proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2024 год
  Агентство  ПРоАтом. 27 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





PRo IT
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС

Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия»
и сайта proatom.ru.
E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[16/04/2019]     Возможность использования низкоэнергетических ЯР для переработки РАО

С.А.Цветков, г. Заречный, Свердловская обл., E-mail: rossomahi@yandex.ru

Рассматривается возможность использования способа ядерного синтеза, основанного на насыщении титана смесью дейтерия и воздуха для трансмутации ядерных отходов, в частности, цезия-137. На основании приведенных расчетов делается вывод о применимости данного способа.



Введение

Существующие методы переработки радиоактивных отходов (РАО) не решают проблемы окончательного удаления их из биосферы. Высокая активность отработанного ядерного топлива определяется продуктами деления с большими периодами полураспада. Среди них главный вклад вносят стронций-90 (период полураспада Т1/2=29.1 года) и цезий-137 (Т1/2=30.17 года) [1], не считая криптона-85 (Т1/2=10.8 года), технеция-99 (Т1/2=213 тыс. лет) и трансурановых элементов с очень большими периодами полураспада. При переработке отработанного ядерного топлива, как правило,  используют технологии водного растворения, и в результате почти все РАО переходят в жидкое состояние. Из 1 тонны отработанного топлива  на отечественных заводах образуется примерно 2.4 тонны или кубических метров жидких отходов, в том числе 0.1 т – высокоактивных, 1.5 т – среднеактивных и 0.8 – низкоактивных. Главным способом обезвреживания РАО на данный момент являются различные способы концентрирования их в компактном виде [2], захоронение в горных структурах и пассивное ожидание самопроизвольного распада. Например, 90Sr и 137Cs следует хранить в контролируемых условиях 300-600 лет.

Существует альтернатива – воздействовать непосредственно на атомные ядра РАО, чтобы превратить их в стабильные или короткоживущие изотопы. Такое возможно за счет облучения потоками нейтронов и заряженных частиц. Это явление называется ядерной трансмутацией.

Поиск подходящих или создание специальных физических установок для ядерной трансмутации является на данный момент основной задачей. В разных научных центрах рассматриваются варианты таких установок – это ядерные реакторы на быстрых нейтронах – технологию «выжигания» долгоживущих продуктов деления урана в поле тепловых нейтронов предложили еще в 60-е годы прошедшего века [3] и пытались развивать в начале 80-х –[4], а также в начале 90-х – [5], разные типы ускорителей частиц. Существует электроядерная технология трансмутации РАО [6]. Электроядерная установка – это гибрид ускорителя частиц и безопасной размножающей зоны ядерного реактора, позволяющий получать энергию из «негорючих» изотопов урана и тория без самоподдерживающейся цепной реакции  и  сжигать не только свои, но и РАО с нескольких других атомных электростанций. Есть проект высокоинтенсивного источника нейтронов, основанного на инициировании термоядерной реакции.

 

Расчетные данные по трансмутации

Артисюк В.В. и др. [5] рассчитали, что сечения «выжигания»  90Sr и 137Cs максимальны для нейтронов с энергией 14 и 16 МэВ и составляют 1500  и 1800 мб соответственно. В то же время сечения «выжигания» 137Cs для энергии нейтронов от 1 МэВ до 5 МэВ меняются от 40 до 3 мб [4]. Диапазон энергий до 5 МэВ представляет спектр энергий мгновенных нейтронов деления быстрого реактора, причем максимальное число нейтронов приходится на энергию 0.45 МэВ, а максимальная плотность нейтронного потока по данным для быстрого реактора БОР-60 составляет 3.7.1015 нейтрон/см2сек.  По формуле для эффективного периода полураспада радиоактивного нуклида из работы [4] можно рассчитать этот период полураспада для нейтронов быстрого реактора в случае 137Cs.

Исходя из естественного периода полураспада для 137Cs, его удельная активность будет равна

               Аест.=0.693.N/ T1/2 =  3.202.1015  Бк/кг,          (2)

где N- число ядер данного вещества, способных к распаду.

