Проект ПРОРЫВ Опции

[AtomInfo.Ru]

не подходят ли случайно америций и кюрий для изготовления едреной бомбы, в том числе сверхмалых размеров?

Своими ушами слышал, как французы пару лет назад относили нептуний к оружейным изотопам.

[AtomInfo.Ru]

То есть, это "пока не получится" или "не получится совсем"?

Физики трансмутацию кюрия считали. Я сам считал, например. По памяти, эффективность реакторной трансмутации кюрия была ниже, чем для нептуния/америция. Но всё-таки она обеспечивала значительный выигрыш по общей массе кюрия.

Про то, что выходит за рамки физики - см. ответ VBVB.
Действительно, плохо изученный элемент и очень неприятные изотопы (например, у 243Cm T1/2=29 лет, и это альфа-распад).

[Дед Мороз]

Своими ушами слышал, как французы пару лет назад относили нептуний к оружейным изотопам.

Нептуний - само собой, оружейный. Он по характеристикам не так далек от плутония. Яспросил именно про америцийи кюрий.
Вопрос мой возник из того, что что у этих элементов низкая критическая масса и высокая энергоотдача. Как тут верно отметили, для боеголовок долгосрочного хранения не подходит, а как насчет сверхмалого размера? Ведь главный ужас обывателя - это "атомная бомба в чемодане", а для этого, как раз и нужны малая критмасса и высокое энерговыделение (как я это понимаю).
Смысл в том, что складируя отдельно кюрий и /или америций, не повышаем ли мы вероятность создания чего-нибудь очень нехорошего?

[AtomInfo.Ru]

Смысл в том, что складируя отдельно кюрий и /или америций, не повышаем ли мы вероятность создания чего-нибудь очень нехорошего?

Присоединюсь к ответу VBVB. Практически нереально, и если кто это и сделает в будущем, то только мощное государство с его ресурсами.

[VBVB]

Смысл в том, что складируя отдельно кюрий и /или америций, не повышаем ли мы вероятность создания чего-нибудь очень нехорошего?

Интересный изотоп Cm-245 с периодом полураспада около 8270-8500 лет имеет следующие ядерно-физические характеристики:
- критмасса сферического ядра металла около 9,0-9,4 кг, с 10 см бериллиевым отражателем около 3.5-3.9 кг.
- удельная активность 0.17 Кюри/грамм, основной канал альфа-распад с энергетикой 5.62 МэВ
- спонтанная нейтронная эмиссия составляет по американским данным около 110 нейтронов/г*сек (у того же Pu-240 на уровне 1020 нейтронов/г*сек) для свежевыделенного продукта и очень медленно убывает при старении до 0,05 (нейтронов/г*сек) за счет накопления дочернего изотопа плутония-241
- гамма-доза 0,81 мЗв/час*кг на расстоянии 1 метра от ядра заряда
- самопроизвольное тепловыделение порядка 5,6 Вт/кг для чистого от кюрия-244 продукта Cm-245 (кюрий-244 имеет около 2930 Вт/кг, кюрий-246 имеет около 11 Вт/кг) и затем медленно снижается при старении за счет накопления дочернего изотопов плутония-241 (4,2 Вт/кг)
- генерирует средней жесткости гамма-излучение с энергией 0.133 МэВ с интенсивностью 8.36E+09 фотонов/г*сек (у того же Pu-240 на уровне 8.49E+08 фотонов/г*сек)
- детонация возможна как на промежуточных, так быстрых нейтронах

Т.о. видно, что с такими характеристиками для боевых зарядов Cm-245 принципиально пригоден, и чуть лучше по свойствам того же урана-233, но в сумме практических свойств не лучше высокочистого оружейного плутония. Кроме того, всегда присутствующий в препаратах Cm-245 изотоп Cm-244 имеет огромнейшую нейтронную эмиссию на уровне 12*10^6 нейтронов/секунду, что заметно ограничивает возможности примения кюрия в ЯО и ТЯО (IMHO, практически не более как первичные нейтронные иннициаторы в ядерном блоке ТЯО).
Однако, если верить американцам, высокая эмиссия нейтронов для кюрия-245 соответствует уровню высококачественного топливного плутония. Т.е. принципиально создать ЯО на основе кюрия-245 вполне можно с некоторыми практическими сложностями.

