proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 26 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





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
Новинка!

Вышла в свет книга Вадима Подольного « Архитектура высоконагруженных систем. Системы сбора информации, распределенные системы управления, системы реального времени».
PRo Погоду

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

[14/02/2022]     Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ

Задачи на тему радиационной безопасности равновесной атомной энергетики и способы их решения

С.М. Брюхов  (псевдоним на сайте Проатом  - Дементий Башкиров)

Равновесная атомная энергетика – атомная энергетика далекого будущего, которая достигнет предела накопления, и не будет увеличивать активность продуктов ядерных реакций во времени..



Расчет равновесной активности проводится точно также, как и расчет равновесной вековой активности дочернего продукта радиоактивного ряда распада радионуклидов урана или тория. Реактор в данном случае рассматриваем как радиоактивный нуклид с очень большим периодом полураспада, при котором активность не меняется десятки тысяч лет, больше, чем рассматриваемый период, на 3 порядка или выше.

Временем достижения равновесной активности является период, когда скорость увеличения активности сравняется со скоростью уменьшения активности за счет распада. Это время связано, в первую очередь, с точностью определяемой величины. Так как нас интересует радиационная составляющая безопасности, то для вычисления достижения равновесия берем погрешность измерения дозиметрического прибора. Обычно это значение составляет +/- 15-30% от измеряемой величины. Таким образом, равновесие достигается через время 2Т для грубых измерений (распадается ¾ от первых партий накопленный продуктов деления, достигается 75% от равновесной активности), и через время 3Т для более точных методик (распадается 7/8 от первых партий продуктов, достигается 87% от равновесной активности).

Исходные условия для расчета равновесной активности продуктов ядерных реакций деления, при бесконечно долгой работе атомного реактора.

Предполагаем, что у нас есть реактор мощностью 1 ГВтэ с электрическим КПД 33 (ВВЭР-1000, имеющий тепловую мощность реакций деления 3 ГВт), работающий с КИУМ 91,3% (8000 часов в год на номинале, 333 дня в году). Реактор работает на тепловых нейтронах. Для расчетов берем двугорбые кривые выхода осколков вынужденного деления урана-235 и плутония-239 под воздействием тепловых нейтронов. 1 г актинидов дает в среднем 0,96 МВт*сут тепловой энергии (0,94 для U-235, и 0,98 для Pu-239), или примерно 1 МВт*сут.

Задача

Найти время выхода атомной энергетики на равновесный режим накопления продуктов деления, и равновесную активность радионуклидов Стронций-89 и Плутоний-239 для работы реактора бесконечной во времени.

Решение

1. Находим массу актинидов, которые превращаются в осколки деления за один год.

За 333 дня на тепловой мощности 3000 МВт реактор производит 3000*333 = 1 млн. МВт*сут тепловой энергии. Годовой расход актинидов составляет 960 кг (примерно 1 тонна).

Потери массы актинидов на релятивистскую энергию составляют 0,1% от выгорания, 0,96 кг, и не влияют на расчеты.

2. Находим массу изобары 90 по двугорбой кривой распада. И для урана, и для плутония выход этой изобары примерно одинаков и составляет ~6% атомных (нормирование на 200%, так как из одного ядра актинида образуется два ядра осколка).

Пересчитываем атомный процент на массовый процент легкого осколка. Поправочный коэффициент равен 90:(235/2) = 0,766. Умножаем атомный выход на поправочный коэффициент, и приводим к 100%. Получаем Массовый выход изобары 4,6%/2 = 2,3%.

Стронций-90 находится первым долгоживущим радионуклидом на пути цепочки сброса избыточных нейтронов осколочными изобарами посредством бета-распада (Br-Kr-Rb-Sr-Y-Zr-90).  Консервативно считаем, что вся цепочка изобар останавливается на этом радионуклиде.