Какова же должна быть удельная активность по 137Cs чтобы можно было пренебречь радиационной опасностью отходов по этому компоненту? По нормам радиационной безопасности, принятым Минздравом России в 1999 году [7] минимально значимая удельная активность по  137Cs на рабочем месте составляет 10 Бк/г или 104 Бк/кг. Отсюда следует, что эффективный период полураспада при времени облучения РАО с 137Cs равным одному году в этом случае должен составить

T1/2 мин.= 0.026 года.

Это на два порядка меньше чем интегральная плотность потока нейтронов принятая при расчетах в [4] и сопоставима с плотностями потока по нейтронам в реакторах на быстрых нейтронах.

Исходя уже из этих расчетов, рассмотрим возможность использования в качестве источника ядерных излучений для трансмутации ядерных отходов “Способ ядерного синтеза и устройство для его осуществления” -  Российский патент № 2145123 [8].

 

Экспериментальные данные

Полученные в работе [9] данные говорят о регистрации импульсов нейтронов с энергиями 2.5, 4.5, 13 и 17 МэВ с плотностью потока 104 нейтрон/см2сек и гамма-излучение с энергией до 4.5 МэВ. Учитывая это и то, что при регистрации нейтронов мы использовали датчики нейтронов с 3He, можно предположить, что в результате реализации способа по патенту [8] были получены нейтроны с более высокими энергиями. Известно [10], что полные поперечные сечения  3He для нейтронов с энергиями 2.4 и 14 МэВ отличаются почти в три раза, а сечения (n,p)-реакции в 6 раз, т.е. чувствительность датчиков нейтронов значительно меньше к нейтронам  с энергией больше 2.4 МэВ.

Поэтому было решено прокалибровать эти датчики источником нейтронов с большей энергией. Для этого выбрали 239Pu-α-Be источник с внешним излучением в угол 2p 2.12.105  a-частиц/сек  и с площадью поверхности Sист.=160 см2. Если раньше в [8] получили поток порядка 500 нейтронов/сек в пересчете по чувствительности к нейтронам от калифорниевого источника 252Cf , у которого средняя энергия нейтронов En=2.2 МэВ, то в случае 239Pu-α-Be источника, средняя энергия нейтронов En=4 МэВ и можно из экспериментальных данных определить, какой поток нейтронов был зарегистрирован по отношению к этому источнику.

 

а  L – расстояние от источника нейтронов до датчика нейтронов равное 9.5 см,

                  b – ширина датчика нейтронов равная 56 см,

                  h – высота датчика нейтронов равная 29 см,

   Nсч. – число импульсов в секунду, зарегистрированных в эксперименте,

   Nф – среднее значение импульсов в секунду при измерении фона,

    S – площадь занимаемая датчиком равная 1624 см2.

Полученное значение потока нейтронов по отношению к 239Pu-α-Be источнику составило

I=1.68.105 нейтрон/сек.

Если мы предположим, что будем облучать РАО внутри нашего образца, а его размеры, в нашем случае, были: диаметр - 0.9 см и длина - 3.2 см, то можно рассчитать плотность потока нейтронов на поверхности этого образца, исходя из значения потока нейтронов I. При изотропном распределении излучения из [11]  плотность потока нейтронов для данного способа будет

 

Исходя из описанных в работе [12] возможных ядерных реакций дейтерия с изотопами азота и кислорода, входящих в состав воздуха, вероятны будут нейтроны с энергией 3.3, 5, 5.7, 9.9 МэВ. Рассмотрим: какое количество изотопов кислорода 17O и 18O содержалось в смеси дейтерия с воздухом при реализации запатентованного способа [8]. При 1.5%об. воздуха в смеси кислород из 4 700 нсм3 занимает  14.8 нсм3. Этот объем кислорода весит 0.021136 г. Распространенность в природе изотопов кислорода 17O и 18O из [1] 0.037% мас. и 0.204% мас., соответственно, т.е. в  14.8 нсм3 кислорода будет 7.821.10-6 г 17O и 4.312.10-5 г 18O или 0.00515 нсм3 и 0.0268 нсм3 соответственно. Содержание кислорода в смеси с дейтерием можно увеличить до 4%об. без опасности взрыва этой смеси, т.е. для нашего случая объем кислорода можно довести до 188 нсм3. Это означает, что количество изотопа 17O может быть увеличено  в 36 450 раз, а количество изотопа 18O может быть увеличено в 7 003 раз. Считая, что плотность потока нейтронов пропорциональна количеству изотопов кислорода, можно рассчитать увеличение плотности потока при использовании 17O или 18O в смеси с дейтерием.            

