Версия для печати темы

Нажмите сюда для просмотра этой темы в обычном формате

Форум AtomInfo.Ru _ Разные стороны атома _ Младшие актиниды

Автор: Superwad 9.11.2016, 9:18

Если я правильно понимаю, самый паскудный из всех миноров -америций. Можно ли его сжигать в БН и что получится на выходе?

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 10:17

QUOTE(Superwad @ 9.11.2016, 9:18) *
Если я правильно понимаю, самый паскудный из всех миноров -америций. Можно ли его сжигать в БН и что получится на выходе?


Кюрий самый противный, но его мало.

Америций - да, можно.
Часть 241Am поделится, часть перейдёт в 242Am, который перейдёт в 242Cm, а тот в 238Pu.


http://patentimages.storage.googleapis.com/US6896716B1/US06896716-20050524-C00002.png
или здесь, если не сработает
http://www.google.com/patents/US6896716

P.S. Ссылку первую подвернувшуюся взял. Подробный чарт у меня не под рукой.

Автор: generalissimus1966 9.11.2016, 10:31

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 11:17) *
Америций - да, можно.
Часть 241Am поделится, часть перейдёт в 242Am, который перейдёт в 242Cm, а тот в 238Pu.


А, чтобы добывать 242*Am изомер, что нужно организовать?

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 10:54

QUOTE(generalissimus1966 @ 9.11.2016, 10:31) *
А, чтобы добывать 242*Am изомер, что нужно организовать?


Сделать мишень из америция-241 и долго и занудно облучать нейтронами smile.gif

Generalissimus1966,

конкретная работа, к которой я имел некоторое отношение, и которая дошла до стадии финансовых расчётов (но не была, к сожалению, доведена до железа, хотя все причастные были не против), предполагала именно такой путь. Но на выходе ожидался, естественно, не чистый 242mAm, а америций, обогащённый по этому изотопу. Существенно обогащённый. Да, речь шла о масштабах, превышающих лабораторные.

Автор: generalissimus1966 9.11.2016, 13:03

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 11:54) *
Сделать мишень из америция-241 и долго и занудно облучать нейтронами smile.gif


Так а какими выгоднее, тепловыми или быстрыми? Или там вообще резонансные захваты, когда образуется возбуждённый изомер? 13% - это для какого спектра посчитано, для теплового?

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 11:54) *
конкретная работа, к которой я имел некоторое отношение, и которая дошла до стадии финансовых расчётов (но не была, к сожалению, доведена до железа


Очень жаль.

P.S. если это удобнее, меня можно звать "Андрей", я не секречусь smile.gif

Автор: Superwad 9.11.2016, 13:17

Спасибо за ответ.
А можно ли в БН трансмутировать во что нибудь полезное и кюрий?

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 13:41

QUOTE(generalissimus1966 @ 9.11.2016, 13:03) *
P.S. если это удобнее, меня можно звать "Андрей", я не секречусь smile.gif


Хорошо.
Как модератор, я всегда предпочитаю, чтобы человек сам подтвердил на форуме, что его можно звать не только по нику.

QUOTE(generalissimus1966 @ 9.11.2016, 13:03) *
Так а какими выгоднее, тепловыми или быстрыми? Или там вообще резонансные захваты, когда образуется возбуждённый изомер? 13% - это для какого спектра посчитано, для теплового?


Не такой простой вопрос, на самом деле.

Когда говорят о том, что быстрые реакторы больше подходят для трансмутации младших актинидов, то имеют в виду, в первую очередь, что в быстрых реакторах они преимущественно делятся.
Поделившееся ядро МА переходит в разряд осколков, обычного РАО.
Заодно мы вовлекаем МА в процесс производства энергии.

В тепловых реакторах МА предпочтительно захватывают нейтроны, образуя другой актинид. Например, 237Np и 241Am кончают жизнь в тепловом реакторе в основном как 238Pu.

Но если мы хотим сделать из 241Am америций, обогащённый по 242mAm, то нас будет интересовать захват, в первую очередь.

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 13:57

Продолжим.

Прикинем на пальцах.

Данные из БНВБ-78 по микросечениям 241Am:

группа 1 (6,5-10,5 МэВ)
- захват 0,022 бн
- деление 2,41 бн

группа 4 (1,4-2,5 МэВ)
- захват 0,1 бн
- деление 1,97 бн

группа 26 (тепловая точка)
- захват 576,4 бн
- деление 3,2699 бн

То есть, два крайних интервала по энергии и один, в который попадает средняя энергия спектра деления (идеальный быстрый реактор).
Тепловая точка - соответственно, идеальный тепловой реактор.

Так как расчёты оценочные, то примем (отбросим единицы, оставим только порядки):
- плотность потока нейтронов в тепловом реакторе 10^13 н/см2/c
- плотность потока нейтронов в быстром реакторе 10^15 н/см2/c

А теперь получим скорости реакций захвата для всех трёх групп (плотность потока * микросечение захвата):
- группа 1 - 2,2e13 захватов в секунду;
- группа 4 - 1e14 захватов в секунду;
- группа 26 - 5,76e15 захватов в секунду.

То есть, активнее всего образование 242Am (обоих изомеров) происходит в идеальном тепловом реакторе, в котором все нейтроны собрались в тепловой точке.

По-хорошему, надо считать далее.
Надо учесть, что:
- деление 241Am играет нам на руку в плане обогащения облучённого образца по 242mAm, потому что поделившийся америций перестаёт быть америцием и может быть отделён от итогового продукта средствами радиохимии;
- 242mAm будет также неплохо выгорать, а не только накапливаться.

То есть, надо добавить ещё данные по сечениям 242mAm, по-хорошему записать два дифура, решить (громко сказано, решение известно, сумма экспонент) и далее посмотреть, как это изменит предварительный вывод про преимущество теплового реактора.

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 14:06

QUOTE(Superwad @ 9.11.2016, 13:17) *
А можно ли в БН трансмутировать во что нибудь полезное и кюрий?


Можно кюрий трансмутировать, а конкретно, использовать его как топливо в быстрых реакторах, но нерационально по технологическим причинам.

Поэтому пока общая идея такая:
- нептуний - возвращать в топливный цикл;
- америций - показать (экспериментально), что возвращение реально;
- кюрий - закопать.

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 14:13

Кстати, про актиниды, пока сам не перенёс smile.gif

Любопытная, но абсолютно теоретическая концепция (я тоже такие варианты когда-то считал) - безурановые реакторы.

Это может быть даже один реактор на большую страну. В него сгружают все МА со всех блоков и разбавляют их плутонием. Урана нет!

Прелесть такого реактора в том, что он в принципе не производит новых трансурановых элементов!
Он загружен бывшим ураном (плутоний+МА), который постепенно перерабатывается в реакторе в осколки деления и даёт, естественно, энергию.

Всю загрузку он переработать не сможет, не хватит реактивности, но после его кампании новых трансурановых элементов не образуется (в виду отсутствия урана), а часть старых будет сожжена.

Физика такой реактор не запрещает, но в технологическом плане мы ещё очень долго не будем способны делать такие загрузки.

Автор: Superwad 9.11.2016, 16:21

Цитата(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:13) *
Кстати, про актиниды, пока сам не перенёс smile.gif

Любопытная, но абсолютно теоретическая концепция (я тоже такие варианты когда-то считал) - безурановые реакторы.

Это может быть даже один реактор на большую страну. В него сгружают все МА со всех блоков и разбавляют их плутонием. Урана нет!

Прелесть такого реактора в том, что он в принципе не производит новых трансурановых элементов!
Он загружен бывшим ураном (плутоний+МА), который постепенно перерабатывается в реакторе в осколки деления и даёт, естественно, энергию.

Всю загрузку он переработать не сможет, не хватит реактивности, но после его кампании новых трансурановых элементов не образуется (в виду отсутствия урана), а часть старых будет сожжена.

Физика такой реактор не запрещает, но в технологическом плане мы ещё очень долго не будем способны делать такие загрузки.