Сечение захвата тепловых нейтронов S-90 составляет 0,9 барн, что в 600 раз меньше сечения деления урана-235. Средняя атомная концентрация стронция-90 в течение года составляет 3% от концентрации урана-235. Расход по этому каналу в 18 тысяч раз меньше накопления. Пренебрегаем этим каналом расхода.

Период полураспада S-90 равен 28,8 лет, за год распадается 2,4% от накопленного. С учетом нулевого накопления на старте, и практически линейного накопления в течение года, среднее время для расчета распада ядер радионуклида составит 0,5 года. По формуле распада находим: -за время работы в реакторе распадается 1,2% стронция. Можно не учитывать этот канал.

Из 960 кг осколков деления масса стронция-90 составляет (2,3%*960) 22 кг.

3. Находим удельную активность Sr-90 методом сравнения с Радием (самый древний способ расчета удельной активности радионуклида, Резерфорд, ~1900 год).

АуSr-90 = (ТRa-226/TSr-90)*(MRa-226/MSr-90)  ≈ 55,6*2,51 ≈ 140 Ки/г 5,2Е+12 Бк/г

≈ 5,2Е+15 Бк/кг,              где:

Т – периоды полураспада радия (1600 лет) и стронция (28,8 лет),

М – атомные веса радионуклидов радия и стронция,

удельная активность Радия-226 была принята Марией Кюри за эталон активности, равный 1 Ки/грамм = 3,7Е+10 Бк в формуле не указана.

Для тренировки навыков проведения расчетов можно использовать классическую методику через формулу Резерфорда А=λN. Где А – активность в Бк, λ – постоянная распада, доля распадающихся атомов в секунду, N – количество атомов стронция-90 в 1 грамме.

Если первый способ расчета можно выполнить за несколько минут на бумаге с карандашом, то вторым способом к правильному решению приходит менее половины молодых выпускников ФТФ. Поэтому, если у вас нет возможности проверить ответ в надежных таблицах, то считайте по обоим методам, и сравнивайте ответ со значениями радионуклидов, близких по периоду полураспада, чтобы не допустить грубой ошибки.

4. Находим активность стронция-90 в ОЯТ реактора ВВЭР-1000, накопленную за год работы.

22 кг * 5,2Е+15 Бк/кг = 1,14 Е+17 Бк. Назовем эту величинуАг стронция-90 (читается А-гэ, годовое производство стронция-90 в ОЯТ ВВЭР-1000).

5. Находим равновесную активность стронция-90

При выдержке ОЯТ от реактора, работающего бесконечно долгое время, накопленные ежегодные активности будут складываться, при этом каждая из этих годовых партий ОЯТ будет распадаться в соответствие со своими графиками, смещенными на год, два, десять и т.д. лет. Так как распад идет по закону обратной экспоненты, необходимо найти сумму всех решений за многие годы, пока вклад самой старой партии не станет пренебрежимо мал, например, менее 12,5% (1/8, или 3Т).

Таким образом, равновесная активность Ар (читается А-эр), выраженная через годовое производство в реакторе Аги постоянную распадаλ, будет увеличиваться во времени по формуле

Ар = Аг/λ*(1-EXP(-λt)),

Когда будет достигнуто равновесие, при t = 3Т, экспонента приблизится к погрешности измеряемой величины (к практическому нулю при дозиметрических измерениях), а формула приобретет вид

Ар = Аг

Для расчетовравновесной активности проще пользоваться средним временем жизни радионуклида τ (тау). Связь Т (период полураспада) и τ имеет зависимость τ = 1/λ = Т/ln2 = 1,44*Т. Каждая партия будет жить это время, а потом единовременно исчезать. Следовательно, равновесная активность будет равна средней жизни радионуклида, умноженную на годовую наработку.

Аналогия с автомобилями. Если вы постоянно в течение многих лет производите по миллиону автомобилей в год, а автомобиль служит по 20 лет, то равновесный парк автомобилей будет 20 миллионов штук.

