Ну да. Так зона же 1,1 м. А в кассете длина только твэла больше 2 м. Плюс концевики. Так что, да, выступает.

Ага, вот он и твэл.

Активная длина 1100.
Вся длина 2160.
Как и предполагалось.

Ещё б кассету когда-нибудь посмотреть...

Спасибо! Весьма занятный слайд. Однако, есть небольшие вопросы, в связи с выделением отдельно диоксида америция, который справа упоминается уже как нитрид.

1. Какими методами предполагается извлечение конкретно америция и реально ли это для маленького "свечного заводика"?
2. В чём цель данного действия?
3. И, главное, окупится ли извлечение (неизвестным методом) америция для изготовления специальных ТВЭЛ, учитывая, что зная их долю и предполагаемый изотопный состав, долю генерации на такого рода ТВЭЛ можно оценить сверху?

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.

На самом деле, по америцию в России нет окончательного решения и идёт анализ вариантов.

Выделение элемента-младшего актинида - это так называемое гетерогенное дожигание (или трансмутация). Исторически рассматривается как конкурент гомогенной трансмутации, когда все тяжёлые металлы возвращаются в цикл вместе.

Плюс. Концентрируя весь возвращаемый америций в отдельных сборках (или твэлах), уменьшаем концентрацию америция (и, соответственно, 238Pu) в остальном топливе для стационарных загрузок.

Минус. Появляется новый непростой в освоении вид топлива, по которому мало экспериментальных данных. И это новое топливо несколько искажает характеристики активной зоны.

Далее решается задача на оптимизацию - считается эффективность сжигания америция в гомогенном варианте и сравнивается с возможными (при заданных ограничениях) компоновками гетерогенного характера. Если в конкретном аппарате удаётся увидеть существенный выигрыш для какой-либо гетерогенной компоновки, то есть смысл браться за устранение минусов.

Методы... В Штатах для америция в GNEP предполагался, например, UREX+4. Но это название вряд ли кому-то что-то скажет конкретное. Возможно, у нас будет аналог, возможно, что-то своё. Сейчас стадия НИР. Обсуждать конкретику просто рано.

Окупаемость у трансмутации младших актинидов рассматривать надо со следующей точки зрения.
Младший актинид - это бывший уран-238. Следовательно, захоранивая его, мы выбрасываем часть урана. Возвращая его в реактор, мы эту часть урана частично утилизируем.

При сегодняшних спотовых ценах на уран, конечно, дешевле его (в виде МА) выбрасывать, чем утилизировать. Но такое положение не будет вечным. Соответственно, нужен НИР по трансмутации, чем сейчас и занимаются. В отличие от предыдущих всплесков интереса к проблеме, в этот раз есть шанс дойти до серьёзных экспериментов.

Сравнивать же по экономике гомогенное и гетерогенное выжигания (если в этом была суть вопроса), сегодня не реально в принципе, т.к. практически все данные будут с огромной неопределённостью или вообще с потолка. Прикидки делаются и всегда делались, но они не более чем некие ориентиры.

Т.е. ориентируются на многократный рецикл нептуния и америция?
Насчет кюрия, имеется ввиду направлять кюриевые фракции на ответственное хранение или на захоронение в геологических формациях?

IMHO, видится слегка однобокое рассмотрение проблемы младших актинидов.

По сути имеем в виде Np, Am, Cm как продуктов ЯТЦ:
1. Элементы переменного радиоизотопного состава (за исключением моноизотопного Np) в высоким нейтронным потенциалом для энергетики на быстрых нейтронах
2. Элементы с высокой степенью радитоксичности довольно длительно живущих изотопов (Am и Cm) и крайне высокой геохимической подвижностью по сравнению с теми же U, Pu, Th. Высокая геохимическая подвижность Am и Cm вытекает из их преоладающего существования в виде An(III) по сравнению с преобладающим вариантом An(IV) для остальных актинидов ЯТЦ (Th, Pa, U, Np, Pu).
3. Перспективное сырье для промышленной наработки потенциально интересных изотопов Am-242m, Cm-245, Cm-247 с наилучшими характеристиками для создания наиболее легковесных портативных ядерных устройств и двигательных установок для космоса.

