Возникла такая (может быть бредовая) идея.
При выделении минорных актиноидов есть проблема с отделением америция от кюрия - они слишком похожи химически. Процесс сложный, требует дорогих реактивов. Делать же таблетки из смеси америция с кюрием не хочется - кюрий слишком активный, плюс нейтроны от спонтанного деления, от которого сложно защититься. Придется процесс изготовления тотально автоматизировать и роботизировать, что бы человек даже близко не подходил.
В то же время есть реактор Аргус, растворный. Устройство предельно простое - бак на 22 л с раствором соли урана с обогащением 90%.
Почему бы не попробовать для выжигания миноров сделать что-то подобное?
Плюсы:
1. Не надо разделять америций от кюрия, достаточно отделить их от лантаноидов (что тоже не так-то просто, но все же легче).
2. Не надо делать таблетки-твэлы-ТВС, раствор америция и кюрия (плюс возможно нептуний) сразу льем в реактор. С раствором работать проще, если он достаточно разбавлен (толстый слой воды отлично задерживает излучение, и в том числе нейтроны). Потом достаточно будет раствор немного выпарить, что бы достичь критичности.
3. Естественная безопасность - при вскипании реактор сам себя глушит.
4. Опционально есть возможность на ходу чистить раствор от нейтронных ядов и шлаков какими-нибудь ионно-обменными смолами. Самый сильный нейтронный яд Xe-135 просто будет сам улетучиваться из раствора и не повлияет на реакцию в АЗ.
5. Если в растворе будет только Am, Cm и возможно Np, то реактор будет чистым выжигателем миноров, без образования новых (нет урана и плутония).

Правда, у Аргуса смешная мощность - 20 кВт, с такой мощностью миноры быстрее распадутся сами от старости, чем трансмутируют. Но можно мощность и увеличить, если добавить охлаждение (у Аргуса другие задачи, там не было цели повышать мощность, охлаждения там можно сказать нет), да и объем можно сделать больше. В общем, несколько масштабировать.
Также, минусом является низкая температура (у Аргуса 80 гр) — для отопления еще сойдет, но электричество получать - КПД будет ниже плинтуса. Но можно сделать корпус попрочнее, повысить давление и температуру, и получать перегретый пар во втором контуре. Впрочем, горячая вода тоже неплохо, получится такая АТЭЦ, работающая полностью на отходах.

20-минутное интервью главы Росатома Алексея Лихачева каналу "Россия-24"
https://smotrim.ru/article/3739657
Вообще о планах развития, но конкретно по четвёртому поколению реакторов и минорным актиноидам с 04:32
+
Страна Росатом, интервью с Владимиром Кащеевым, директором отделения по обращению с ОЯТ и РАО "Элементы с плохой репутацией: почему атомщики терпеть не могут минорные актиниды"
https://strana-rosatom.ru/2023/09/18/elemen...ciej-pochemu-a/

оффтоп: почему там обсуждается пережиг Кюрия, которого вроде бы пытаются увеличить наработку?

Насколько я понял, имеют интерес нечетные изотопы кюрия, в первую очередь 245 — очень большое сечение тепловых нейтронов и длительный период полураспада, можно делать очень компактные реакторы для космоса, например. Но в реакторах его нарабатывается крайне мало, в основном нарабатываются четные - 242 и 244. А они крайне радиотоксичны из-за короткого периода полураспада.

Вторую ссылку как раз читал, когда пришла в голову идея растворного выжигателя. Там речь о ЖСР, который конечно лучше в плане КПД и мощности, но сделать его как мне кажется на порядок сложнее чем растворный: надо миноры из раствора как-то перевести в соль (выпарить? но концентрированные миноры будут сильно греться, что уже само по себе проблема), проблемы с материалами (расплавленная соль сжирает любой материал, самый долгоживущий ЖСР работал емнип 25 тыс часов, т.е. всего 3 года непрерывной работы) и т.д. А КПД нам не так важен, если задача именно сжечь трансураны, а не выработать энергию.