Таким образом, общая формула равновесной активности радионуклида при бесконечном времени работы реактора будет

Ар = Аг*τ, или Ар = Аг*1,44*Т

Для Стронция-90 решением будет Ар= 28,8*1,44 = 41,5Аг. Это означает, что равновесная активность Sr-90 в ОЯТ реактора будет в 41,5 раз больше годовой наработки активности.

Обратите внимание на размерность единиц активностей, она принципиально отличается, ходя звучит почти одинаково. Для Аг это [Ки/год], - это скорость наработки, или мощность источника активности, а для Ар- это [Ки], или просто активность.

Универсальная формула осколков и актинидов

Приведенная выше формула справедлива для любых радионуклидов и наглядно демонстрирует, почему Дементий Башкиров мало уделяет внимания осколочным элементам.

В 2013 году у меня на столе появились таблицы равновесного состава ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 (НИКИЭТ), в которых было рассчитано накопление 637 радионуклидов в равновесном топливе, выгружаемом из реактора. Таблицы показывали, что ОЯТ «не влезал» ни в одну ГК (горячую камеру) НИИАР. Разрешение на работу не было получено, и никаких практических работ по Прорыву за 7 лет не было.

Ни один здравомыслящий человек не обсуждает переработку свежего ОЯТ, удельная активность которого в 200 раз больше активности, перерабатываемой на военных комбинатах по производству плутония во времена холодной войны. Во времена Прорыва в НИИАР, ответственные за безопасность работ сотрудники администрации, использовали термин «экстремизм», и работы не были проведены. Все ФЦП были остановлены с мягкой формулировкой «по соглашению сторон».

Для получения дополнительного столбца в таблицы НИКИЭТ (взаимосвязанные между собой значения массы, активности и энерговыделения), в котором указывается равновесная активность (Ар) экологически безупречной атомной энергетики (ЭБАЭ), нужно внести около 100 значений (радионуклиды с периодом полураспада меньше 8 суток нет радиохимического смысла рассчитывать). Пару-тройку дней ушло на добавление столбцов. 

Ещё пару-тройку дней потребовалось для внесения значений дозовых коэффициентов, чтобы получить величину приведенной активности на рабочем месте для определения класса работ (технолог обязан сделать такой расчет для получения разрешения на работы).

Полученная картина, как после проявления фотоизображения на бумаге, наглядно показала, что усилия исследователей проекта Прорыв должны быть направлены на работу с актинидами тяжелее урана. Они доминировали в приведенной равновесной активности ЭБАЭ.

Единственное место в России, где «их есть у нас» постоянно и в большом количестве, это НИИАР. Самые квалифицированные специалисты по актинидам – в НИИАР. Оборудование в НИИАР. Технологии в НИИАР. Отходы, потери и выбросы – в НИИАР. Носители и выделители актинидов – в НИИАР. Всё, что необходимо для разработки ЗЯТЦ БРЕСТ есть (было) в НИИАР, который с 1964 года производит транс-плутониевые актиниды, от америция до эйнштейния. 

И ещё, что привлекло Прорыв в НИИАР – неограниченные перспективы сверхскоростной безотходной технологии переработки ОЯТ, разработанной пирохимиками ХТО НИИАР.

Как мне объяснял мой коллега незадолго до пришествия Прорыва, все эти фальсификации ХТО НИИАР – тонкая политическая игра на международной арене, предназначенная для дезинформации потенциальных «партнеров». Как оказалось, немного погодя, единственным проигравшим «партнером» этой политики оказался простой россиянин.

 

Сравним равновесную активность Sr-90 Pu-239.

В первом случае это будет 41,5 Аг-Sr, во втором случае 35 000 Аг-Pu.

Для стронция-90 мы уже рассчитали годовую активность – 3,1 млн Ки. Для плутония-239 годовой выход составляет порядка 130 кг (из накопленных 200-220 кг плутония) при удельной активности 1/16 Ки/г, итого образуется 8 100 Ки за год работы реактора.

Обратите внимание – накопление плутония примерно в 10 раз больше, чем стронция-90 (220 и 22 кг соответственно).