Т.е. игнорировать проблему непрерывного накопления минорных актинидов столь долго нельзя и решения нужно уже сейчас опробировать. Поскольку при увеличении доли быстрых реакторов в отечественной АЭ кол-во генерируемых миноров будет резко расти, одновременно и топливная проблема существует.
Поэтому минорные актиниды по любому придется вводить в отечественный ЯТЦ рано или поздно.

Посмотрите http://atominfo.ru/news/aira079.htm
Главка "Трансмутация".
Например:


Проще говоря, есть уверенность в том, что нептуний удастся многократно рециклировать, и что кюрий не удастся.
Америций по-прежнему спорный, с момента интервью мало что изменилось.
Уверенность не означает, что всё сделано и все проблемы решены. Это значит, что уверены с большой вероятностью в том, что с проблемами справятся.

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.

Да, конечно, это была только одна сторона вопроса.
Естественно, есть ещё очень неприятный п.2, от которого нельзя просто так отмахиваться. И оценить экономический ущерб от этой самой геохимической подвижности трудно, а если оценивать его сверху, то ответ будет, скорее всего, примерно такой (утрированно): "Трансмутировать любой ценой выйдет дешевле".
Поэтому да, такая задача есть. Но она всё-таки не самая приоритетная на сегодняшний день. Стадия НИР, возможно, с элементами НИОКР - то, что для неё подходит сейчас.

По третьему пункту мне сложно возражать, ибо я соавтор одной работы по проекту реактора на Am2m. Правда, медицинского, не космического. Но проект возник после обсуждения темы с группой товарищей из Израиля, работавших как раз над космическим реактором с Am2m.
Тем не менее, я всё-таки отношусь сегодня к этим интересным изотопам сдержанно, без фанатизма. Ну да, у реактора на Am2m критмасса порядка 20 грамм или менее (пишу по памяти), но защиты для космонавтов такому реактору придётся поставить столько же, сколько и реактору на уране. И вес этой защиты будет таков, что выигрыш по массе топлива окажется не интересным.

На тему сырья.

На самом деле, в своём проекте, который упомянул выше, мы знали, где возьмём Am41. Где конкретно - "не то чтобы не знаю - рассказывать нельзя". И знали, где будем облучать, разговор доходил уже до финансов.

Вопрос, который встал сразу же - невозможно перевести весь объём Am41 в Am2m, как ни старайся. То есть, итоговый продукт будет представлять собой смесь с большой долей Am41. Далее, появится 43 (на Am2m есть захват, и из него как раз и должен выйти Am43, если ничего не забыл за давностью лет).
А н/ф характеристики смеси сразу будут резко хуже, чем у чистого Am2m.

Значит, что - разделять изотопы? Первое, что мы услышали от знающего человека: "Вы загадите нам все центрифуги, и мы за это не возьмёмся ни за какие деньги!".
То есть, фактически нужно делать отдельные линии для работы только с америцием.

По этим и многим иным причинам, лёгкий и вполне "инновационный" проект начал шаг за шагом превращаться в монстра-бездонную бочку. Поэтому проект был закрыт на ранней стадии, а делавшая его компания переориентировалась на другое, более традиционное топливо.

В общем, суммируя по интересным изотопам.

Мне как расчётчику работать над реакторами с такими загрузками было очень приятно. В конце концов, элементарно греет душу, что можешь небрежно обронить: "Разрабатывал проект реактора, в котором топливная загрузка измеряется десятками грамм".
Однако практическое их внедрение настолько далеко, что на сегодняшний день они - удел вузовской или академической науки, даже не корпоративной (прикладной). Боюсь, что до их внедрения мы физически не доживём.

А почему?

Сразу скажу, что дело не в физике/нейтронике. В быстром реакторе 237Np и 241Am похожи друг на друга, всякие разные графики по трансмутации у них схожие.