У нас по вводной после быстрого реактора МА порядка 10% от плутония.
Если КВ реакторов ~1 (ну или чуть больше, чуть меньше - неважно), то плутония нарабатываем примерно столько же, сколько сжигаем. А 10% от этой мощности, которую даёт плутоний должно давать и дожигание МА (ну, любое деление тяжёлого атома даёт плюс-минус столько же МэВ на ядро).

Порядка процентов от полной тепловой мощности всего реактороного парка. Это минимум! Это если горят только МА, никакого другого топлива мы не добавляем! Что тоже сомнительно, учитывая количество "неудобных" изотопов типа америция-241.
Это к чему? К тому что даже при малом КПД полная мощность-то такого дожигателя (дожигателей) должна быть очень немалая.

И вот есть 3ГВт(т) ЖСР-дожигатель себе представить можно, то 3ГВт(т) растворный реактор - уже... ну, такое себе.

...
Второй момент, КМК, в том, что дожигатель, КМК, должен быть с быстрым спектром. Иначе особенности каждого конкретного изотопа в тепловом спектре и сильная зависимость работы дожигателя от состава топлива просто замучают.

Третий - в более сложной радиохимии водных растворов вообще. А реактор-то у нас мощный.
...

КМК, уж лучше дожигать в тех же БРЕСТах, где изначально топливо достаточно маловыдержанное и "горячее". Может, даже специально привозить МА от других реакторов и досыпать сверху в его родную актинидную смесь.

ЖСР-то - Вы правы - тоже то ещё удовольствие.

Да, похоже все упрется в мощность, а мощность упирается в теплообмен. С теплообменом у таких реакторов все плохо, т.к. он идет только с поверхности, и площадь мала (у ВВЭР теплообмен идет с поверхности ТВЭЛов, их много, и поверхность во много раз больше). У американцев в Ок-Ридже был растворный реактор на 1 МВт тепловых, диаметр АЗ 32" (80 см), т.е. объем четверть кубометра, это всего ~4 МВт/м3. У ВВЭР емнип 150. А И при масштабировании все будет еще хуже, т.к. площадь это квадрат диаметра, а объем это куб. Т.е. даже при диаметре 3м, как у ВВЭР, мощность будет порядка 15 МВт, что очень мало (за год работы сожжет 5 кг, это меньше чем производит миноров один ВВЭР-1000).
Можно наверное увеличить мощность, если разместить теплообменник в саму АЗ. Но это серьезно усложнит конструкцию и привнесет разные интересные эффекты (например, если охлаждать водой - вода замедлитель, будет влиять на реактивность. Подал холодной воды - реактор разогнался).

я кстати не очень понимаю в чем проблема отделения кюрия от америция. Подождали 60 лет, вот он и отделился. В чем смысл ускоренной переработки этих килограммов высокоактивных отходов

А почему именно 60? А не 120 или 2400?

Ну, КМК, уж лучше эти 10% прямо в реакторах-родителях и дожигать, может быть, вместе с самыми противными осколками (типа миллионы-лет-живущего йода).
С БН ещё есть аргументы в пользу дожигателей (логично совмещать "санацию" отходов с переработкой), но вот если в массы пойдёт БРЕСТ с пристанционным циклом, то правильнее, наверное, прямо в этом цикле и решать вопрос полностью и окончательно. На выход - уже то, что должно ехать на захоронение... ну или полезная изотопная продукция, если таковая будет.

из статьи https://strana-rosatom.ru/2023/09/18/elemen...ciej-pochemu-a/

Три периода. Поэтому и говорят про 60 лет. За это время запас кюрия-244 уменьшится почти на порядок.

60 маловато, чуть больше 3 полураспадов. Надо хотя бы 100. Но вообще да, вполне себе вариант. Тут вопрос в экономике, что дешевле - хранить 100 лет на складе (со всей охраной, контролем и т.д. - учитывая что это отход высочайшей степени опасности), или сжечь, получив какую-никакую энергию. Вполне может оказаться, что второй вариант будет сложнее и дороже (учитывая сложности с изготовлением топлива с минорами.