Интересная тема, оказывается!
Из всего, что есть минорных элементов на сегодня. что можно выделить - это плутоний, нептуний и америций (я так понимаю, перспективным пирохимическим методом). А так как концентрация кюрия сильно мала, то выделить среди других осколков в отдельный твэл его пока невозможно. Я правильно понял?

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 16:26

QUOTE(Superwad @ 9.11.2016, 16:21) *
это плутоний, нептуний и америций


Плутоний не входит в понятие "младших актинидов". Это плутоний.

Младшими, или минорными актинидами у нас принято называть всё тяжёлое, что образуется из урана, кроме плутония.
Традиционно это нептуний, америций и кюрий. Прочее в реакторе образуется в мизерных количествах.

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 16:43

QUOTE(Superwad @ 9.11.2016, 16:21) *
Я правильно понял?


Нет, не так. Кюрий уж больно горячий по сравнению с остальными. Периоды полураспада посмотрите у них. Например, 243Cm - 29 лет, и это в основном альфа-распад. То есть, активные, горячие изотопы. Не слишком хочется связываться.

Можно, кстати, и не закапывать кюрий, а просто положить на склад, допустим, лет на 100.

Автор: generalissimus1966 9.11.2016, 17:54

Спасибо!

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:57) *
То есть, активнее всего образование 242Am (обоих изомеров) происходит в идеальном тепловом реакторе, в котором все нейтроны собрались в тепловой точке.


Это я понял, но исходно я спрашивал чуть-чуть про другое. Зависит ли процент образующегося изомера от энергии нейтрона, или 13% всегда, ну, допустим, скорость наработки не так важна, как доля возбуждённого изомера. Можно, конечно, дать полежать, чтобы основное состояние распалось, потом почистить. Но хочется, чтобы и извлечённый сразу содержал побольше изомера.

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:57) *
Надо учесть, что:
- деление 241Am играет нам на руку в плане обогащения облучённого образца по 242mAm, потому что поделившийся америций перестаёт быть америцием и может быть отделён от итогового продукта средствами радиохимии;
- 242mAm будет также неплохо выгорать, а не только накапливаться.

То есть, надо добавить ещё данные по сечениям 242mAm, по-хорошему записать два дифура, решить (громко сказано, решение известно, сумма экспонент) и далее посмотреть, как это изменит предварительный вывод про преимущество теплового реактора.


Ну, эти соображения вряд ли победят вывод о преимуществе теплового реактора по образованию обоих 242 вместе, но доля изомера может ли быть больше (в разы, хотя бы, в два раза) в быстром реакторе? Или, если не в быстром, то, может, эпитепловом?

Автор: VBVB 9.11.2016, 18:50

QUOTE(Superwad @ 9.11.2016, 14:17) *
А можно ли в БН трансмутировать во что нибудь полезное и кюрий?

В БНе кюрий можно вполне эффективно трансмутировать в калифорний-252, который является ценным и дорогостоящим материалом для портативных нейтронных источников.

Однако проблема есть, что у нас кюрий промышленно не выделяют из жидких ВАО при гидрометаллургической переработке ОЯТ. Отечественный кюрий так идет во фракции лантаноидных осколков деления на захоронение (закачка в пласты или витрификация).

Автор: VBVB 9.11.2016, 18:59

QUOTE(Superwad @ 9.11.2016, 17:21) *
Интересная тема, оказывается!
Из всего, что есть минорных элементов на сегодня. что можно выделить - это плутоний, нептуний и америций (я так понимаю, перспективным пирохимическим методом).

И плутоний, и нептуний, и америций можно выделять при переработке ОЯТ водными методами репроцессинга. Однако стадия окисления и выделения нептуния это дополнительные затраты, также как экстракционное выделение америция из высокоактивных раффинатов это тоже дорогостоящая процедура.

Если в нептунии-237 ценность заключается, что его можно эффективно использовать для производства плутония-238 для РИТЭГов и некоторых спецустройствах, то ценность америция в виде смеси из трех изотопов из ОЯТ пока неявная.
Америций-241, используемый для нейтронных истоцников и датчиков дыма, выделяется или при переочистке оружейного плутония или при прозводстве МОХ-топлива из энергетического плутония, поскольку является продуктом распада плутония-241.

Автор: VBVB 9.11.2016, 19:06

QUOTE(Superwad @ 9.11.2016, 17:21) *
А так как концентрация кюрия сильно мала, то выделить среди других осколков в отдельный твэл его пока невозможно. Я правильно понял?

У кюрия химия водная очень сильно напоминает химию лантаноидов (кюрий химический аналог гадолиния), и в процессе переработке ОЯТ методами основанными на растворении ОЯТ в азотной кислоте и последующих процессах окисления и экстракции (разные версии PUREX) кюрий выделить отдельно сложно.

Требуется использование других более дорогостоящих реагентов для комплексообразования и экстракции кюрия из лантаноидной фракции. А учитывая, что кюрий из ОЯТ очень горяч, то такие специально конструируемые в лабораториях реагенты сильно радиолитически деградируют.
В итоге, выделять кюрий растворными методами репроцессинга ОЯТ дорого, трудно и непонятно зачем.

Пирохимия в расплавах солей приципиально позволяет эффективно и приемлемо по затратам выделять кюрий из ОЯТ. Пирорепроцессинг ОЯТ методом перегонки летучих фторидов кюрий выделять не позволяет.

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 20:41

QUOTE(generalissimus1966 @ 9.11.2016, 17:54) *
Зависит ли процент образующегося изомера от энергии нейтрона


Ответ - да, зависит.


График https://www.researchgate.net/publication/230813000_Comparison_among_MCNP-based_depletion_codes_applied_to_burnup_calculations_of_pebble-bed_HTR_lattices#pf6.

Самый оптимистичный график (фиолетовый, JENDL) - это японские данные.
Американцы (ENDF) - синие.
Зелёные европейцы (JEFF) дают самую низкую оценку.

Из графика видно, что
- разные товарищи учёные совершенно по-разному оценивают эту вероятность,
- сходятся они, в основном, в области тепловых энергий (ко всеобщему счастью, какие-то японцы взяли и померили там экспериментально, а потом опубликовали статью, т.е. данные общедоступные),
- резкий рост начинается где-то в мэвных областях.

На тему того, какие данные более точные. К американскому файлу ENDF версии VII есть претензии по точности данных для расчётов быстрых реакторов. С другой стороны, на этом графике американцы лежат посередине между европейцами и японцами. Так что сложно утверждать что-то однозначное. unsure.gif

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 20:45

Так что авэлы, про которые говорил недавно Е.О., нужны ещё и для того, чтобы навести, наконец, порядок в константах америциев. Как видно из предыдущего графика, поработать есть над чем.

Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 23:14

Вот, кстати, видно из графика. Если взять за ориентир данные американцев и японцев, то, подав на мишень с америцием-241, например, спектр деления (среднее 2 МэВ), мы резко увеличим выход 242mAm в реакции захвата - до 50%.

Но сечение захвата там всего порядка 0,1 барна. Так что выигрыш в выходе мало что даёт.

Автор: Denis_Hliustin 9.11.2016, 23:35

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:57) *
Данные из БНВБ-78 по микросечениям 241Am:


Именно БНВБ или БНАБ-78?
В опубликованной версии БНАБ-78 не было америция-241.

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:57) *
группа 1 (6,5-10,5 МэВ)
- захват 0,022 бн
- деление 2,41 бн
группа 4 (1,4-2,5 МэВ)
- захват 0,1 бн
- деление 1,97 бн
группа 26 (тепловая точка)
- захват 576,4 бн
- деление 3,2699 бн


Современные цифры сечений заметно скорректированы. Сечение захвата в первой группе около миллибарна, в тепловой 675 барн.

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:57) *
То есть, два крайних интервала по энергии и один, в который попадает средняя энергия спектра деления (идеальный быстрый реактор).
Тепловая точка - соответственно, идеальный тепловой реактор.


Ну ведь в реальном БН, где есть сталь и натрий в объеме большем чем оксид урана, основной вклад дают группы №№6,7,8 ?
Группа №4 даже в условиях бомбы не является доминирующей.