Итого, равновесная активность у стронция 128 млн Ки, у плутония 283 млн Ки.

Но активности разных радионуклидов необходимо привести к так называемой приведенной активности (ОСПОРБ-99/2010). Это необходимо сделать, чтобы рассчитать приведенную активность на рабочем месте, по которой рассчитывается класс работ, и выдвигаются требования к технологическому оборудованию, защитному оборудованию, зданию, где проводятся работы, и к инфраструктуре объекта в целом. У стронция-90 дозовый коэффициент для населения при поступлении с воздухом, е = 5Е-8, а у плутония-239 е = 5Е-5. Тысячекратная разница. Таким образом, приведенная равновесная активность радионуклида стронций-90 равна 128 тысяч Ки, а у плутония-239 283 миллиона Ки. Стронций-90 в 2200 раз безопаснее.

Для сравнения возьмем ещё и Cs-137, имеющего период полураспада 30 лет и практически равный выход со стронцием-90. У него малый дозовый коэффициент, е = 4,6Е-9, так как он практически не накапливается в человеческом организме. Его равновесная радиотоксичность ниже, чем у плутония-239 в 20 000 раз.

Если собрать все осколочные радионуклиды с продолжительностью жизни более 10 лет, то их суммарная равновесная радиотоксичность будет примерно в 200 раз меньше равновесной радиотоксичности Pu-239.

Кроме изотопа Pu-239 есть еще множество долгоживущих радионуклидов актинидов в составе ОЯТ (от 88 лет до сотен тысяч лет) –Th-229, Th-230, Pa-231, U-232, U-233, U-234, U-236, Np-236, Np-237, Pu-238, Pu-240, Pu-242, Pu-244, Am-241, Am-242m, Am-243, Cm-244, Cm-246, Cm-247, Cm-248, периоды полураспада которых в разы или на порядки больше, чем 30 лет. В итоге, суммарная равновесная приведенная активность (то есть долгоживущая компонента радиационного оружия массового поражения) актинидов в ОЯТ оказывается в 300 раз больше равновесной приведенной активности ОЯТ, имеющего выдержку 10 лет.

Безусловно, необходимо высказывать озабоченность по поводу осколочных элементов, имеющих жесткое гамма или рентген, с большим периодом полураспада. Но такая позиция связана с инертностью мышления, когда радиационные опасности ядерного взрыва механически переносятся на мирную радиохимическую деятельность.

Альфа-радионуклиды намного, на два порядка и более, опаснее для мирной (безаварийной) атомной энергетики.

Два частных временных решения приведенной равновесной активности

Рассчитаем приведенную активность на время предполагаемого срока жизни крупномасштабной атомной энергетики. Решение для актинидов существенно отличается от равновесной приведенной активности.

Первое решение. Оптимистичное.

Прорыв простирает длительность ЗЯТЦ БР вплоть до 12222 года (10 200 лет, из них 200 лет на вылёживание после окончания работы).

Рассчитаем приведенную активность стронция-90 (осколка деления) и плутония-239 (целевого продукта деления, тяжелая компонента), которая накопится от одного реактора ВВЭР-1000, работающего 10 000 лет.

Для Sr-90 решением будет произведение годового накопления нуклида в реакторе (3,1 млн Ки/год), на тау 41,5 года (среднее время жизни), и на коэффициент приведения радиотоксичности к категории А (5Е-5/5Е-8, безразмерная величина). То есть та же самая величина, что и равновесная приведенная активность – 128 тысяч приведенных кюри.

Для Pu-239 накопленная активность будет (арифметика) примерно суммой всех годовых активностей (8100 Ки/год), так как 10 тысяч лет в разы меньше, чем период полураспада и чем тау. Поправочный коэффициент на распад накопившейся активности плутония-239 составляет примерно 20%, то есть 8000 эффективных летвместо 10 000 лет. Приводить радиотоксичность для плутония не нужно – он сам является стандартом радиотоксичности. Итого, приведенная активность составит 65 миллионов Ки, или в 4,4 раза меньше равновесной.