В работе [12] была замечена пропорциональность интенсивности излучения нейтронов массе образца, поэтому, увеличив массу образца в 10 000 раз, т.е. до 70 кг, мы, тем самым, увеличим плотность потока на четыре порядка и получим

Численно интегрируя по максимальным сечениям “выжигания” для высоких энергий нейтронов получим эффективные периоды полураспада

            T1/2 х.с.= 3.07 года для 17O и

            T1/2 х.с.= 11.20 года для 18O.

Это означает, что при предполагаемой плотности потока нейтронов порядка 1013 нейтрон/см2сек от источника по запатентованному способу [8] необходимо облучать РАО с 137Cs в течении 117.5 лет для достижения минимально значимой удельной активности по 137Cs.

Если мы рассмотрим: какое количество 15N было в смеси 1.5%об. воздуха и дейтерия, то получим 0.1875 нсм3. Содержание 15N в смеси с дейтерием будет ограничено только количеством дейтерия: в крайнем случае, количество 15N равно количеству дейтерия.

Рассчитаем плотность потока нейтронов для 70 кг образца, как было сделано для изотопов кислорода. На такое количество образца необходимо 4.7.107 нсм3, т.е. объем 15N составит 2.35.107 нсм3. Значит, количество 15N увеличится в 1.25.108 раз, и плотность потока нейтронов составит

а эффективный период полураспада

            T1/2 х.с.=7.484 года для 15N.

Оценив поток нейтронов от источника по запатентованному  способу, можем рассчитать выходы предполагаемых реакций. Эти выходы составят

            6.06.10-12 акт/сек для  d + 17O

            1.16.10-12 акт/сек для  d + 18O

            1.67.10-13 акт/сек для  d + 15N.

 

Обсуждение результатов

Полученные значения плотности потока для изотопов кислорода и изотопа азота совпадают по порядку величин, но меньше, чем значение плотности потока нейтронов для эффективного «выжигания»  в реакторе на быстрых нейтронах в 27 раз. 70 кг используемого образца при расчетах дает объем необходимой газообразной смеси для реализации способа 47 нм3, что при рабочем давлении в 32 атмосферы дает величину рабочего объема 1.47 м3.  Можно увеличить рабочее давление до 50 атмосфер и рабочий объем до 10 м3. Это даст возможность увеличить вес используемого твердого тела до 700 кг, что приведет к увеличению плотности потока нейтронов еще на один порядок и приведет к уменьшению эффективного периода полураспада до

            T1/2 х.с.=0,338 года.

Т.е. необходимо будет облучать РАО с 137Cs в течение 12.9 лет для достижения минимально значимой удельной активности по 137Cs. Такие временные и технические характеристики процесса и установки уже можно считать реальными. Улучшение этих характеристик возможно за счет определения каналов проходящих ядерных реакций посредством спектрометрии нейтронов и обнаружения других продуктов, изучения влияния различных параметров процесса на выход этих ядерных реакций. По приведенным расчетам видно, что предполагаемые реакции не имеют 100%-го выхода. Также свой вклад в «выжигание» РАО будут вносить и высокоэнергетичные a-частицы и протоны, которые могут образовываться в результате предполагаемых реакций по другим каналам. В частности, в работе [13]  зарегистрированы высокоэнергетичные α-частицы с энергиями 5.5, 7, 8, 10, 12, и 14 МэВ при десорбции дейтерия из Au/Pd/PdO:D гетероструктур, что косвенно указывает на реальность аналогичного процесса и в титане.

Можно сделать вывод о применимости запатентованного способа для трансмутации РАО, в частности,  для 137Cs.

 

Литература

1. И.С.Куликов «Изотопы и свойства элементов», Справочник, М., Металлургия, 1990, стр.19, 21.

2. Ю.В.Островский, Б.И.Лунюшкин, Г.М.Заборцев, З.Р.Исмагилов, М.А.Керженцев, Е.Н.Малый, В.А.Матюха, В.Г.Балахонов, “Новые технологии обезвреживания жидких и твердых радиоактивных отходов”, Инновационные технологии-2001 (проблемы и перспективы организации наукоемких производств), Материалы международного научного семинара, 20-22 июня 2001, Красноярск, Том 2, стр. 128-132.