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:57) *
Так как расчёты оценочные, то примем (отбросим единицы, оставим только порядки):
- плотность потока нейтронов в тепловом реакторе 10^13 н/см2/c
- плотность потока нейтронов в быстром реакторе 10^15 н/см2/c
А теперь получим скорости реакций захвата для всех трёх групп (плотность потока * микросечение захвата):


Плотность потока умноженная на МАКРОсечение связана с удельной мощностью.
Умножение на микро даёт совсем другую физическую величину, и например для 4-й группы когда сечение деления в 20 раз больше, само по себе не имеет наглядного физического смысла так как 'бс' далеко от полного сечения.

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:57) *
- группа 1 - 2,2e13 захватов в секунду;
- группа 4 - 1e14 захватов в секунду;
- группа 26 - 5,76e15 захватов в секунду.


Извините, ну это же неправильно.
Умножили поток на номинальное число барнов, без 10^(-24) подставив в формулу которая сама требует корректировки.

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:57) *
То есть, активнее всего образование 242Am (обоих изомеров) происходит в идеальном тепловом реакторе, в котором все нейтроны собрались в тепловой точке.


Лучше всего резонансный спектр лодочного реактора: резонансный интеграл захвата Am-241 в пять раз больше урана-238.

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 14:57) *
По-хорошему, надо считать далее. Надо учесть, что:
- деление 241Am играет нам на руку в плане обогащения облучённого образца по 242mAm, потому что поделившийся америций перестаёт быть америцием и может быть отделён от итогового продукта средствами радиохимии;
- 242mAm будет также неплохо выгорать, а не только накапливаться.
То есть, надо добавить ещё данные по сечениям 242mAm, по-хорошему записать два дифура, решить (громко сказано, решение известно, сумма экспонент) и далее посмотреть, как это изменит предварительный вывод про преимущество теплового реактора.


Вывод в чем-то правильный. Разница с быстрым реактором в том, что в нём часть минорных актинидов делятся. В легководном они дают цепочку последовательных превращений когда ядро-продукт захватывает следующий нейтрон и т.д.
Однако в БН минорные актиниды требуют большого внимания, поскольку при определённых условиях могут давать Чернобыль, т.е. положительный пустотный коэффициент реактивности.
В свинцовом реакторе риск гораздо меньше, поэтому Адамов строящий БРЕСТ-300 и акцентирует внимание на трансмутации актинидов.



Автор: AtomInfo.Ru 9.11.2016, 23:45

QUOTE(Denis_Hliustin @ 9.11.2016, 23:35) *
В опубликованной версии БНАБ-78 не было америция-241.


Угу. У меня файл.

QUOTE(Denis_Hliustin @ 9.11.2016, 23:35) *
Современные цифры сечений заметно скорректированы. Сечение захвата в первой группе около миллибарна, в тепловой 675 барн.


Ага. Но учитываем, что у меня - это 78-ый, и данные с тех пор действительно менялись неоднократно.
Поэтому для оценочных рассуждений то, что я написал выше, брать можно, для реальных расчётов нельзя!

QUOTE(Denis_Hliustin @ 9.11.2016, 23:35) *
Умножили поток на номинальное число барнов, без 10^(-24) подставив в формулу которая сама требует корректировки.


Ну да, разумеется, надо было не "захватов", а захватов, умноженных на соотв.степень.

Про макро я помню smile.gif Но концентрации берём одинаковыми, потому что вопрос был о сравнении эффективности в разных спектрах. То есть, исходные ro(Am241) везде одни и те же, их спокойно отбрасываем в рассуждениях.

P.S. БНАБ-78. конечно. Но ещё раз, у меня файл, не книга, в книге многие изотопы отсутствовали.

QUOTE(Denis_Hliustin @ 9.11.2016, 23:35) *
Умножение на микро даёт совсем другую физическую величину, и например для 4-й группы когда сечение деления в 20 раз больше, само по себе не имеет наглядного физического смысла так как 'бс' далеко от полного сечения.


Это почему? Мы смотрим образование 242Am из 241Am, для этого процесса важно только sigma-c-241. Полное сечение 241Am в данном случае не важно.

Нет, если есть желание честно записать экспоненты, то да, нам потребуется и сечение поглощения 241, и сечение поглощения 242m... в общем, всё по полной программе.

Автор: AtomInfo.Ru 10.11.2016, 0:11

QUOTE(Denis_Hliustin @ 9.11.2016, 23:35) *
Ну ведь в реальном БН, где есть сталь и натрий в объеме большем чем оксид урана, основной вклад дают группы №№6,7,8 ?
Группа №4 даже в условиях бомбы не является доминирующей.


А зачем нам спектр реального БН? Он тут не причём совершенно.

Исходный вопрос был, где лучше получать 242mAm. Однозначно это должна быть мишень - не реактор же, полностью заполненный америцием.

Если мы говорим о мишени, то у нас сразу больше свободы с входным на неё спектром. В том числе, при желании можно сделать его и более мягким, чем спектр в БН.

Вот если бы рассматривался америциевый реактор, а не мишень, то да, конечно, никаких четвёртых групп.



Автор: VBVB 10.11.2016, 1:21

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 15:13) *
Любопытная, но абсолютно теоретическая концепция (я тоже такие варианты когда-то считал) - безурановые реакторы.

Это может быть даже один реактор на большую страну. В него сгружают все МА со всех блоков и разбавляют их плутонием. Урана нет!

Прелесть такого реактора в том, что он в принципе не производит новых трансурановых элементов!
Он загружен бывшим ураном (плутоний+МА), который постепенно перерабатывается в реакторе в осколки деления и даёт, естественно, энергию.

Какая то странная концепция. Совершенно неэкономичная и варварская.
Реактор для эффективного выжигания миноров актинидных явно должен быть на быстром или суббыстром спектре нейтронов.
Однако смысл создания быстрых реакторов это возможность иметь режим самовоспроизводства топлива (самоед в ЯТЦ) или увеличенного воспроизводства (бридер в ЯТЦ) при работе такого реактора в качестве энергетической установки.
Нафига тогда нужен такой быстрый реактор с коэффициентом воспроизводства/конверсии равным нулю?

Все актинидные миноры есть эффективные перспективное сырье с высоким удельным нейтронным выходом деления в качестве компонентов топлива быстрых реакторов. А в описанной концепции тупо предлагается эти миноры сжечь без какого либо использования их нейтронного потенциала. Какой-то американизированный подход к организации ЯТЦ.
Нелогично совсем...

Если и делать такой реактор на основе БНа, то с топливом на основе самого низкокачественного энергетического плутония, миноров низколиквидных (кюрий и америций из ОЯТ) в смеси с торием. И режим иметь с КВа около 1.
Тогда хотя бы на 1 кг пережженных трансуранидов можно получить электроэнергии как от нескольких килограммов делящегося материала (за счет производства урана-233, его выгорания и деления части тория из фертильной компоненты). Плюс на выходе из ОЯТ можно выделить уран-233 пригодный для питания легководников. Все равно ОЯТ от такого реактора придется перерабатывать, поскольку провести полное выжигание миноров за один проход в активной зоне практически нереально. Японцы как то цифру давали в статьях, что 1 кг америция полностью утилизируется/выжигается лишь за 5-7 прогонов через а.з. БНов.

Автор: AtomInfo.Ru 10.11.2016, 8:19

QUOTE(VBVB @ 10.11.2016, 1:21) *
Какая то странная концепция. Совершенно неэкономичная и варварская.
...
Нафига тогда нужен такой быстрый реактор с коэффициентом воспроизводства/конверсии равным нулю?


Дело в том, что такой реактор стал бы абсолютным дожигателем. Это не бридер, и у него действительно КВ=0.

Главное преимущество - он не производит новых трансурановых элементов вообще, потому что у него нет урана. Он работает только с теми TRU, что кто-то произвёл до него.
И второе - масса утилизируемых актинидов. Она может быть большой.

Если бы такой реактор-выжигатель был бы построен (напомню, что рассуждения чисто теоретические, мы в обозримом будущем не сумеем создать такую зону), то его место в цикле могло быть следующим.