Вывод. Равновесный Плутоний-239 токсичнее равновесного Стронция-90 в 500 раз для оптимистичного сценария развития ЭБАЭ.

Второе решение. Пессимистичное.

Канцлер (король, президент, премьер) принимает решение о полном сворачивании АЭС в 2022 году. По предписаниям специалистов по радиационной безопасности, расчетным сроком окончательной переработки ОЯТ принимается 2222 год (200 лет вылёживания после окончания работы).

Для Sr-90 почти ничего не меняется, приведенная активность снижается на 2-3%. 125 тысяч приведенных Ки.

Для Pu-239 – произведение 8100*200 = 1,6 млн. Ки. Это меньше равновесного значения в 180 раз.

Вывод: Равновесный плутоний-239 токсичнее равновесного стронция-90 в 13 раз для пессимистичного сценария развития ЭБАЭ.

И во тут «неожиданно» возникает доминирующая проблема всей атомной энергетики – «никому не известный» Am-241.

Плутония-америция-241 накапливается в 5 раз меньше, чем плутония-239. Радиотоксичность (дозовый коэффициент) у них одинаковые. Но периоды полураспада отличаются в 24100/432 = 56 раз. Итого радиотоксичность америция оказывается выше, чем у плутония-239 в 11 раз.

В итоге, один-единственный радионуклид, Am-241, оказывается опаснее всех остальных радионуклидов ОЯТ, вместе взятых.

Поэтому правильный вывод:

Равновесный Америций-241 токсичнее равновесного Стронция-90 в 140 раз для пессимистичного сценария развития ЭБАЭ.

Старая-престарая информация, используемая при разработке первых ЗЯТЦ БР

Мои старшие (намного старшие) коллеги и учителя даже думать не допускали о длительной выдержке ОЯТ, и ОЯТ ЗЯТЦ БР в частности. Только скоростная радиохимическая переработка. Только максимально быстрая фабрикация вторичного (грязного) топлива и снова установка в АЗ реактора. И причина такой спешки не экономика, или не только экономика. Основная причина того, что реакторы ЗЯТЦ БР в проектах 1940-х-1960-х имели максимальную плотность энерговыделения, и максимально возможный темп выгорания, заключается в том, чтобы не дать накопиться америцию-241.

Материаловеды-ядерщики в 1947 году определили, что накапливающийся в ядерном заряде америций нарушает условия работы изделия (геометрию), и через один-три года вероятность срабатывания может упасть до неприемлемой величины. Заготовить плутониевых зарядов в прок не получится, и если сделали заряд – его нужно применить. (если вы любите пить кровь во время забоя животных, то это нужно делать непосредственно тогда, когда она еще горячая).

Такие аргументы рассматривались в кабинете у Трумэна, при обсуждении бомбить или не бомбить Японию в августе 1945. Если не бомбить, то все усилия Манхэттенского проекта (производительность производства плутониевых зарядов менее 100 штук в год, на момент бомбардировки Японии изготовлено 3 штуки, урановых ~1 штука в год) были напрасны. Устаревающий через несколько лет заряд плутония необходимо было дополнительно очищать от америция, и это не самая простая технологическая операция.

Понятно, что работа по перочистке на много порядков проще, чем получать плутоний в реакторе и выделять плутоний из ОЯТ. Привожу этот пример для того, чтобы пояснить, что проблемы плутоний-америция-241 появились задолго до начала эры мирного атома.

Если у вас есть плутониевая бомба, это вовсе не означает, что она у вас всегда будет готова к применению. У такого изделия (смесь изотопов плутония с массой 238, 239, 240, 241) срок жизни считанные годы.

Урановая бомба образца 1945 года (смесь изотопов 234, 235 и остаток 238) была изготовлена из материала, имеющего удельную активность менее 2 МБк/г, а оружейный плутоний образца 1945 года имел удельную активность примерно 10 000 МБк/г. Разница в энерговыделении материала 5000 раз.