Обоснование под 60-70 лет примерно такое: "Его и так чуть-чуть, а через 60-70 лет будет в 10 раз меньше, чем чуть-чуть" (а возиться с кюрием очень не хочется).

ну, для склада куда проще добиться экономического эффекта масштаба - свезли все временно хранимое в одну пустыню и храним там. В таком варианте кюрий добавляет какие то копейки расходов.
с реактором так не получится по очевидным причинам
насчет высочайшей степени опасности я не очень понял - почему кюрий размешанный с другим оят это менее опасно чем та же концентрация кюрия но в инертной матрице

Кюрий на складе и кюрий в реакторе одинаково опасен, но в реакторе он сгорит за несколько месяцев, а на складе надо ждать 100 лет пока распадется.

По поводу этой новости.
А зачем такой сложный механизм - из нептуния? Это какие-то космические цели?

Плутоний-238 всегда получают из нептуния. (теоретически можно из америция, Am241 + n -> Am242 -> Cm242 -> Pu238 + He4, но это и сложнее (америций на порядки радиотоксичнее нептуния), и плутоний будет загрязнен 17% Pu242, а еще там обязательно будет Am243 который даст проблемный кюрий-244. А нептуний моноизотопный, облучение Np237 дает короткоживущий Np238 который потом дает чистый Pu238). А плутоний-238 используется в космических РИТЭГах в основном. Относительно короткий период полураспада 88 лет - хорошая удельная мощность.

По поводу хранения кюрия. Я напомню, что говорил Троянов (а он по должности и по интересам в курсе дела).

http://atominfo.ru/newsz05/a0217.htm

То есть, технологии (!!) хранения кюрия на сегодняшний день нет, её нужно изобретать.
Соответственно, и оценить стоимость хранения кюрия на условном складе тоже сейчас нереально. И не факт, что такое хранение выйдет дешёвым.

Так что реакторный вариант для кюрия может оказаться вполне жизнеспособным.

И если отмотать назад по истории, то идея не трогать кюрий пошла от французов.

На стыке 80-90-ых они активно интересовались трансмутацией младших актинидов. У нас были разброд и шатания, а они надеялись спасти "Феникс" и начать проект EFR как замену "Суперфеникса-2". А если бы им не дали делать свой быстрый реактор, то была ещё надежда на старшего брата, что американцы продавят и построят у них PRISM.
Комиссариат считал варианты трансмутации (как-нибудь подниму старые бумаги, найду графики для кюрия), а "Кожема" в лабораторных масштабах изучала процессы разделения миноров из ОЯТ.
Вот так они покопались и помаялись, прошло примерно лет 10, и появился от них слух, что трансмутировать кюрий будет слишком накладно. Дело не только в его отделении, топливо с кюрием им не очень нравилось и т.д. и т.п. В итоге они стали говорить при любой удобной оказии, что кюрий нужно хранить на складе.

С французами долгое время было хорошее сотрудничество, многие их данные и результаты у наших в том или ином виде есть.
Поэтому когда наши говорят, что давайте не торопиться с кюрием, то во многом наши опираются и на французские изыскания.

Но слова Троянова про то, что и со складом не всё так просто, ибо нет технологии хранения, это не отменяет.
Поэтому надо считать все варианты. включая и реакторное дожигание.

И ещё во всех рассуждениях "хранить/дожигать" не надо забывать о потерях при переработке.
При дожигании переработок будет много, потери будут условно после каждой кампании. И куда эти потери пойдут?

Об уровне потерь. Если вспомнилась история с французами, то продолжу её. "Кожема" на запрос комиссариатских вывалила (своими ушами это слышал), что даже по нептунию они теряют 50% в каждой переработке.
На прямой вопрос "Вы не офигели часом?" ответ был такой: "Конечно, реально у нас лучше, но мы должны получить деньги на разработку технологии, и поэтому не спешим заявлять реальные цифры".

