Книги
чёрным по белому
Главное меню
Главная О нас Добавить материал Поиск по сайту Карта книг Карта сайта
Книги
Археология Архитектура Бизнес Биология Ветеринария Военная промышленность География Геология Гороскоп Дизайн Журналы Инженерия Информационные ресурсы Искусство История Компьютерная литература Криптология Кулинария Культура Лингвистика Математика Медицина Менеджмент Металлургия Минералогия Музыка Научная литература Нумизматика Образование Охота Педагогика Политика Промышленные производства Психология Путеводители Религия Рыбалка Садоводство Саморазвитие Семиотика Социология Спорт Столярное дело Строительство Техника Туризм Фантастика Физика Футурология Химия Художественная литература Экология Экономика Электроника Энергетика Этика Юриспруденция
Новые книги
Цуканов Б.И. "Время в психике человека" (Медицина)

Суворов С. "Танк Т-64. Первенец танков 2-го поколения " (Военная промышленность)

Нестеров В.А. "Основы проэктирования ракет класса воздух- воздух и авиационных катапульных установок для них" (Военная промышленность)

Фогль Б. "101 вопрос, который задала бы ваша кошка своему ветеринару если бы умела говорить" (Ветеринария)

Яблоков Н.П. "Криминалистика" (Юриспруденция)
Реклама

Изотопы: свойства, получение, применение Том 1 - Баранов В.Ю.

Баранов В.Ю. Изотопы: свойства, получение, применение Том 1 — М.: ФИЗМАТЛИТ, 2005. — 600 c.
ISBN 5-9221-0522-1
Скачать (прямая ссылка): izotopisvoystvapolucheniyaprimenenie2005.djvu
Предыдущая << 1 .. 233 234 235 236 237 238 < 239 > 240 241 242 243 244 245 .. 291 >> Следующая


Обращает на себя внимание, что характерным для многих нуклидов является высокое значение сечений ядерной реакции деления, как в тепловой, так
508

Гл. 9. Реакторные методы накопления радионуклидов

а-распад (3-распад ---> (и, у)-рсакция

Y

Рис. 9.1.6. Схема ядерных превращений при накоплении ТПЭ в реакторе

и резонансной области энергий нейтронов (в таблице эта реакция обозначена как (n,f)). На практике деление ядер изотопов ТУЭ при нейтронном облучении является основным конкурирующим «непроизводительным» процессом, приводящим к значительным потерям облучаемого материала. В итоге многолетнего и многостадийного процесса получения 252Cf, не менее 90% исходных ядер превращается в осколки деления, что требует организации промежуточных радиохимических переработок облучаемого материала с целью очистки целевых продуктов от накопившихся шлаков.

Облучение нейтронами в ядерном реакторе признаётся наиболее эффективным способом накопления весовых количеств изотопов ТУЭ. Потенциальные возможности уникальных применений изотопов ТУЭ, в первую очередь — 252Cf, были столь значительными, что в начале 60-х годов две страны — СССР и США — решились на крупные финансовые вложения для создания завершённых комплексов по получению, переработке и изготовлению изделий на основе ТУЭ. Такой комплекс должен был включить в себя: высокопоточный исследовательский реактор, материаловедческую и радиохи-
9.1. Методы, основанные на поглощении нейтронов

509

Таблица 9.1.2. Значения нейтронных констант изотопов ТПЭ

Нуклид Тепловые сечения при энергии нейтронов 0,025 эВ, барн*) Резонансные интегралы при «бесконечном разбавлении», барн*)
& п, 7 c7tTiJ In,7 InJ
238Pu 536 1,79 162 3,3
239Pu 269 748 1090 1570
240Pu 290 0,056 8100 8,8
241Pu 358 1010 508 1280
242Pu 18,5 0,02 1120 5
243Am 75,1 0,198 1820 4,36
244Cm 10,4 1 650 12,5
245Cm 369 2150 118 840
246Cm 1,22 0,14 104 10,2
247Cm 57 81,9 500 760
248Cm 2,63 0,12 250 15
249Bk 1600 0 4100 0
249Cf 497 1640 765 2000
250Cf 1700 0 11600 0
25lCf 2850 4900 1600 4900
252Cf 20,4 32 43,5 110

1 барн = 10 24 см2

мическую лаборатории, установки по изготовлению источников. В настоящее время только упомянутые страны владеют полной технологией накопления и обращения с ТУЭ. В России такие технологические возможности сосредоточены в Федеральном государственном унитарном предприятии «ГНЦ РФ Научно-исследовательский институт атомных реакторов» (ГНЦ РФ НИИ АР). И в России и в США в качестве источника интенсивного нейтронного потока используется высокопоточный исследовательский реактор. В нашей стране — это реактор CM. Основное масштабное производство реакторных радионуклидов в России сосредоточено в двух центрах: ПО «Маяк» и ГНЦ РФ НИИАР. Ключевую роль в выборе направления развития радионуклидных производств, организованных в ПО «Маяк» и НИИАР, сыграла специфика имеющихся реакторов, применительно к НИИАР — наличие упомянутого выше исследовательского высокопоточного реактора CM, на базе которого оказалось возможным организовать единственное в Европе и второе в мире производство 252Cf.

Наиболее эффективным стартовым материалом для накопления 252Cf является смесь изотопов кюрия, в которой основную ценность представляют тяжёлые изотопы, такие как 246Cm и 248Cm. Именно содержанием этих нуклидов определяется потенциальная ценность кюрия, как стартового материала для накопления 252Cf. На рис. 9.1.7 приведены расчётные данные по выходу
510

Гл. 9. Реакторные методы накопления радионуклидов

252Cf при облучении 1 г кюрия с различной долей ядер 246Cm в нейтронной ловушке реактора CM. Расчётное время облучения — один год.

Видно, что с ростом содержания тяжёлых изотопов кюрия накопление

252Cf в расчёте на 1 г стартового материала существенно увеличивается.

Важно подчеркнуть, что после накопления требуемого количества калифорния кюрий может быть вновь регенерирован при радиохимической переработке и возвращён в цикл облучения. При этом «качество» кюрия лишь возрастёт, а невозвратные потери за счёт деления и в процессе переработки не будут существенными (около 20-30%). Это означает, что с учётом значительных периодов полураспада упомянутых изотопов кюрия (4730 лет для 246Cm, 3,397 • IO5 лет для 248Cm) и, следовательно, невысокой активности, эти нуклиды представляются идеальным «хранилищем», с одной стороны не представляющим существенных проблем при обращении и длительном хранении, а с другой — легко и быстро конвертируемым при необходимости в целевой 252Cf. Указанная особенность может оказаться полезной при решении задачи трансмутации кюриевых отходов ядерной энергетики.

Как правило, под трансмутацией подразумевается превращение накопленных в топливе актинидных элементов в «обычные» осколки деления. Таким путём снижается опасность долговременного хранения отходов. В качестве облучательной базы для реализации такой трансмутации рассматриваются реакторы на тепловых или быстрых нейтронах, мощные ускорители, разрабатываются другие проекты. Упомянем здесь одну возможность, связанную с использованием высокопоточных реакторов. Оценки показывают, что ежегодно в топливе реактора типа ВВЭР мощностью 1 ГВт накапливается около
Предыдущая << 1 .. 233 234 235 236 237 238 < 239 > 240 241 242 243 244 245 .. 291 >> Следующая