1) В цикл "обычных" реакторов возвращаются уран и плутоний, а MA выделяются и отправляются на централизованный комбинат.
2) На комбинате из собираемых со всех блоков MA делают топливо для выжигателя с добавкой некоторой порции плутония из соображений критичности.
3) Топливо загружается в выжигатель, частично сгорает, частично возвращается на комбинат для переработки и возвращения в цикл выжигателя.

Очевидно, что таких выжигателей не должно быть много. Вполне вероятно, что будет достаточно даже одного на всю систему.

На самом деле, это действительно игры разума или, если хотите, исследования функции на экстремум ("А что будет, если увеличить содержание МА в топливе до...?").
К подобной зоне вопросы будут даже не на уровне технологических возможностей (как сделать такую зону и как её потом перерабатывать?), а ещё раньше, на уровне физики.
Например, уран-238 определяет Допплер-эффект для топлива. Уберём уран, лишимся очень важной обратной связи при переходных/аварийных процессах.

QUOTE(VBVB @ 10.11.2016, 1:21) *
Все актинидные миноры есть эффективные перспективное сырье с высоким удельным нейтронным выходом деления в качестве компонентов топлива быстрых реакторов. А в описанной концепции тупо предлагается эти миноры сжечь без какого либо использования их нейтронного потенциала. Какой-то американизированный подход к организации ЯТЦ.


По духу эта концепция действительно ближе к американскому подходу в GNEP с их бёрнерами. Правда, американцы ориентировались на более практичные варианты - не безурановые быстрые, а быстрые с КВ=0,5.

Автор: Дед Мороз 10.11.2016, 8:20

Есть мнение, что миноры - это не только журавль в небе перспективное сырьё (которое можно будет использовать когда-то в будущем), но и очень опасные радиоактивные и высокотоксичные отходы, которые, в случае разных возможных ситуаций могут нанести большой вред.

Автор: AtomInfo.Ru 10.11.2016, 8:24

QUOTE(Дед Мороз @ 10.11.2016, 8:20) *
Есть мнение, что миноры - это не только журавль в небе перспективное сырьё (которое можно будет использовать когда-то в будущем), но и очень опасные радиоактивные и высокотоксичные отходы, которые, в случае разных возможных ситуаций могут нанести большой вред.


Самый опасный наш потенциальный отход - это активная зона реактора, работающего на мощности.
Как показала Фукусима, днём это простая зона, а ночью может превратиться в отход, из-за которого посольства из Токио собираются эвакуироваться smile.gif

На самом деле, не всё так страшно с МА. Например, 237Np имеет период полураспада >2 млн лет, и называть его высокоактивным нет смысла. Чем он активнее 239Pu с периодом <25 тысяч лет?

Придирки к нептунию обычно обуславливаются как раз его большим периодом ("если его просто закопать, он будет миллионы лет фонить, пусть и слабо") и ростом его радиотоксичности через несколько сотен тысяч лет (из-за активности накапливающихся дочерних продуктов).

241Am имеет T1/2 порядка 430 лет и сам по себе, конечно, намного активнее 237Np. Но распадается он (такая интересная шутка природы!) в тот же самый 237Np.
То есть, с точки зрения Вселенной, 241Am - это всего-навсего отложенный на относительно короткий срок нептуний.
Соответственно, если его закопать на пару тысячелетий, то он превратится в тыквунептуний.

Эти два изотопа в составе MA - основные по массе, их проще нарабатывать в реакторах.
Например, 237Np - это, в основном, бывший уран-235 (нужны два последовательных захвата нейтронов ядром 235U).
241Am - это, соответственно, распадающийся 241Pu, т.е. бывший уран-238 (нужны три захвата нейтронов ядром 238U и выдержка для распада 241Pu).
Остальные МА получать ещё сложнее, и их намного меньше.

Автор: Дед Мороз 10.11.2016, 18:18

А теперь представьте себе, что такое "пара тысячелетий" и каковы шансы на то, что за это время не случится какая-нибудь гадость.
Да "пару тысячелетий" назад Александр Македонский по Евразии ходил, на минуточку!

Автор: AtomInfo.Ru 10.11.2016, 19:17

QUOTE(Дед Мороз @ 10.11.2016, 18:18) *
А теперь представьте себе, что такое "пара тысячелетий" и каковы шансы на то, что за это время не случится какая-нибудь гадость.


Где-нибудь глубоко под землей эти пару тысячелетий америций переживёт. А вот прогнозировать на сотни тысяч лет вперёд - это действительно самонадеянно.

Но тем не менее, в том числе и поэтому америций всё-таки надеются вернуть в цикл.

Автор: VBVB 11.11.2016, 0:37

QUOTE(Дед Мороз @ 10.11.2016, 9:20) *
Есть мнение, что миноры - это не только журавль в небе перспективное сырьё (которое можно будет использовать когда-то в будущем), но и очень опасные радиоактивные и высокотоксичные отходы, которые, в случае разных возможных ситуаций могут нанести большой вред.

Как справедливо замечено было миноры актинидные слишком уж различные по радиотоксичности.

Нептуний довольно приемлемый слабо радиоактивный элемент для выделения, работ с ним и хранения долговременного. Знакомый с ним несколько лет работал, говорит, что заметно проще с ним обращаться чем с плутонием.

Америций из ОЯТ уже хуже гораздо нептуния по радиотоксичности и гидрохимии. Но четко нужно понимать, что имеем два пути накопления америция.
Первый вариант - наработка америция в виде трех основных изомеров (241Am, 242mAm, 243Am) в ОЯТ легководников при высоких уровнях выгораний топлива. В ходе хранения этого материала накапливается нептуний-237 и геморный плутоний-238 (однако полезный для РИТЭГов космических)
Второй вариант - накопление америция-241 в ходе хранения запаса выделенного из ОЯТ гражданского плутония из-за распада плутония-241 (накопление америция-241 в военном плутонии тоже имеется, но оно не дает больших количеств). При хранении такого америциевого материала имеем его распад до нептуния-237.

Кюрий из легководного ОЯТ есть мешанина из четырех основных высокорадиотоксичных изотопов (243Cm, 244Cm, 245Cm и 246Cm) с сильной генерацией нейтронов из-за преобладания 244Cm. Кюрий из ОЯТ БНов тоже мешанина из четырех основных высокорадиотоксичных изотопов (243Cm, 244Cm, 245Cm и 246Cm), но с повышенной долей легких изотопов.
В кюрии из ОЯТ ценен долгоживущий изотоп кюрий-245.
Кюрий-243 относительно быстро распадается до плутония-239, кюрий-244 относительно быстро распадается до плутония-240, кюрий-246 долгоживущий и распадается до плутония-242.

В принципе и америций и кюрий можно выделять из ОЯТ и долговременно хранить. Они со временем кондиционируются, т.е. переходят в менее радиотоксичные и более ликвидные изотопы того же плутония и нептуний-237.

Автор: Superwad 11.11.2016, 8:14

Цитата(VBVB @ 11.11.2016, 0:37) *
Как справедливо замечено было миноры актинидные слишком уж различные по радиотоксичности.

Нептуний довольно приемлемый слабо радиоактивный элемент для выделения, работ с ним и хранения долговременного. Знакомый с ним несколько лет работал, говорит, что заметно проще с ним обращаться чем с плутонием.

Америций из ОЯТ уже хуже гораздо нептуния по радиотоксичностии гидрохимии. Но четко нужно понимать, что имеем два пути накопления америция.
Первый вариант - наработка америция в виде трех основных изомеров (241Am, 242mAm, 243Am) в ОЯТ легководников при высоких уровнях выгораний топлива. В ходе хранения этого материала накапливается нептуний-237 и геморный плутоний-238 (однако полезный для РИТЭГов космических)
Второй вариант - накопление америция-241 в ходе хранения запаса выделенного из ОЯТ гражданского плутония из-за распада плутония-241 (накопление америция-241 в военном плутонии тоже имеется но оно не дает больших количеств). При хранении такого америциевого материала имеем его распад до нептуния-237.