Урановый ядерный заряд не теряет боевых характеристик 10 000 лет, а плутониевый 2 года. Можно утверждать, что урановые ядерные боеприпасы - это арсенал навсегда, а плутониевые боеприпасы – это арсенал назавтра (если у вас бригады радиохимиков, умеющих работать с америцием).

Проблемы понимания проблемы Америция-241

Информация, которую необходимо учитывать при обсуждении безопасности ЭБАЭ.

Большинство людей на планете не знают, что у урана есть множество дочерних продуктов, которые никуда не исчезают и всегда находятся в вековом равновесии с ураном. Им это просто не нужно.

Если вы никогда не работали с плутонием, то очевидно, что проблема дочерних продуктов распада изотопов плутония вам не известна.

Америций-241 – дочерний продукт (относительно) короткоживущего изотопа плутоний-241, также как уран-232 – дочерний продукт короткоживущего изотопа плутоний-236, и еще сотни аналогичных примеров.

Люди, изучавшие ядерную физику понимают, что радиоактивный распад урана приводит к появлению дочерних радионуклидов, а те в свою очередь распадаются в другие радионуклиды, и так до тех пор, пока «свинцовая крышка» не прикроет всю эту цепочку трансмутации (пока распад не приведет к стабильным изотопам свинца). Итого примерно 55 МэВ выделяется при распаде урана и его дочерних продуктов, из которых около 40 МэВ – это альфа-распад – самый опасный из всех видов распада при попадании в организм человека.

В отличие от астрологического или политического прогноза, который может с равной вероятностью полностью сбыться или полностью не сбыться (от 0% до 100%), радиохимический расчет сбывается на 100%, когда речь идет об активностях мКи или более. На очень большой статистической выборке закон радиоактивного распада выполняется с очень большой точностью.

Спрятать америций невозможно – его видит расчетчик ядерного оружия, и расчетчик реакторных кодов на кончике пера, его видит технолог-радиохимик ОЯТ, специалист по учету ядерных материалов, дозиметрист на трубе спец-вентиляции, врач-радиолог на приборе СИЧ или в удаленном зубе, врач-патологоанатом во всех органах тела.

Смотреть – не означает видеть. Видеть – не означает осознавать, что перед тобой находится. Радиоактивность невидима, неощутима, неслышна, безвкусна, не имеет запаха. Органолептическими методами анализа радиоактивность не определить. Только специальные приборы позволяют измерить альфа, бета, гамма, рентгеновскую, нейтронную, протонную и другую активность.

Для того, чтобы «увидеть» америций, нужно владеть как минимум одним из следующих методов:

- ядерно-физический расчет;

- радиохимический метод анализа (временной, химический и радиометрический анализ одновременно);

- масс-спектральный анализ;

- альфа-спектральный анализ.

В соответствие с принципами обеспечения радиационной безопасности ОИАЭ, на рабочем месте перед началом работ требуется провести:

- ядерно-физический расчет,

- измерить нейтронную мощность дозы,

- измерить мощность дозы гамма и рентгеновского излучения,

- провести радиационные измерения концентрации радионуклидов воздуха (альфа и бета),

- провести радиационные измерения загрязнения поверхностей (альфа и бета)

При проведении работ с РВ необходимо использовать прямопоказывающие дозиметры гамма-нейтронного излучения.

После проведения работ необходимо провести все измерения на рабочем месте, и сравнить их с первоначальными измерениями.

После проведения работ проводится анализ всех полученных измерений. Если результаты разных видов измерений не согласуются между собой с учетом имеющихся коридоров погрешностей, работа считается выполненной неудовлетворительно, и необходимо искать причины несоответствия.