У нептуния-237 самый большой период полураспада среди миноров - 2 миллиона лет. Для сравнения, у 241Am - 433 года. То есть, работать с нептунием проще - при одинаковых с америцием загрузках активность и тепловыделение за счёт распада в топливе будет намного ниже.

Первые опыты с облучением миноров в реакторах также оказались для нептуния более благополучными. См. интервью Забудько. Если по топливу с добавкой нептуния она высказывается доброжелательно ("не замечено принципиальной разницы в поведении этого топлива по сравнению с МОКС или диоксидом урана"), то для топлива с добавками америция сходу перечисляет замеченные проблемы (например, накопление гелия и т.д.).
Справедливости ради, с нептунием тоже не всё просто - например, про один французский твэл нам рассказывали, что в нём после облучения обнаружили "островки" нетронутого нептуния. С чем связано, не знаю; может быть, были некие дефекты при изготовлении, которые так повлияли.

Насчёт изученности химии нептуния и америция. В том же интервью Забудько осторожно-скептически высказывается по перспективам выделения америция. Что же до нептуния, то просто для сравнения - монография по его химии в СССР была издана аж в 1978 году. Не уверен, что химия америция известна с той же степенью детальности.

Наверное, есть и другие причины. Но факт, что по рециклированию нептуния действительно высказываются положительно, в то время как по америцию пожимают плечами ("будет видно").

Если с выделением нептуния при переработки ОЯТ экстракционными методами принципиальных проблем нет, то при растворно-экстракционном выделении америция вместе с ним во фракции идут и наработанные в ОЯТ осколочные изотопы самария и европия. Причем отделение америция от европия, который представлен изотопами - эффективными нейтронными поглотителями, и есть самый дорогой и сложный гемор.
Вариантов химических разделения америция и европия много разных есть, но они в большинстве требует серьезной модификации PUREX-цикла переработки ОЯТ. Это использование дорогих специальных представителей фосфоновых кислот, или фосфиносксидом хитромудрых, или сложных тиакаликсареновых производных или меркаптопроизводных диамидов. Причем из-за Am-242m эти дорогие экстрактирующие комплексообразователи сильно и довольно быстро деградируют.
IMHO, rогда говорят у нас про проблему америция скорее следует считать, что идет речь про америций-241 которого в хранимом отечественном запасе оружейного и топливного плутония дохрена накопилось и с ним надо что-то делать более осмысленное, чем тупо захоронить в какой либо скважине. А уж потом следует думать об америции из имеющегося и нарабатываемого ОЯТ.

А вот можно задать, вероятно, дилетантский вопрос (я не физик, я экономист - мне можно ).
А не подходят ли случайно америций и кюрий для изготовления едреной бомбы, в том числе сверхмалых размеров?

Перечисленные Am-242m, Cm-245, Cm-247 теоретически по характеристикам позволяют создать экспериментальные ядерные взрывные устройства чуть меньше размерами и весом (грубо предельно раза в два для Am-242m), чем на плутонии-239.
Практически же все три упомянутых изотопа для создания реальных долгохранимых боеголовок непригодны ни по высокому избыточному тепловыделению, ни по радиционным характеристикам, ни по свойствам их известных металлических сплавов с относительно низкой плотностью по сравнению с U, Np, Pu и более низкой пластичностью при имплозии.
А вот для создания малогабаритных космических ядерных реакторов для беспилотных дальних миссий эти три изотопа вполне подходящие, заметно превосходя уран-233 и плутоний-239.

Нет, вопрос был, скорее, почему такая уверенность, что кюрий - не удастся?
Это хорошо известно, что он "плохой" или дело в том, что наоборот - пока о его физике-химии-обработке известно недостаточно?

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

IMHO, кюрий из ОЯТ легководников по суммарным характеристикам радиотоксичности на редкость неудобная штука для масштабного производства таблеточного топлива, особенно столь геморного как нитридное.
Кюрий же из ОЯТ быстровиков еще хуже будет в этом отношении.