3. Steinberg M., Wolzak G., Manowitz B., Report BNL 8558, 1964.

4. Костин В.Я., Мигаленя В.Я, Шатнев М.Г., Львов А.Н., «О «выжигании» радиоактивных отходов ядерного топлива в потоке быстрых нейтронов», Атомная энергия, том 51, вып. 5, ноябрь 1981, стр. 336-337.

5. Артисюк В.В., Конобеев А.Ю., Коровин Ю.А., Соснин В.Н., «Выжигание долгоживущих радиоактивных продуктов деления  90Sr и 137Cs в потоке быстрых нейтронов», Атомная энергия, том 71, вып. 2, август 1991, стр. 184-186.

6. В.С.Барашенков, “Электроядерная технология трансмутации радиоактивных отходов и производства тепловой и электрической энергии”, Георесурсы, 2000, www.tatarica.ru/reoresources/geo02rus/ARTICL-5.HTML.

7. Нормы Радиационной Безопасности (НРБ-99), С-Петербург, Минздрав России, 1999, стр.105.

8. Цветков С.А. Патент RU №2145123 С1, 7 G 21 B 1/00 “Способ ядерного синтеза и устройство для его осуществления” приоритет от 10.12.97, Бюллетень изобретений №25, 10.09.99, стр.135-136.

9. A.B. Karabut, Ya.R. Kucherov, I.B. Savvatimova “The investigation of deuterium nuclei fusion at glow discharge cathode”, Fusion technology, 1991,vol.20, December, pp. 924-928.

10. Экспериментальные исследования полей гамма излучения и нейтронов. Под редакцией Ю.А.Егорова, М., Атомиздат, 1974, стр.128.

11. А.И.Абрамов и др., “Основы экспериментальных методов ядерной физики”, М., Энергоатомиздат, 1985.

12. Цветков С.А. “Инициирование холодного синтеза легкими примесями”, Холодный ядерный синтез: Материалы 3-й Российской конференции по холодному синтезу и трансмутации ядер, Догомыс, Россия, 2-7 октября 1995 г., М., НИЦ ФТП Эрзион, 1996, с.281-294.

13. A.G.Lipson et. al., “Evidence for DD-reaction and a long-range alpha emission in Au/Pd/PdO:D heterostructure as a result of exothermic deuterium desorption”, Conference Proceedings Vol.70 ICCF8, F.Scaramuzzi (Ed.), SIF, Bologna, 2000, pp. 231-239.

 

 
Связанные ссылки
· Больше про Обращение с РАО и ОЯТ
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
О недостатках закона № 190-ФЗ «Об обращении с радиоактивными отходами…»

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 0
Ответов: 0

Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 4 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Возможность использования низкоэнергетических ЯР для переработки РАО (Всего: 0)
от Гость на 17/04/2019
Редакция опоздала с публикацией: 1-го апреля было бы в самый раз ! :-)


[ Ответить на это ]


Re: Возможность использования низкоэнергетических ЯР для переработки РАО (Всего: 0)
от Гость на 17/04/2019
Намного дешевле будет отправлять отходы в далёкий космос на грузовиках "Прогресс". Если бы взять 24 млрд. руб. которые истратил Адамов на Прорыв, то можно было бы отослать с земли все российские рад. отходы. Возьмите калькулятор и посчитайте.Выгода от Ваших работ только в Ваш же карман кэшбеком.


[ Ответить на это ]


Re: Возможность использования низкоэнергетических ЯР для переработки РАО (Всего: 0)
от Гость на 17/04/2019
Пара комментариев выше в стиле "плюнуть для самоутверждения" и ни одного профессионального возражения.... :)К чему бы это? :)




[
Ответить на это ]


Re: Возможность использования низкоэнергетических ЯР для переработки РАО (Всего: 0)
от Гость на 18/04/2019
У вас после формулы (5) стоит равенство с разной размерностью. Доля телесного угла безразмерна, а справа длина. Кроме того, доля это омега/4пи, а не наоборот. Именно поэтому народ особо не вчитывается, а сразу кроет в пределах, разрешенных модераторами ))


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.07 секунды
Рейтинг@Mail.ru