Кюрий из легководного ОЯТ есть мешанина из четырех основных высокорадиотоксичных изотопов (243Cm, 244Cm, 245Cm и 246Cm) с сильной генерацией нейтронов из-за преобладания 244Cm. Кюрий из ОЯТ БНов тоже мешанина из четырех основных высокорадиотоксичных изотопов (243Cm, 244Cm, 245Cm и 246Cm), но с повышенной долей легких изотопов.
В кюрии из ОЯТ ценен долгоживущий изотоп кюрий-245.
Кюрий-243 относительно быстро распадается до плутония-239, кюрий-244 относительно быстро распадается до плутония-240, кюрий-246 долгоживущ и распадается до плутония-242.

В принципе и америций и кюрий можно выделять из ОЯТ и долговременно хранить. Они со временем кондиционируются, т.е. переходят в менее радиотоксичные и более ликвидные изотопы того же плутония и нептуний-237.

Очень интересный ответ, спасибо.
Тут такой интерес. Можно ли, без большой выдержки выделить отельно миноры и использовать их как топливо, либо перевести во что-то более удобоваримое...

Автор: Дед Мороз 11.11.2016, 23:53

Ну ответили же уже.
Теоретически можно, но очень "горячо" и затратно.
Длительная выдержка даёт, хотя бы, снижение радиотоксичности в десятки раз (а это, в первую очередь, снижение доз персонала и снижение количества РАО, образующихся при переработке).
Ну и по экономике - топливо такое будет стоить в сто раз дороже сфабрикованного из свежего урана. А оно надо?

Автор: Kapa6ac 12.11.2016, 21:43

Очень интересное обсуждение.
Спасибо!

Автор: VBVB 13.11.2016, 1:58

QUOTE(Дед Мороз @ 12.11.2016, 0:53) *
Ну и по экономике - топливо такое будет стоить в сто раз дороже сфабрикованного из свежего урана. А оно надо?

Это справедливо, если расматривать только ЯТЦ на основе тепловых реакторов.

Для ЯТЦ на основе БНов америций или кюрий по нейтронному топливному потенциалу заметно обставляют топливный плутоний и сильно превосходят уран-235.
Т.е. грубо говоря в БНе гигаватного уровня на ВОУ с оксидным топливом трудно иметь практический КВ даже под 1, на плутонии топливном КВ с МОХом может достичь 1.15, на загрузке Рu-Am МОХ можно выйти на уровень КВ под 1.25.
Но даже исходя из такого рассмотрения, выделение из ОЯТ америция и кюрия на сегодняшний день в качестве перспективных добавок к топливам быстрых реакторов экономически явно не оправданно. Особенно в отношении сильно горячего и проблемного радиотокичного кюрия.

Однако, нужно учитывать, что имеется постоянный приток америция-241 в виде его накопления в запасе выделенного гражданского и военного плутония. Цена выделения этого америция-241 невысока, поскольку питы плутониевые все равно переочистки требуют, а плутоний энергетический гражданский так или иначе на МОХ топливо в близком будущем раходовать будут. Поэтому америций-241 выделяемый может в принципе в будущем являться добавкой в плутониевые топлива для БНов или для свинцовых реакторов.
Но делать ставку на широкое применение америция, а уж тем более кюрия для атомной энергетики на быстрых нейтронах в ближайшие лет 25-30 неоправданно.

Тут еще аспект один есть малоафишируемый. Применение америция-241 в экспериментальных загруках БНов позволит произвести наработку, накопление и выделение 242mAm, который имеет ряд очень привлекательных свойств для некоторых специфичных приложений (портативные спецустройства, малогабаритные ЯЭУ, космические реакторы и т.п.).

Автор: Дед Мороз 13.11.2016, 10:51

Подкину ещё теорий заговора. Есть мнение, что именно из америция или кюрия можно таки сваять миниатюрный ядерный боеприпас ("чемоданного типа"). wink.gif

Автор: Pakman 13.11.2016, 11:49

В смысле, ядерный чемоданчик?

Автор: Didro 13.11.2016, 12:01

QUOTE(Дед Мороз @ 13.11.2016, 10:51) *
Подкину ещё теорий заговора. Есть мнение, что именно из америция или кюрия можно таки сваять миниатюрный ядерный боеприпас ("чемоданного типа"). wink.gif

Вроде как калифорний 252, который делают из этих.

Автор: AtomInfo.Ru 13.11.2016, 12:10

QUOTE(Didro @ 13.11.2016, 12:01) *
Вроде как калифорний 252, который делают из этих.


Охлаждение.

Из калифорния можно сделать даже ядерную пулю. Но возить её придётся как бы не колонной рефрижераторов.

И цена её будет такая, что проще выйдет нанять пару-тройку миллионов негров в Африке в качестве диверсантов.

Автор: Татарин 13.11.2016, 16:19

Цитата(Дед Мороз @ 13.11.2016, 10:51) *
Подкину ещё теорий заговора. Есть мнение, что именно из америция или кюрия можно таки сваять миниатюрный ядерный боеприпас ("чемоданного типа"). wink.gif

Аm-242м (а не массовый Am-241, который накапливается в топливе). И всеми любимый калифорний-252.

А кюрий, НЯП, не сильно лучше плутония в этом плане. Лучше, но не сильно.

Автор: Татарин 13.11.2016, 16:20

Всё-таки, кажется, какой-то ЖСР (пусть хоть один на страну) Росатому в итоге потребуется...

Автор: VBVB 13.11.2016, 19:58

QUOTE(Татарин @ 13.11.2016, 17:20) *
Всё-таки, кажется, какой-то ЖСР (пусть хоть один на страну) Росатому в итоге потребуется...

Видимо, в будущем ЖСР Росатому потребуется.

Америций и кюрий слишком уж по физико-химическим параметрам оксидных фаз отличаются от UO2 и PuO2. И создание нетекучих плотных керамических оксидных топлив с америцием и кюрием для БНов может доаольно проблемным. В плане плотного нитридного топлива с америцием и кюрием работы могут быть еще более длительными и дорогостоящими.

Может действительно есть смысл рассмотреть варианты выделение лантаноидной фракции вкупе с америцием и кюрием из состава ОЯТ для выжигания этой фракции в высокопоточных жидкосолевиках на быстром или суббыстром спектре нейтронов с основой топлива в виде неликвидного высокофонового плутония.
Наличие лантаноидных нейтрон-захватывающих паразитных осколков деления во фракции Ln-Am-Cm может быть даже полезным для ЖСРа с периодической загрузкой топлива и порционным репроцессингом, поскольку лантаноиды церивой погруппы будут выполнять роль выгорающих поглотителей, сглаживая изменения реактивности в ходе выгорания плутония и трансплутонидных миноров. Кроме того, сможем трансмутировать часть противных по свойствам радиоизотопов лантана, церия и неодима до более долгоживущих самариевых, европиевых и гадолиниевых изотопов.

Очевидно, что сделать жидкосолевое фторидное топливо из высокофонового плутония с добавками америция/кюрия на порядок проще и легче, чем делать керамическое или вибро-топливо из этих высокотоксичных изотопов.
Энергетический средней/малой мощности ЖСР для утилизации миноров на радиохимическом заводе по простоте организации топливного цикла явно вне конкуренции из возможных альтернатив.

Вопрос важный какие требуемые параметры должны быть у ЖСРа для эффективного выжигания миноров и неликвидного плутония.

Автор: VBVB 13.11.2016, 20:24

Если Росатом все таки решит перерабатывать ОЯТ РБМК, то нужно иметь ввиду, что в загрузках последних лет в ОЯТ РБМК с высокими уровнями выгорания топлива плутоний низкоценный из-за высокого фона от четных изотопов и имеется повышенное процентное содержание америция по сравнению с ОЯТ ВВЭР-1000.

Этот плутоний и америций из ОЯТ РБМК хранить смысла нет из-за высокой радиотоксичности, и по возможности его нужно эффективно утилизировать.
Очевидный вариант превращать такой неликвидный плутоний и америций в электроэнергию и промышленное тепло в ЖСРе на радиохимическом заводе. Попутно такой ЖСР помимо выжигания плутония и америция может производить из тория до половины от затраченных ядерных материалов количества изотопа урана-233 (коэффициент конверсии около 0.5 абсолютно реален и практически приемлем) пригодного по радиотоксичности для использования в виде топлива для ВВЭРов.