Да, конечно, 50% не будет даже по кюрию. Но всё равно, давайте представим, например, что при каждой переработке будет теряться (оставаться в некоем материале) по 10% кюрия. Что с ним делать, как поступать с этими потерями?

В общем, вопрос потерь при переработке - он достаточно серьёзный. Нужно знать для анализа реальное состояние технологии (которой в промышленном масштабе ещё нет), составить баланс материалов внутри всего цикла и т.д. и т.п.

Пасиб.

Вот это, действительно, как постановка проблемы мне совершенно непонятно.
Куда эти потери вообще могут пойти в идеологии БРЕСТа, например? в кучу с другими актинидами? Тогда в чём проблема?
В осколки-отходы на захоронение? Тогда встаёт БОЛЬШОЙ вопрос о качестве отделения актинидов вообще, и кюрий там не самая пакость по срокам жизни и радиотоксичности, там и плутониев будет навалом. И этот БОЛЬШОЙ вопрос тогда нужно решать безотносительно кюрия, и даже безотносительно МА: нельзя позволить значимой части актинидов (любых!) уходить на захоронение, они все гадкие и долгоживущие, массовые плутонии включая.

То есть, при нормальных раскладах мы, всё же, должны говорить о "потерях" при разделении между собой.
А вот тут уже ужасы и страхи совсем другие.

Тут, КМК, нужно смотреть, а что мы делаем с МА и как мы храним МА вообще, а не конкретно кюрий. Может так статься, что это он в чистом виде - тепловыделяющий и активный до уровня "ужас-ужас", а если без разделения в смеси с остальными - так и ничего себе, жить можно. Того же америция сильно больше, его хранить умеют, будет замешеный в нём кюрий увеличивать тепловыделение в полтора раза? Ну да и не пофиг ли? Это ж не десятичные порядки.

То же самое и при формировании "дожигающих" ТВЭЛ: допустим даже, что у нас в состав америция затесалось несколько процентов кюрия. Так и что?
На "светимость" и опасность такого ТВЭЛа для персонала почти никакого влияния тут нет, что так, что этак - редкая гадость. Такое ли уж прям сильное влияние на НФХ зоны окажут эти дополнительные проценты кюрия? Ну, знать этот процент нам нужно - это да. Но если мы это знаем, то нужно ли добиваться идеальной чистоты очистки одного от другого? Да и очистки вообще?

Конгресс, французы какие-то, голова пухнет... Взять всё и поделить!

...
Собссно, в ЖСР вообще всё в куче "варится", так и что? Да ничего, считается вполне жизнеспособной концепцией. Почему мы в БН и БРЕСТе должны аккуратно рассовывать все МА по полочкам согласно атомному номеру и массе изотопа?

...посетитель входит к доктору, аккуратно снимает шапку, вешает на вешалку, центрует, чтобы она висела симметрично, снимает пальто, вешает на вешалку, центрует, поправляет костюм, встаёт ровно напротив стола доктора с одинаковыми расстояниями слева и справа.
- Доктор, у меня левое яичко на 3мм выше правого!
- Ну... это совершенно в пределах нормы, природа допускает такие отклонения фенотипа, у всех по разному, это ни на что не влияет...
- Непорядочек-с!

ну французы вот в боросиликатном стекле хранят
https://www.synchrotron-soleil.fr/en/news/n...elf-irradiation
выглядит вполне жизнеспособным и дешевым способом

Выжигание миноров штука вообще неоднозначная. Вроде бы, цель правильная, уменьшить количество долгоживущих отходов. Но тут как в одном похабном анекдоте есть нюанс. Мы уменьшаем опасность в далеком будущем (причем чисто гипотетическую, "вдруг человечество настолько отупеет что забудет где можно копать где нельзя, и раскопает случайно ядерный могильник" - ведь всем понятно, что из геологического захоронения радиоактивные отходы сами никуда не денутся и за сотни тысяч лет - шахта глубиной сотни метров в скальном грунте, отходы залиты стеклом, упакованы в сталь и залиты десятками метров бетона), но взамен получаем загрязнение и дозозатраты прямо здесь и прямо сейчас, причем почти гарантировано. Получение энергии этот риск вряд ли оправдает, не стоит прибавка нескольких процентов выработки такого геморроя (особенно если осваивать ЗЯТЦ, с увеличением топливной базы в десятки раз). Особенно если вспомнить, что среди осколков есть и долгоживущие, тот же технеций ~200 тыс лет, значит геологические захоронения требуется рассчитывать хотя бы на три полураспада - а за это время не то что миноры, а и плутоний распадется (кроме может быть 242).