Кюрий в небольших количествах (10-25 граммов на тонну ОЯТ) нарабатывается в имеющихся легководниках, однако с ростом выгорания уранового ОЯТ с 30 ГВт*сут/тонну до 60 ГВт*сут/тонну его нарабатываемое количество практически увеличивается в 10 раз.
Причем доля кюрия-245 для этого случая возрастает с 9 до 15%. Однако, доля нарабатываемого кюрия заметно снижается с ростом обогащения применяемого уранового топлива.
Интересно, что по японским данным в BWRах наработка кюрия выше в 2-2.2 раза по сравнению с PWRами.
Кюриевая фракция в ОЯТ легководников состоит преимущественно из гадкого по свойствам Cm-244 (90-80%), потом идет Cm-245 (8-15%), и заметно меньше по 1-2% Cm-243 и Cm-246.
Чем больше выгорание уранового ОЯТ, тем больше накапливается тяжелых изотопов кюрия.
При использовании плутониевого МОХа в легководниках наработка кюрия в среднем больше в 2.5-3.5 раза .
Причем, по сравнению с урановым топливом, более выражена наработка изотопов Cm-246 и Cm-247. Содержание того же Cm-245 в МОХе высокого выгорания от PWR может достигать 65-75 граммов/тонну ОЯТ.
Довольно прилично Cm-245 образуется в ОЯТ БНов (20-23 грамма на тонну ОЯТ при текущих уровнях выгорания).
Если же жечь в БНе трансмутируемый МОХ с суммарным содержанием нептуния и америция 1% (по 0.5% каждого), то наработка Cm-245 можеть достигнуть величины 240-260 граммов/тонну ОЯТ.

Практически очистка Cm-245 от преобладающего изотопа кюрия-244 представляет серьезные технические проблемы. Это можно делать нормально лишь плазменной или ионной сепарацией.
По сути проблемы получения Cm-245, требуется хранить большие количества выделенного кюриевого концентрата из ОЯТ высокого выгорания легководников в течении 100 лет, чтобы доля желаемого изотопа кюрия-245 достигла в нем 85%.

Интересно, что нейтронно-физическими характеристиками кюриевых изотопов очень плотно на протяжении последнего полтора десятка лет интересуются японцы.

Сообщение отредактировал VBVB - 15.11.2014, 20:57

[LAV48]

- детонация возможна как на промежуточных, так быстрых нейтронах

А какие ПД при этом получаются? Много отличий от варианта с плутонием?

[Татарин]

Своими ушами слышал, как французы пару лет назад относили нептуний к оружейным изотопам.

А это неожиданно? Np-237, НЯП, где-то около урана-235 по бомбодельным свойствам. Только активнее немного.

[AtomInfo.Ru]

А это неожиданно? Np-237, НЯП, где-то около урана-235 по бомбодельным свойствам. Только активнее немного.

Да, всё верно, ничего неожиданного. Просто уточнил.

[VBVB]

А это неожиданно? Np-237, НЯП, где-то около урана-235 по бомбодельным свойствам. Только активнее немного.

