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...0524-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.

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

Сделать мишень из америция-241 и долго и занудно облучать нейтронами

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.

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



Очень жаль.

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

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

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



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.

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.

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.

Кстати, про актиниды, пока сам не перенёс

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?

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.

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.

Спасибо!


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.



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?

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).

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.

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.

Ответ - да, зависит.


График отсюда.

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.

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.

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.

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



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



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.



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.



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



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



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.

Угу. У меня файл.



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!



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

Про макро я помню 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.



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.

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.

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.

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.



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.

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

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.

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!

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.

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.

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...

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?

Очень интересное обсуждение.
Спасибо!

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.).

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

В смысле, ядерный чемоданчик?

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.

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.

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.

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.

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

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

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??

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?

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.

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.

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.