Взять например Am241. T1/2 432 лет. Делится он даже в быстром спектре очень плохо, даже в сверхбыстром спектре со свинцом и металлическим топливом сгорает меньше половины. Остальное перейдет в Pu238 (через короткоживущий Cm242). 238 имеет T1/2 в пять раз короче исходного Am. Т.е. на ближайшую сотню лет активность Pu238 будет выше исходного Am. Можно конечно Pu238 сжечь (в быстром спектре горит неплохо, а что не сгорит превратится в кошерный Pu239), но из-за огромной активности работать с ним сложно.

Am243 еще хуже. Горит он тоже плохо, а при поглощении нейтрона дает тот самый кюрий-244, от работы с которым атомщики открещиваются обеими руками - огромная активность (T1/2 = 18 лет). В то же время это не Cm242, от которого за 10 лет останутся только следы, распада 244 придется ждать века. А при распаде он даст Pu-240, с почти таким же T1/2 как у исходного Am243 (6500 лет и 7300), а как топливо он не ахти. Стоит ли игра свеч?


Ну а с кюрием никто возится не хочет т.к. 1) все равно его мало, т.е. энергии из него много не получишь 2) сравнительно короткоживущий, все равно сравнительно быстро распадется (кроме тяжелых начиная с 245, но их совсем мало - во всех ОЯТ мира вряд ли наберется хоть тонна). 3) в то же время из-за высокой удельной активности, вклад в радиоактивность он дает хороший, а по нейтронам вообще решающий. Ну и зачем?


У кюрия очень высокая активность спонтанного деления. Порядка на 4 больше, чем у четных плутониев. На альфа-распад в принципе плевать, пока ТВЭЛ герметичен, а нейтроны оболочку пролетают легко, а коэффициент качества у быстрых нейтронов такой же как у альфа-частиц.


Вообще, гомогенное сжигание в ЖСР выглядит интересно. Хотя бы не надо возиться с фабрикацией таблеток, нет проблем с ограничением по выгоранию. Только вот непонятно, что с ресурсом делать.

А если к гомогенному выжигателю добавить ещё и подкритичность + ADS, будет вкусно. М.б. пора изводить инженерные узкие места ADS?

Зато если подождать подольше, можно получить практически чистый кюрий-245 (с небольшой примесью 246), а это великолепный делящийся материал, по сечениям даже лучше Pu-239 (разве что чуть порадиоактивнее, и нейтроны от спонтанного деления 246 замучают). Но тут 60 лет мало, надо хотя бы 120-150.

Понятно.

Тогда, конечно. Да, тогда ЖСР для кюриев смотрится логично. Но самые крупнотоннажные МА всё равно нужно уметь сжигать в "линейных" реакторах, иначе мощность дожигателей будет зашкаливать. ЖСР же оставить как раз для всяких кюриев, особо противных америциев, может, долгоживущих осколков (типа технеция йода), и вот всего такого.

Что касается ADS... не понимаю влечения к этой концепции...
"Это ж реактор наоборот" - не делить ядра, чтобы получать энергию, а тратить электричество, чтобы делить ядра. И дико дорогой и сложный сильноточный ускоритель в довесок.

Угу. И нерешённых инженерных проблем там куча. Но красиво же, блин!..

Буржуины пробуют.

Как минимум на "Мирфе", да. Дай бог их телёнку волка съесть...

Не только. Есть "полузакрытый" хорошо финансируемый проект замены АСРРа