічної ефективності цього проце- су. Для цього необхідно перш за все поставити на промислову основу весь ланцюжок радіо- хімічної переробки відпрацьованого ядерного палива, тобто виділення з відпрацьованого па- лива урану, плутонію, мінорних актинідів та продуктів поділу. Уран і 239Pu можна безпосе- редньо використовувати як паливо у найбільш розповсюджених легководних реакторах. Інші ізотопи плутонію та всі трансуранові елементи - це група мінорних актинідів, що потребують трансмутації, причому ця група є досить ефективним паливом для реакторів на швидких нейтронах. По суті процес трансмутації мінорних актинідів - це спалювання цих ізотопів у швид- кому нейтронному спектрі. Тому підкритичні системи, що керуються зовнішнім джерелом нейтронів, є найбільш придатними системами для трансмутації радіоактивних відходів, оскі- льки всі зовнішні джерела є джерелами швидких нейтронів. Крім очевидної переваги абсо- лютної ядерної безпеки, у підкритичних системах можлива реалізація двозонної схеми із швидким та тепловим спектрами нейтронів у кожній зоні відповідно. Така схема дає змогу проводити трансмутацію одночасно в одному реакторі як мінорних актинідів, так і продуктів поділу, а також використовувати реактор для інших традиційних потреб (виробництво енер- гії у великих енергетичних реакторах, напрацювання радіоізотопів, матеріалознавчі та тера- певтичні дослідження у дослідницьких реакторах та ін.). ПРО МОЖЛИВІСТЬ ТРАНСМУТАЦІЇ РАДІОАКТИВНИХ ВІДХОДІВ ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 16 2011 15 Результати моделювання показали, що у двозонній підкритичній системі з потужним нейтронним генератором в якості зовнішнього джерела нейтронів при інтенсивності 1·1014 нейтрон/с може відбуватися трансмутація майже всіх радіоактивних відходів. Очевид- но, що при збільшенні інтенсивності зовнішнього джерела нейтронів пропорційно буде збі- льшуватись швидкість трансмутації. Зрозуміло також, що трансмутація продуктів поділу є неефективною (в усякому разі в розглянутій системі), що збігається з висновками інших ав- торів. З результатів також видно, що для ефективного зменшення кількості радіоактивних відходів кількість трансмутованих відходів має перевищувати кількість напрацьованих у цій же системі, тобто необхідно завантажувати радіоактивні відходи в електроядерну систему в кількості більшій, ніж кількість тих, що буде напрацьована. Трансмутація радіоактивних відходів у дослідницькому реакторі, що розглядалася в даній роботі, не може бути економічно ефективною. Але проведення дослідів із трансмутації у дослідницькому реакторі може показати принципову можливість трансмутації у промисло- вій підкритичній двозонній системі з аналогічним нейтронним спектром. СПИСОК ЛІТЕРАТУРИ 1. Барабашев С.В., Зибницкий Р.Г., Шимчев С.А. Мир атомной энергии / Под ред. С. В. Бараба- шева. - Запорожье: Дикое поле, 2007. - 112 с. 2. Бабенко В.А., Енковский Л.Л., Павлович В.Н. Ядерная энергетика. Тенденции в мире и особен- ности Украины // Физика элементарных частиц и атомного ядра. - 2007. - Т. 38, вып. 6. - С. 795 - 826. 3. Бзнуни С.А, Барашенков В.С., Жамкочян В.М. и др. Перспективные электроядерные системы // Физика элементарных частиц и атомного ядра. - 2003. - Т. 34. – С. 977 - 1032. 4. Kadi Y., Revol J.P. Design of an Accelerator-Driven System for the Destruction of Nuclear Waste: Proceeding // Workshop on Hybrid Nuclear Systems for Energy Production, Utilization of Actinides and Transmutation of Long-Lived Radioactive Waste. - Trieste, Italy: ICTP, 3 - 7 Sept. 2001. 5. Бомко В.А., Егоров А.М., Зайцев Б.В. и др. Сжигание отходов ядерного топлива быстрыми нейтронами в электроядерной энергетической установке - альтернатива геологическому захоро- нению: случай Украины // ВАНТ. - 2004. - № 4. Сер. Плазменная электроника и новые методы ускорения. - С. 43 - 50. 6. Chmelev A.N., Apse V.A., Koulikov G.G. Nuclear Energy Systems: Safety, Transmutation of Radio- wastes and Fuel Self-Sustaining // Progress in Nuclear Energy. - 1995. - Vol. 29. - P. 439 - 443. 7. Соколова И.Д. Усовершенствованные и инновационные технологии переработки ОЯТ // Атом- ная техника за рубежом. - 2009. - № 6. - С. 3 – 15. 8. Высоцкий В.И., Корнилова А.