У америция-241 есть характерная энергия альфа-частиц, но она совпадает с энергией альфа частиц плутония-238 (5,49 и 5,50 МэВ соответственно). Есть характерная энергия гамма-излучения, но она достаточно мягкая, и её сложно выделить на фоне жесткого рентгена и гамма-излучения других радионуклидов. Поэтому прямым измерением не отличить разные радионуклиды, аэрозоли считаются как сумма плутоний + америций. Но с дополнительными математическими методами вполне реально выделить компоненту америция из спектра альфа-частиц, которую выдает альфа-спектрометр.

Поведение плутония-238 и америция-241 отличается. В первую очередь – все изотопы плутония являются материнскими, америций-241 – это дочерний продукт, который не включен изоморфно в матрицу плутоний, и ведет себя по-другому (более летучий). 

У америция-241 есть характерная энергия гамма 60 кэВ, с большим выходом, которая используется для идентификации этого радионуклида, когда актиниды очищены от продуктов деления. В старом боевом (оружейном) плутонии, после накопления америция, МЭД возрастает в 40 раз.

По периоду полураспада невозможно отличить плутоний и америций, в реальные сроки, поэтому временной метод не подходит для идентификации.

Химический анализ (часть радиохимического анализа с радиометрическим окончанием) позволяет надежно отделить плутоний и америций.

Вопросы

Все изучающим радиохимию желаю успеха, и напоминаю, что правильно заданный вопрос - это от 50% до 95% на пути к ответу.

Пример вопроса:

Что необходимо сделать, чтобы америций-241 не уничтожил будущие поколения землян? – по моему скромному мнению – планомерно сократить до нуля всю атомную энергетику. 

На период времени, пока работают АЭС и все ядерные и радиационные отходы не будут удалены с поверхности Земли, все чиновники должны иметь обязательное первичное образование по радиационной безопасности, и знать уголовную ответственность за бездействие в случае развивающейся радиационной аварии, за сокрытие информации о радиационной обстановке, представляющей угрозу для здоровья и жизни населения.

31.01.2022

 

Принцип радиационной эквивалентности захоронения ОЯТ

Рассматриваем только альфа-активность, так как бета-гамма имеют на два и более порядка меньшие радиотоксичности. Эти расчеты справедливы для выдержки ОЯТ 10 лет и более.

Прорыв декларирует, что будет удалять обратно в те же геологические формации столько же альфа-активности, сколько извлечено с природным ураном. При этом сколько остается на дневной поверхности, не понятно, но предполагается, что существенно меньше, чем будет захораниваться.

С точки зрения радиационной безопасности этот лозунг ничего не значит, то есть не существует возможности оценить реальный радиационный фон на планете, исходя из этого лозунга.

Активность природного урана на 97,5% обусловлена активностью урана-238+234, которые находятся в вековом равновесии. Активность урана-235 примерно в 40 раз меньше.

Современные способы добычи урана подземным выщелачиванием оставляют в породе почти все дочерние продукты урана, и реально на поверхность извлекаются только изотопы урана. Их удельная активность обусловлена ураном-238 и ураном-234, находящимися в вековом равновесии. Это 2 из 8 альфа-распадов, то есть четверть от активности уранового ряда.

Таким образом, если равняться на современные технологии добычи урана, то уровень активности захоронений РАО должен быть в 4 раза меньше, чем приведено в расчетах Прорыва. Кроме того, сам поднятый из-под земли уран повышает радиационный фон на планете примерно в 20 раз, и это вызывает серьезную озабоченность у специалистов-экологов.

Давайте обратимся к цифрам.

Примерно 3 тонны урана-238 имеют активность 1 Ки. За счет урана-234 удельный вес Ки падает в два раза, до 1,5 тонны. Это современные технологии, когда только уран извлекается из-под земли, а все дочерние продукты ряда остаются в недрах. Восстановление равновесия с радием-226 (Т=1600 лет) занимает 3+ тысячи лет, и в ближайшем будущем проблемы с радием не возникнут.