Т.е. цех по переработки ОЯТ РБМК при переработке запасов ОЯТ РБМК может полностью снабжать себя и завод радиохимический электроэнергией и теплом, попутно выдавая товарный ликвидный продукт в виде урана-233 для парка легководников.
Грубо говоря, на 500 тонн переработанного ОЯТ РБМК в год цех может выдавать около 1250-1350 кг урана-233 пригодного для создания 32-35 тонн топлива подпитки для ВВЭР-1000/1200.

Автор: alex_bykov 13.11.2016, 21:14

С учётом строительства СХОЯТ для ОЯТ РБМК в Железногорске, для этих целей вероятнее только опытное производство.

Автор: AtomInfo.Ru 13.11.2016, 21:29

QUOTE(VBVB @ 13.11.2016, 19:58) *
Видимо, в будущем ЖСР Росатому потребуется.


По растворным реакторам уже создали подразделение, первая работа - в ЮАР.

Автор: VBVB 14.11.2016, 2:05

QUOTE(alex_bykov @ 13.11.2016, 22:14) *
С учётом строительства СХОЯТ для ОЯТ РБМК в Железногорске, для этих целей вероятнее только опытное производство.

СХОЯТ для ОЯТ РБМК по сути отложенное решение по судьбе ОЯТ РБМК.
Все равно судьбу ОЯТ от РБМК кардинально придется решать.
Нет смысла десятилетиями хранить огромную гору из 20 тысяч тонн высокорадиотоксичного материала, в котором одновременно немало топливного материала для ЯЭУ.
Одного плутония топливного в ОЯТ РБМК к моменту окончания их работы наберется около 105-115 тонн, нептуния-237 в этом ОЯТ будет около 3.3-3.6 тонн, америция около 1,6-1,8 тонн, а высокоценного кюрия-245 в этом ОЯТ будет содержаться около 16-20 кг.

В итоге, ОЯТ РБМК или на репроцессинг пойдет или захоранивать в штольнях каких-либо его придется.
Но зачем на детей/внуков эту проблему переваливать??

Автор: Superwad 14.11.2016, 10:31

Вопрос только как организовать на сегодня ЖСР - в объеме или в виде ТВЭЛ (АТВЭЛ?)?
Если в объёме - то как экранировать корпус он наведенной радиации?
Если в ТВЭЛАХ - то это реально уже сейчас делать, то надо наработка, статистика. Вопрос толко на чем это делать?

Автор: VBVB 15.11.2016, 14:15

QUOTE(Superwad @ 14.11.2016, 11:31) *
Вопрос только как организовать на сегодня ЖСР - в объеме или в виде ТВЭЛ (АТВЭЛ?)?
...
Если в ТВЭЛАХ - то это реально уже сейчас делать, то надо наработка, статистика. Вопрос толко на чем это делать?

Самый простой вариант опробирования выжигания миноров в жидкосолевых смесях - использовать разборные ТВС с твэлами с жидкосолевой топливной композицией (ЖСТК) в БН-600. Эта ЯЭУ еще почти с десяток лет может работать и место в активной зоне для пары-тройки экспериментальных ТВС с америций-содержащей ЖСТК найдется.
Только пока никто не желает такие работы финансировать.

В плане варианта изучения свойств ЖСТК в тепловом нейтронном спектре, похожем на спектр канального ЖСРа с графитовым остовом, есть РБМК, в котороых тоже можно эффективно рассмотреть варианты жидкосолевой трансмутации миноров.


Автор: VBVB 15.11.2016, 23:10

Интересно, что вырисовывается новый источник накопления отечественного запаса америция.

БН-800 будет длительный период времени работать на топливе из списанного оружейного плутонии. В год будет БН-800 выдавать около 1.4 тонны облученного плутония в ОЯТ. При этом, ориентировочно, содержание плутония-241 в плутонии облученном будет около 0.7-0.9%.
Т.е. грубо говоря в год БН-800 будет выдавать плутония-241, который со временем трансформируется в америций-241, до 9,0-11,7 килограмма. Плюс следует учесть еще прямую наработку америция-241 и америция-243 в а.з. БН-800 в суммарном количестве около 65-75 граммов/год на тонну ОЯТ, что дает прибавку америция еще 0,45-0,53 кг/год.

Итого, можно ожидать за 1 год работы БН-800 перспективное накопление в его ОЯТ америция в количестве около 9,5-12,2 кг.
За прогнозируемые 45 лет работы БН-800 может нагенерить америция не менее 430-550 кг.
Если же со временем БН-800 полностью переведут на энергетический плутоний, то америция он будет нарабатывать еще более, раза в 1,2-1,3 (в зависимости от срока вылеживания этого плутония с момента выгрузки ОЯТ из ВВЭРа).

Таким образом, учитывая возможность строительства серии БН-1200 в количестве 4-5 единиц в нашей стране, надо также учитывать, что они ежегодно будут производить и америций суммарно в количестве более полусотни килограммов в год.
И этим америцием нужно адекватно распоряжаться.

Автор: Kapa6ac 17.11.2016, 12:52

Цитата(alex_bykov @ 13.11.2016, 21:14) *
С учётом строительства СХОЯТ для ОЯТ РБМК в Железногорске, для этих целей вероятнее только опытное производство.


В конце 70-х, начале 80-х предполагалось, что ОЯТ РБМК будет в перспективе переработано в топливо для АСТ-500 с небольшим дообогащением. Подпитка активной зоны АСТ-500 требовала обогащения свежего топлива 2.0% при 6 лет работы и 3-х кратных перегрузках.

Автор: Didro 17.11.2016, 19:39

QUOTE(Kapa6ac @ 17.11.2016, 12:52) *
В конце 70-х, начале 80-х предполагалось, что ОЯТ РБМК будет в перспективе переработано в топливо для АСТ-500 с небольшим дообогащением. Подпитка активной зоны АСТ-500 требовала обогащения свежего топлива 2.0% при 6 лет работы и 3-х кратных перегрузках.

Не РБМК, а ВВЭР будет перерабатываться в топливо для АСТ и РБМК.

Автор: VBVB 6.12.2016, 3:19

Перечитал старую статью товарищей из ФЭИ относительно вариантов утилизации америция из ОЯТ ВВЭР-1000 в БН-800.
Вышло у них, чтобы в год 100 кг америция из ОЯТ ВВЭР-1000 (86.2% Am-241, 0,11% Am-242m, 13,7% Am-243) трансмутировать в БН-800, нужно поднять обогащение МОХ-топлива по плутонию на почти 1.5% (т.е. по сути нужно добавить в топливо еще 51 кг оружейного плутония за год.) При этом 50 кг америция можно трансмутировать гетерогенно в виде специальных твэлов, а еще 50 кг гомогенно в самом МОХ-топливе.
Т.е. получается чтобы трансмутировать 100 кг америция в БН-800 нужно спалить лишних 51 кг высокочистого плутония.

При этом за одну топливную кампанию трансмутируется только около 21% Am-241 и 13% Am-243 от общего их модержания.
Т.е. для полной трансмутации Am-241 требуется не менее 5 прогонов в активной зоне БН-800, а для Am-243 требуется не менее 8 прогонов. На каждый трансмутировавший до кюрия килограмм америция приходится только 410 грамм сгоревшего америция, но одновременно из плутония топливного генерится америция (преимущественно Am-241) суммарно до 285 грамм.
Т.е. в итоге на 1000 граммов трансмутировавшего до кюрия америция в БН-800 будет приходится выжженных всего 125 граммов америция.

Очевидно, что при таком трансмутационном подходе сильно возникает проблема кюрия. Его в первоначальной америций-кюриевой фракции ОЯТ ВВЭР-1000 всего только 3%. Однако при трансмутации америция в БН-800 накопления кюрия в ОЯТ увеличивается в десятки раз. Грубо говоря, после каждого прогона америция через активную зону БНа, количество кюрия от первоначального возрастает почти в 4 раза.
Получается, что будем пытаться в БНе жечь америций, а практически с количественным выходом почти до 56% перегоним его в пять более проблемных кюриевых изотопов.

