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.

Именно, ОЯТ из РБМК! Зуб даю.

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.

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

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

Но оказывается, что 200-300 кг нептуния-237 могут помочь 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.

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

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

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

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

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].

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).

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.

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))

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).

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?

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

Странно, а вот тут 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.

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.

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.

Нашел тут такую табличку

Подскажите, что за такой параметр D — Neutron Consumtion? По смыслу это вроде сколько тратится нейтронов на одно деление, но как понять тогда отрицательные значения?

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.

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

Спасибо.

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%