IMHO, в ситуации с нептунием не так все просто.
Критмасса его в районе 57 кг, что действительно близко к ВОУ. Однако посмотрите на соотношение сечений деления и захвата, а также на число нейтронов при делении нептуния-237.
Реально получается, что устройство на нептунии-237 будет удовлетворительно работать лишь при очень мощном уровне первичного нейтронного инициирования (типа очень мощного 238Pu-Be или 240Pu-Be НИ) с относительно малым энерговыходом из-за быстрого обрубания цепочки делений. Энерговыход будет субкилотонным в лучшем случае.
Но с хорошим газовым D-T бустированием или с композитными схемами типа WGPu-Np экзокилотонный уровень вполне реальным кажется.
Поэтому имеется настойчивое ощущение, что нептуний-237 по сути хороший вторичный делящийся элемент для облицовки основных зарядов (хорошая плотность и пластичность) или во вторичных термоядерных модулях. И делиться хорошо нептуний-237 будет лишь на быстрых нейтронах, желательно термоядерных.
Есть мнение, что именно по этим причинам, долгие годы его всерьез никто и не рассматривал в качестве контролируемого целевого делящегося материала.
Последний десяток лет отношение к имеющимся запасам нептуния в разных странах переоценили, поняв что работа с нептунием в рамках исследования топливных аспектов ЯТЦ по сути есть лазейка в области военных ядерных технологий маломощных зарядов.
Для ряда стран типа Индии, Пакистана или той же Японии, перерабатывавших приличные количества ОЯТ и выделявших нептуниевый концентрат, нептуний-237 вполне интересным материалам для пополнения парка боезарядов может являться.

Сообщение отредактировал VBVB - 16.11.2014, 2:18

[VBVB]

А какие ПД при этом получаются? Много отличий от варианта с плутонием?

Ну очевидно, что в случае кюрия-245 выход ПД будет сдвинут в сторону больших массовых чисел по сравнением с изотопами плутония.



Навскидку не могу вспомнить примера таблицы с выходом ПД от деления кюрия-245, но для кюрия-243 и кюрия-244 такие данные есть.
В двух словах при делении кюрия-245 по сравнению с плутонием-239 будет больше доля тяжелых радиоизотопов рутения, родия, палладия (Ru-103, Ru-105, Rh-106, Pd-107, Pd-108) и Ag-109 в легкой ветке ПД, и будет больше доля цериевых, празеодимовых, неодимовых и прометиевых радиоизотопов в тяжелой ветке ПД.

Интересно отметить, что при делении кюрия-244 и кюрия-245 доля сильно мешающих выделению кюриевого концентрата из ОЯТ гадолиниевых изотопных осколков (эффективных нейтронных ядов) почти в три раза больше выходит, чем при переработки плутониевого ОЯТ. Этот факт заранее говорит, что рециклинг кюрий-содержащего ОЯТ будет заметно проблематичнее переработки МОХ ОЯТ.

Сообщение отредактировал VBVB - 16.11.2014, 2:45

[Didro]

согласно докладу главного технолога проекта Прорыв в среду во ВНИИНМ, реалистичность, экономичность и конкретные методы вовлечения МА в ЯТЦ в данный момент активно изучаются, сложность процесса не отрицается, но решения ищутся, т.к. руководством поставлена задача рециклировать нептуний (с ним проблем нет) и америций, а кюрий отправлять на хранение.

Есть еще вариант, в изготовлении части ТВС с мусорными актиноидами и таким образом их утилизация в АЗ быстровика.

[Nucon]

Ну очевидно, что в случае кюрия-245 выход ПД будет сдвинут в сторону больших массовых чисел по сравнением с изотопами плутония.



Навскидку не могу вспомнить примера таблицы с выходом ПД от деления кюрия-245, но для кюрия-243 и кюрия-244 такие данные есть.
В двух словах при делении кюрия-245 по сравнению с плутонием-239 будет больше доля тяжелых радиоизотопов рутения, родия, палладия (Ru-103, Ru-105, Rh-106, Pd-107, Pd-108) и Ag-109 в легкой ветке ПД, и будет больше доля цериевых, празеодимовых, неодимовых и прометиевых радиоизотопов в тяжелой ветке ПД.

Интересно отметить, что при делении кюрия-244 и кюрия-245 доля сильно мешающих выделению кюриевого концентрата из ОЯТ гадолиниевых изотопных осколков (эффективных нейтронных ядов) почти в три раза больше выходит, чем при переработки плутониевого ОЯТ. Этот факт заранее говорит, что рециклинг кюрий-содержащего ОЯТ будет заметно проблематичнее переработки МОХ ОЯТ.