В отношении растворно-экстракционной физико-химии по кюрию данных в разы меньше, чем по америцию.
В области химии солевых расплавов кюрий тоже менее исследован, чем америций. Однако НИИАР с ИВТЭ УроРАН приличный вклад в получение ранее неизвестных данных по электрохимии кюрия в галидных расплавах сделал.

Если смогут в ближайшие годы запустить отечественный пироэлектрорепроцессинг ОЯТ, то выделение кюриевой фракции со временем станет вполне рутинной операцией. Однако проблемы с хранением кюрия, изготовлением из него мишенного топлива для быстровиков-выжигателей и трансмутационные сложности некуда не денутся.
Радиационно-нейтронные и теплофизические характеристики горячего трансмутируемого кюрий-содержащего ОЯТ после прохождения даже одного цикла в зоне БНа или БРЕСТа заставят поломать голову где и как хранить это "добро" до последующего этапа рециклинга.

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

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).

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?

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

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.

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

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

Да, всё верно, ничего неожиданного. Просто уточнил.

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.

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.

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

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

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

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.

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.

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.

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

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.

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.

Т.е. в целом такие заряды дадут меньше "летучих" осколков, что может быть значимым для не военного применения (ну и для военного оно тоже конечно имеет значение).
Ну а в ключе переработки с осколками "проще".

Он не один должен быть, надо целую "гирлянду" установок.

Не на много сложнее традиционного БН.
А солевой раствор даже можно будет отправлять не на переработку, а на облучение в гомогенный реактор, дополнительно значительно увеличив экономику.
Я привык рассматривать вопросы в комплексе, это более эффективно.

Спасибо. Пригодится...

Интересный подтекст.
Типа мирные промышленные термоядерные взрывы с кюриевым инициированием?

Не все просто в этом аспекте с перспективами переработки облученных кюрий-содержащих топлив.

С одной стороны деление кюрия-245 дает меньше газообразных радионуклидов деления по сравнению с ураном-235 и плутонием-239, что неплохо для топливных характеристик и процессов переработки ОЯТ.
С другой стороны деление кюрия-245 дает большую долю более проблемные для переработки ОЯТ изотопов типа платиноидов (рутения, родия и палладия) и тяжелых лантаноидов цериевой подгруппы (Pr-Gd).
Что делать с этими платиноидами в будущем не совсем ясно. Японцы и индийцы считают, что их надо извлекать из ОЯТ и массово использовать в катализаторах дожига отходящих газов (автотехника, котельные, ТЭЦ) и нефтехимии.
Большая доля наработки изотопов Eu и Gd (эффективные нейтронные яды) в кюриевом ОЯТ приведет к заметному увеличению сложности выделения америциевого и кюриевого концентрата свободного от примесных паразитных Eu и Gd.

Да и нейтронно-физические и радиотоксичные свойства кюриевых изотопов, особенно Cm-242, Cm-243, Cm-244, совершенно не внушают радости переработки кюриевого ОЯТ.
Те же Cm-242 и Cm-244 дают для облученного уранового топлива среднего и высокого выгорания подавляющую долю интенсивного нейтронного потока от собственного деления и (альфа,n) реакций в первые 5 лет хранения. Очевидно, что рециклинг горячего кюрий-трансмутируемого ОЯТ будет конкретной головной болью с кучей технических сложностей.

Поэтому без оптимизма отношусь к перспективам введения кюрия в ЯТЦ в варианте трансмутации в БРЕСТах вкупе с америцием.
IMHO, выделять и трансмутировать кюрий в будущем все равно придется, но только делать это надо более простыми методами с гомогенными жидкосолевыми топливами на специализированном заводе, а не на обычных АЭС в варианте декларируемого перспективного пристанционного цикла переработки ОЯТ.