А. Ядерный синтез и трансмутация изотопов в биологических си- стемах. - М.: Мир, 2003. - 304 с. 9. Taczanowski S. Transmutations of nuclear waste in accelerator-driven subcritical systems // Applied Energy. - 2003. - Vol. 75. - P. 97 - 117. 10. Salvatores M. The physics of transmutation in critical or subcritical reactors // C.R. Physique. - 2002. - Vol. 3. - P. 999 - 1012. 11. Павлович В.М., Хотяїнцев В.М., Хотяїнцева О.М. Реактор на хвилі ядерного горіння: управління параметрами хвилі // Ядерна фізика та енергетика. - 2010. - № 1(11). - С. 56 - 61. 12. Beastle L.H. Application of Partitioning/Transmutation of Radioactive Materials in Radioactive Waste Management: Proceeding // Workshop on Hybrid Nuclear Systems for Energy Production, Utilization of Actinides and Transmutation of Long-Lived Radioactive Waste. - Trieste, Italy: ICTP, 3 - 7 Sept. 2001. 13. Babenko V.A., Gulik V.I., Jenkovszky L.L. et al. Study of one-zone subcritical amplifiers of neutron flux involving enriched uranium // Problems of Atomic Science and Technology, Series: Nuclear Physics Investigations (45). – 2005. - Vol. 6. - P. 122 - 126. 14. Бабенко В.О., Гулик В.И., Павлович В.М., Пупирина О.М. Двухзонные подкритические ядерные реакторы // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля. - 2006. - Вип. 6. - С. 8 - 15. 15. Бабенко В. А., Гулик В. И., Павлович В. Н. Исследовательский подкритический реактор // Ядерна фізика та енергетика. – 2008. - № 1(23). - С. 56 - 61. В. О. БАБЕНКО, В. І. ГУЛІК, В. М. ПАВЛОВИЧ, А. П. РИБАЛОВА ________________________________________________________________________________________________________________________ ПРОБЛЕМИ БЕЗПЕКИ АТОМНИХ ЕЛЕКТРОСТАНЦІЙ І ЧОРНОБИЛЯ ВИП. 16 2011 16 16. Harmon C.D., Busch R.D., Briesmeister J.F. et al. Criticality Calculation with MCNP. A Primer / L-I- 12827-M, Los Alamos. – 1994. 17. Briesmeister J. MCNP General Monte Carlo Code N−Particle Transport Code Version 4C / LA−13709−М. - Los Alamos, 1994. 18. Babenko V.A., Gulik V.I., Pavlovych V.M. Two-zone Sub-critical Reactor Driven by a High-intensity Neutron Generator as a Research Facility for the Nuclear Waste Transmutation // Proc. of Waste Man- agement Conference (WM2010). - Phoenix, USA. - 7 - 11 March, 2010. 19. Raedt Ch., Verboomen B., Aoust Th. et al. MA and LLFP Transmutation in MTRs and ADSa: The Typical SCK·CEN Case of Transmutations an BR2 and MYRRHA. Position with Respect to the Glob- al Needs // Proc of Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation, 6th Information Ex- change Meeting. – Madrid, Spain. – 11 - 13 Dec. 2000. О ВОЗМОЖНОСТИ ТРАНСМУТАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ В ЭЛЕКТРОЯДЕРНОЙ СИСТЕМЕ, КОТОРАЯ УПРАВЛЯЕТСЯ МОЩНЫМ НЕЙТРОННЫМ ГЕНЕРАТОРОМ В. А. Бабенко, В. И. Гулик, В. Н. Павлович, А. П. Рыбалова Рассмотрена проблема радиоактивных отходов ядерной энергетики. Проанализированы спектр радиоактивных отходов и условия, при которых трансмутация этих радиоактивных отходов будет проходить наиболее эффективно. Представлены результаты моделирования трансмутации ос- новных радиоактивных изотопов в двухзонной подкритической системе, которая управляется мощ- ным нейтронным генератором. Ключевые слова: трансмутация радиоактивных отходов, электроядерные системы, подкрити- ческие реакторы. ABOUT NUCLEAR WASTE TRANSMUTATION IN ADS DRIVEN BY HIGH-INTENSITY NEUTRON GENERATOR V. А. Babenko, V. I. Gulik, V. M. Pavlovych, А. P. Rybalova The problem of radioactive waste of nuclear power is considered in the article. The range of radioac- tive waste of nuclear power is analyzed. The conditions under which the transmutation of radioactive waste will be most effective are analyzed too. The modeling results of a transmutation of the main radioactive iso- topes are presented and discussed. The model of the two-zone subcritical system driven by high-intensity neutron generator is used for the modeling of transmutation. Keywords: nuclear waste transmutation, accelerator driven systems, subcritical reactors. Надійшла до редакції 14.03.11

Про можливість трансмутації радіоактивних відходів в електроядерній системі, керованій потужним нейтронним генератором

Institution

Ähnliche Einträge