мне как раз нужны такие графики для лекции. Где их найти... ?

[Didro]

По кюрию вопрос придётся решать в комплексе, когда станет окончательно ясно, какой будет структура нашей АЭ.
Например, если всё-таки будут пристанционные циклы, то, на мой взгляд (это частное мнение!), удобнее хранить кюрий на площадках. Если централизованный, то возможно вывозить его на окончательное захоронение.

С пристанционным циклом надо реанимировать двухконтурную схему с жидкосолевым экраном.
Экономика заметно улучшится.

[VBVB]

Есть еще вариант, в изготовлении части ТВС с мусорными актиноидами и таким образом их утилизация в АЗ быстровика.

Но расчеты разные показывают, чтобы выжечь в быстровике взятую со склада н-ную массу америция того же потребуется многократный его прогон через активную зону с несколькими рециклами (до 10 штук). Т.е. проблему минорных актинидов все равно так не устранить.

Но можно конечно взять индифферентную топливную матрицу типа нитрида циркония, добавить нитрида америция и жечь это добро до реального выгорания в 12-14% по Am в БНе с последующим переводом такого ОЯТ на долговременное хранение. Ну а дальше типа потомки пусть в ADS полученные кюрии и остатки америция утилизируют.

[VBVB]

мне как раз нужны такие графики для лекции. Где их найти... ?

В готовом виде по всем трансактинидам врядли найти.
Но ссылка на табличные данные МАГАТЭ есть и по ним можно самому таких графиков настроить сколько нужно разных.

[VBVB]

С пристанционным циклом надо реанимировать двухконтурную схему с жидкосолевым экраном.
Экономика заметно улучшится.

IMHO, для утилизации америция и кюрия лучший вариант специализированный жидкосолевой ADS на основе рециклированного (одно- или двухкратно) энергетического плутония который не сильно хорош для производства таблеточного топлива.

[Didro]

Но расчеты разные показывают, чтобы выжечь в быстровике взятую со склада н-ную массу америция того же потребуется многократный его прогон через активную зону с несколькими рециклами (до 10 штук). Т.е. проблему минорных актинидов все равно так не устранить.

Именно поэтому и более эффективным будет специализированные ТВС, обогащенные мусором, чем их мешать с остальными, не говоря уже о хранении.

[Didro]

IMHO, для утилизации америция и кюрия лучший вариант специализированный жидкосолевой ADS на основе рециклированного (одно- или двухкратно) энергетического плутония который не сильно хорош для производства таблеточного топлива.

Можно и так, но замена экрана с обычных ТВС на энергопроизводящий жидкосолевой контур ,в т.ч. на базе тория, позволяет поднять и КВ и практически решить главный бич быстровиков - экономику.

[VBVB]

Можно и так, но замена экрана с обычных ТВС на энергопроизводящий жидкосолевой контур ,в т.ч. на базе тория, позволяет поднять и КВ и практически решить главный бич быстровиков - экономику.

Интересный вариант специализированного БНа у вас вырисовывается. Часть зоны обычные ТВС с МОХ, часть зоны с трансмутируемым "мусором" из миноров и развитый мощный жидкосолевой бланкет для наработки урана-233 из тория.
Интересная идея. Респект.

Только кажется мне, что размещать такой спец-БН утилизатор-наработчик не на обычной АЭС придется, а прямо на централизованном заводе переработки ОЯТ с соответствующим высокоподготовленным контингентом персонала.

Сообщение отредактировал VBVB - 16.11.2014, 4:32

[Didro]

Ну почему, можно ведь по мере прохода, скажем раз в месяц, отбирать часть раствора солей, отправлять на переработку, компенсировав свежей порцией.
При этом даже останова реактора не потребуется, и переработка солей упрощается, значительно уменьшается количество отходов при переработке, повышается общий КВ и экономика как быстровиков, так и ЗЯТЦ.