Пока кюрий вообще в мире старались особо не выделять в виде концентратов и хранить. Его не так много нарабатывалось на низких уровнях выгорания ядерных топлив.
Однако с тенденцией перехода на высокие уровни обогащения урановых топлив наработка кюрия резко возрастает.
Ориентировочные данные говорят, что для уровня выгорания в 60 ГВт*сут/тонну наработка кюрия в урановом ОЯТ будет около 65 граммов/тонну металла.
Т.е. предположительно если выполнят обещанные отечественные планы, то к 2030 году к 11 имеющихся ВВЭР-1000 может добавится еще 26 энергоблоков с ВВЭР-1200/ТОИ.
Ежегодно имеющиеся в нашей стране атомные блоки ВВЭРов нарабатывают около 8 кг кюрия и еще чуть менее 0.8 кг дают РБМК.
В 2030 году 37 блоков ВВЭРов могут ежегодно нарабатывать около 50-52 кг кюрия. Если перейти на использование плутониевого МОХ в ВВЭРах то, темпы наработки кюрия увеличатся еще в 2.5-3 раза.
С быстровиками кюриевая проблема немного проще обстоит. Они его чуть меньшими темпами нарабатывают и лучше выжигают в ходе кампании топливной.
Ориентировочно кюрий БН-600 на урановом топливе около 300 граммов кюрия ежегодно дает в ОЯТ.
При переходе на МОХ один БН-800 и три БН-1200 к 2030 году будут давать около 6-7 кг кюрия ежегодно.

Т.е. по минимальному сценарию к 2030 году отечественные АЭС ежегодно будут давать около 50-59 кг кюрия.
По максимальному сценарию, без варианта трансмутации нептуния и америция в БРЕСТе и/или БНах при переходе на преимущественно МОХ- топливо отечественная АЭ будет ежегодно нарабатывать до 160 кг кюрия. Если же начнут трасмутировать америций, то наработка кюрия отечественными быстровиками сильно возрастет.

Поэтому, с одной стороны затраты на выделение кюрия из перерабатываемого ОЯТ и его утилизацию/трнсмутацию могут быть немалыми, с другой стороны игнорировать накопление тонн этого высокорадиотоксичного трасплутонида с высоким нейтронным потенциалом в отходах отечественного ЯТЦ тоже нельзя.

Вовлечение МА в ЯТЦ БРЕСТ-300

Спасибо за ссылку.
Более всего впечатлил вывод:

Приехали...
О чем тогда думали прошлые годы когда пиарили БРЕСТ как супер-утилизатор миноров?
IMHO, предлагающийся вариант выделения кюриевого концентрата и его 70-летнего (!!!) хранения с последующим выделением плутония для включения в ЯТЦ совсем не оптимален.
Предложение типа "пусть внуки/правнуки потом возятся с этим г..ном".
Как его хранить централизованно собираются, если 1 кг относительно свежего оксида кюрия по 2.6 кВт теплоты выдает? Это же просто суперсырье для РИТЭГа.
А какие уровни нейтронных потоков и жесткого рентгена от этого кюрия хранимого будут.
Причем на выходе от распада хранимого кюрия будет хреновый Pu-240 с небольшим количеством Pu-239. Ну очень важный и полезный продукт для ЯТЦ.
А оставшийся после выделения этого особо нахрен не нужного плутония кюрий куда пойдет?
Конечно очевидно, что за 70 лет хранения его количество в 5 раз уменьшится, но на выходе будет продукт с около 73% Cm-245, 20% Cm-244, 7% Cm-246. Его в утилизировать путем включения в ЯТЦ не собираются?

IMHO, хранить выделенный в будушем кюриевый концентрат нет особого смысла более 5 лет, и утилизировать надо в специализированном жидкосолевике или ADS.

Также показателен конечный вывод доклада:

Ага. Заграница нам поможет. Прям сразу кинется делиться накопленными наработками в области проблемы трансмутации трансплутонидов и решит за нас самих все проблемы.

Ранее тут уже возмущались перспективами большой количественной наработки углерода-14 в нитридном топливе для БРЕСТа.
А на сайте ЛАЭС написано вот что:

Куда же это собираются использовать углерод-14 нарабатываемый специально в промышленных масштабах?

В ядерной медицине

C-14 UBT (urea breath test)

interactive.snm.org/docs/pg_ch07_0403.pdf

http://www.rah.sa.gov.au/nucmed/urea/urea_docguide.htm