Более хитрый вариант уничтожения америция подразумевает использования топлива из чистого плутония и америция с добавкой оксида магния без фертильного урана-238. Таким вариантом вроде как можно за год в БН-800 можно трансмутировать до 200 кг америция из ОЯТ ВВЭР-1000. В этом варианте америций более сильнее выжигается и менее нарабатывается. Но этот вариант по сути крайне затратен и нереален.

Автор: Kapa6ac 6.12.2016, 23:33

Цитата(Didro @ 17.11.2016, 19:39) *
Не РБМК, а ВВЭР будет перерабатываться в топливо для АСТ и РБМК.


Именно, ОЯТ из РБМК! Зуб даю.

Автор: VBVB 7.12.2016, 0:33

QUOTE(Kapa6ac @ 7.12.2016, 0:33) *
Именно, ОЯТ из РБМК! Зуб даю.

Т.е. в СССР все таки предполагали в перспективе масштабную переработку ОЯТ РБМК?

Автор: Kapa6ac 7.12.2016, 20:16

Цитата(VBVB @ 7.12.2016, 0:33) *
Т.е. в СССР все таки предполагали в перспективе масштабную переработку ОЯТ РБМК?


Как перспективу для топливного цикла АСТ-500, которых предполагалось построить несколько десятков.
Дело в том, что топливный цикл АСТ малоэффективен, а ежели в АСТ сжигать переработанный ОЯТ, то экономика заметно улучшается, что важно при серийном строительстве АСТ.

Автор: barvi7 8.12.2016, 19:13

QUOTE(Kapa6ac @ 7.12.2016, 20:16) *
Как перспективу для топливного цикла АСТ-500, которых предполагалось построить несколько десятков.
Дело в том, что топливный цикл АСТ малоэффективен, а ежели в АСТ сжигать переработанный ОЯТ, то экономика заметно улучшается, что важно при серийном строительстве АСТ.

На сегодня "технология" такая, что топливо из переработанного ОЯТ - много дороже, чем "традиционное" топливо.
Поэтому есть сомнения в обосновании такого решения . . . mellow.gif

Автор: VBVB 31.12.2016, 3:00

В этой теме выше все способы уничтожения/утилизации миноров обсуждали.

Но оказывается, что 200-300 кг нептуния-237 http://www.atominfo.ru/newso/v0742.htm создать высокомощный импульсный реакторный блок для лазера мегаватного уровня пучка с ядерной накачкой.
Очевидно, что таких лазеров могло бы несколько штук быть необходимо для ведения исследований разного характера в нашей стране. Т.е. для этой цели нужны несколько тонн нептуния-237. Его выделение на Маяке было опытным, и не когда не было профильным, поэтому текущий запас небольшой.

Значительный запас нептуния-237 на уровне около 3 тонн есть в ОЯТ РБМК. Плюс в этом топливе к моменту окончания работы РБМК будет заключен ресурс около 100 тонн плутония.
Явно есть смысл задуматься о переработке ОЯТ РБМК и разумном обращении с минорами, в плане их выделения, хранения,целевого исползования и утилизации.

Автор: Didro 5.3.2017, 16:20

Про калифорний.
https://www.youtube.com/watch?v=yxTYvef_4Ls

Автор: AtomInfo.Ru 20.5.2017, 13:24

Ещё одна интересная статья, присланная участником нашего форума.

Аналитика и контроль. 2013. Т. 17. No 2.

ЭКСТРАКЦИОННО-ХРОМАТОГРАФИЧЕСКОЕ ВЫДЕЛЕНИЕ И РАЗДЕЛЕНИЕ ТОРИЯ, УРАНА, НЕПТУНИЯ И ПЛУТОНИЯ СОРБЕНТАМИ,
ИМПРЕГНИРОВАННЫМИ ФОСФОРИЛПОДАНДОМ КИСЛОТНОГО ТИПА И ЕГО СМЕСЯМИ С НИТРАТОМ МЕТИЛТРИОКТИЛАММОНИЯ

Е.В. Чухланцева, А.Н. Усолкин, О.В. Коваленко, Л.К. Неудачина, В.Е. Баулин, А.Ю. Цивадзе

Осуществлено экстракционно-хроматографическое разделение U(VI), Th(IV), Np(IV) и Pu(IV) полимерными сорбентами, импрегнированными фосфорилподандом кислотного типа − 1,5-бис[2-(оксиэтоксифосфинил)-4-(этил)фенокси]-3-оксапентаном,
а также его смесями с четвертичным аммониевым основанием нитратом метилтриоктиламмония.

Изучено влияние состава неподвижной фазы и концентрации азотной кислоты на сорбцию актиноидов.

Обнаружен синергетический эффект при извлечении актиноидов сорбентами, содержащими смесь фосфорилподанда и нитрата метилтриоктиламмония.

На основании полученных результатов предложен ряд методик разделения Np(IV), Pu(IV), Th(IV) и U(VI) в продуктах переработки отработанного ядерного топлива.


http://atominfo.ru/files/extraakt.pdf

Автор: AtomInfo.Ru 9.9.2017, 11:57

С японцами посотрудничаем по трансмутации.
http://atominfo.ru/newsq/x0409.htm

Автор: AtomInfo.Ru 25.1.2020, 22:53

Сюда перенёс вопрос по статье http://atominfo.ru/newsz/a0953.htm - Модератор

QUOTE(Dobryak @ 25.1.2020, 22:05) *
У Рычина

Требования к ускорителю авторы считают умеренными - максимальный ток пучка 8,6 мА при энергии протонов 1,5 ГВт.
Наерняка имелось в виду 1.5 ГэВ. Но зачем такая высокая энергия, когда по физике 0.8-1.0 ГэВ более чем достаточны --- ведь цена линейного ускорителя пропорциональна энергии.


Автор: AtomInfo.Ru 25.1.2020, 22:57

В обзоре часть про выбор ускорителя не затронут, поэтому цитирую текст статьи.

To optimize the beam power and the position of the beam pipe (beam window), the required beam power, Pacc, for 800MWt core was calculated for different proton energies and different target positions by changing the distance from the top of the core to the beam window.

As is shown in fig. 1, the LBE target for spallation is physically separated from the LBE coolant by installing a stainless steel wall.
The radius of the spallation target and the buffer region together was fixed as 20 cm.

The proton beam distribution in space was assumed as a Gaussian distribution with FWHM of 2 cm.
The proton energy was varied from 600MeV to 1.5 GeV.
Higher energies are not needed for AD-DFR because the projected range of protons of higher energies in LBE will overshoot the active core area of which the length is chosen as 1 m.
The projected range for 1.5 GeV proton in LBE is approxiamtely 1m [38].

Автор: AtomInfo.Ru 25.1.2020, 23:00



Fig. 3. Accelerator beam power Pacc required for an 800MWt reactor is plotted as a function of the proton energy for different values of T, which is the distance from the top of the core to the beam window as shown in fig. 1 (max. error ∼ 0.12MW).

Автор: AtomInfo.Ru 25.1.2020, 23:01

Figure 3 shows the required Pacc for 800MWt reactor power as a function of proton energies. Different symbols denote the required Pacc for each target position.
The minimum value of Pacc is around 11.6MW, when the proton energy is 1.3–1.5 GeV and the beam pipe is located 20–30 cm below the top of the core.

We thus selected for the preceding calculations the proton energy of 1.5 GeV and the target position of T = 20 cm.
The incident proton beam current required is 7.74 ± 0.04 mA.

The rest of the calculations are carried out with these parameters.

Автор: AtomInfo.Ru 25.1.2020, 23:04

То есть, 1,5 ГэВ выбраны авторским произволом из диапазона 1,3-1,5 ГэВ.

Автор: Dobryak 26.1.2020, 15:29

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 25.1.2020, 23:04) *
То есть, 1,5 ГэВ выбраны авторским произволом из диапазона 1,3-1,5 ГэВ.

Я не подумал о том, что протоны надо поглощать в большом объеме и по радиусу, и по глубине --- без этого поглотитель будет разрушаться (вспомним про те же смещения на атом... а заряженный частицы в этом отношении разрушительнее нейтронов))

Автор: Evgeny5 27.1.2020, 13:25

Не буквально по обсуждающейся теме, но по близкой информацией могу поделиться. Слышал ответ спецов на вопрос о том, почему в некотором месте выбрали энергию первичного протонного пучка более 1.3 ГэВ при том, что оптимум реакции spallation для генерации нейтронов из мишени на основе тяжелых ядер (допустим, W мишени) как раз на 1.3 ГэВ находится. Сказано было, во-первых, за максимумом там далеко не крутой склон вправо, ну а главное - сильноточный ускоритель протонов на заданную мощность проще создать и дешевле эксплуатировать, если несколько повысить энергию и понизить ток, не меняя их произведения, т.е. мощности на мишени. Т.е. технологически намного проще создавать ускорители с меньшим током и, если я правильно понял, к.п.д. ускорителя выше будет. Те нейтронные источники, которые работают с энергией первичных протонов 0.6-0.8 ГэВ, находятся на крутом левом склоне и теряют много (возможно, использовали тот сильноточный ускоритель, который был в наличии или который было проще создать в те времена, не особенно заботясь об оптимуме).

Автор: eninav 30.3.2021, 0:29

Цитата(AtomInfo.Ru @ 9.11.2016, 13:57) *
Продолжим.

Прикинем на пальцах.

Данные из БНВБ-78 по микросечениям 241Am:

группа 1 (6,5-10,5 МэВ)
- захват 0,022 бн
- деление 2,41 бн

группа 4 (1,4-2,5 МэВ)
- захват 0,1 бн
- деление 1,97 бн

группа 26 (тепловая точка)
- захват 576,4 бн
- деление 3,2699 бн

Т.е. получается, что в тепловых реакторах америций накапливается, т.к. тепловые нейтроны он захватывает гораздо чаще чем делится ими (примерно на два порядка чаще), а быстрыми нейтронами наоборот, делится чаще чем захватывает на те же два порядка. Выходит, ОЯТ БН должен содержать меньше минорных актинидов, т.к. они там просто не успевают накапливаться?

Автор: AtomInfo.Ru 30.3.2021, 7:55

Да, играет роль то, что в быстром спектре миноры становятся топливом и делятся.

Автор: eninav 30.3.2021, 10:27

Странно, а вот https://www.atomic-energy.ru/technology/36063 пишут, что в ОЯТ БН америция и кюрия намного больше, чем в ОЯТ ВВЭР (только нептуния меньше). Правда, у БН выгорание вдвое больше.

Автор: Татарин 30.3.2021, 12:03

Цитата(eninav @ 30.3.2021, 10:27) *
Странно, а вот https://www.atomic-energy.ru/technology/36063 пишут, что в ОЯТ БН америция и кюрия намного больше, чем в ОЯТ ВВЭР (только нептуния меньше). Правда, у БН выгорание вдвое больше.

Наверное, нужно учитывать, что там "старт" с более высоких позиций - топливо плутониевое, то есть, первый захват с 238-го элемента до 239-го уже сделан. До плутония-240 (америция-240 через некоторое время) нужен только один захват без деления, а до плутония-241 - два захвата.

В тепловом реакторе с не-МОКС топливом сначала нужна достаточно долгая цепочка до плутония-239, и равновесные его количества даже в ОЯТ относительно малы, по сравнению со стартом МОКС или СНУП в БН.

Автор: AtomInfo.Ru 30.3.2021, 14:06

QUOTE(eninav @ 30.3.2021, 10:27) *
Странно, а вот https://www.atomic-energy.ru/technology/36063 пишут


Топливо БН какое рассматривается? Я на ходу, мне неудобно читать большие тексты сейчас, но так понял, что топливо MOX. То есть, сразу есть плутоний, а это источник америция и далее кюрия. В ВВЭР топливо уран, а это источник нептуния.

Автор: eninav 30.3.2021, 14:22

Да, вы правы, там рассчитывается БН с MOX топливом

Цитата
Для расчета состава БН-1200 принималось, что АЗ содержит топливную композицию в виде смеси оксидов энергетического плутония (17%) и обедненного урана.

Автор: AtomInfo.Ru 30.3.2021, 14:32

QUOTE(eninav @ 30.3.2021, 14:22) *
Да, вы правы, там рассчитывается БН с MOX топливом


Тогда всё чётко. 241Pu в топливе есть и он за счёт распада довольно быстро образует америций-241, с которого начинаются другие америции и кюрии.

В ВВЭР до 241Pu нужно ещё добраться - образовать из 238U 239Pu, и далее ешё два захвата нейтрона до 241Pu. То есть, чтобы создать источник америция-241, нужно потратить три нейтрона последовательно. В реакторе с MOX-топливом такой источник есть сразу.

В то же время, в MOX-топливе минимальное содержание 235U, а это источник нептуния-237 (посредством двух захватов).
В урановом топливе 235U, естественно, имеется в товарном количестве.

Автор: eninav 1.4.2021, 0:21

Нашел https://web.archive.org/web/20090225155012/http://dspace.mit.edu/bitstream/handle/1721.1/17027/54495851.pdf такую табличку
https://radikal.ru
Подскажите, что за такой параметр D — Neutron Consumtion? По смыслу это вроде сколько тратится нейтронов на одно деление, но как понять тогда отрицательные значения?

Автор: AtomInfo.Ru 1.4.2021, 8:46

QUOTE(eninav @ 1.4.2021, 0:21) *
Подскажите, что за такой параметр D — Neutron Consumtion? По смыслу это вроде сколько тратится нейтронов на одно деление,


Это авторское обозначение. Да, выше таблицы даётся определение - сколько нейтронов было потрачено на одно деление (учитывается, что нейтроны тратятся и на другие реакции).

Отрицательные значения возможны, потому что при делении образуются нейтроны.

Автор: AtomInfo.Ru 1.4.2021, 8:57

QUOTE(AtomInfo.Ru @ 1.4.2021, 8:46) *
Отрицательные значения возможны, потому что при делении образуются нейтроны.


То есть, человек считает убыток нейтронов при трансмутации. Прибыль нейтронов в такой записи - это отрицательный убыток.

Автор: eninav 1.4.2021, 10:17

Спасибо.

Цитата(AtomInfo.Ru @ 30.3.2021, 7:55) *
Да, играет роль то, что в быстром спектре миноры становятся топливом и делятся.

А есть где-нибудь в открытом доступе состав ОЯТ БН, хотя бы рассчетный? Только что бы конкретно по изотопам плутония/миноров. Для легководников я такую информацию нашел, для БН нет нигде.

Автор: AtomInfo.Ru 1.4.2021, 11:40

QUOTE(eninav @ 1.4.2021, 10:17) *
А есть где-нибудь в открытом доступе состав ОЯТ БН, хотя бы рассчетный? Только что бы конкретно по изотопам плутония/миноров. Для легководников я такую информацию нашел, для БН нет нигде.


Расчётные данные не секретны, их надо просто поискать. К сожалению, чаще приводятся данные для равновесного состава ОЯТ, которого ещё физически не существует (ОЯТ, который будет образовываться в замкнутом цикле после выхода на равновесную, не зависящую от начальных условий топливную композицию).
У меня, я посмотрел, есть отчёты, которые я когда-то считал для EFR, но к сожалению остались только варианты, когда в топливо исходно добавляются миноры (то есть, когда занимаются трансмутацией). Это немного не то.

Посмотрите ещё буржуйские статьи в интернете. LMFBR, Superphenix и т.д. По физике они не сильно отличаются от наших БНов, т.е. общее представление о составе ОЯТ дадут.

P.S. Небольшим бонусом. Равновесный состав плутония в ОЯТ быстрых натриевых (источник - монография Кесслера).
238Pu - 1%
239 - 67,3%
240 - 19,2%
241 - 10,1%
242 - 2,4%

Русская версия Invision Power Board (http://www.invisionboard.com)
© Invision Power Services (http://www.invisionpower.com)