При полном извлечении всех дочерних продуктов урана с породой, удельный вес падает еще в 4 раза, до 375 кг/Ки. При этом удельная активность в 8 раз выше, чем у материнского урана-238. Это технологии наших дедов. Проблема радия-226 – основная проблема урановых рудников наших дедов (или урановых рудников вообще), так как из радия выделяется эманация – радиоактивный газ радон, и его дочерние 4 альфа-продукта (в том числе полоний-210) равномерно рассеиваются по планете.

Из 1 т урана в ПУГР нарабатывается 1 кг плутония с удельным весом 3,7 г/Ки. Таким образом, удельная активность актинида возрастает в 100 000 раз, а количество уменьшается в 1000 раз. При этом происходит увеличение альфа-активности в 100 раз

В современных реакторах АЭС накопление альфа-активности почти в 10 выше, то есть накапливается до 6,5 кг плутония на тонну природного урана, с удельным весом 3 г/Ки. Выгорание обогащенного до 4,95% урана достигает 5%, то есть 50 кг/т, при этом используется 8 кг природного урана. Увеличение альфа-активности – примерно в 1000 раз, по сравнению с естественным ураном. 

Приведенный выше расчет показывает, что если мы научимся выжигать 99,9% урана в ЗЯТЦ БР, то удаляемый в недра земли остаток актинидов в 0,1% гарантированно обеспечит радиационную эквивалентность захоронения.

Но есть нюансы.

Опасность природного урана

Поднятый из-под земли уран радиационно-опасен. При достижении некого предельного количества урана, поднятого на дневную поверхность, жизнь на планете станет опасной. Поэтому этот безопасный предел должен быть установлен, с учетом действующих технологий извлечения урана(в том числе без дочерних продуктов).

Безопасный урановый предел можно вычислить из предположения, что 50% дозы на планете обусловлена природным ураном (в разных местах планеты от 40% до 80%). Его средняя концентрация в верхних 20 см слоях (200 кг/м2) составляет 0,1 Бк/кг, что дает поверхностную загрязненность 20 Бк/м2. В квадратном километре миллион квадратных метров, и поверхностное загрязнение ураном составляет 20 МБк/м2, или 0,55 мКи/км2.

Всего поднято на дневную поверхность 2 млн тонн урана. При среднем удельном весе поднятого урана 1т/Ки, это 2 млн Ки. Равномерное рассеивание этого количества на 500 млн км2 дает загрязнение 4 мКи/км2. Вклад урана в фон планеты увеличится в 7 раз, а сам фон в 3,5 раза.

Если уран добывается со всеми дочерними изотопами, то загрязнение составит в 3 раза больше, порядка 12 мКи/км2. Вклад урана в фон планеты увеличится в 22 раза, а сам фон планеты в 11 раз.

Предельно допустимым фоном селитабельных территорий на планете является 40 мЗв/год, при среднем 2 мЗв/год. При этом профессиональное облучение сверх природного фона 1-2 мЗв/год, до 20 мЗв/год считается потенциально опасным. То есть профессионалы получают дозу вдвое менее, чем жители некоторых (очень небольших) территорий, но в среднем в 10 раз больше, чем жители планеты.

Из этих цифр можно найти безопасный предел количества урана на дневной поверхности планеты, который будет примерно вдвое-впятеро выше, чем нынешний уровень добычи урана.

Так как сегодня АЭС дают примерно 3% от мирового потребления энергии, и атомная энергетика работает примерно 50 лет, то нынешний повышенный фон планеты за счет природного урана обусловлен работой атомной промышленности всего 1,5 года, если пересчитать на 100% обеспечении энергопотребления за счет АЭС.

Если у человека исчезнут все энергоносители, кроме АЭС современного типа, то безопасный предел 20 мЗв/год будет превышен через 1,5-4 года при бесконтрольном рассеивании по планете дочерних продуктов урана, в первую очередь радия-226.

Опасность ЗЯТЦ БР

Прорыв знаменит своей теорией радиационно-эквивалентного захоронения (РЭЗ). ЗЯТЦ БР с отходами актинидов в 0,1% выглядит очень привлекательно. Но посмотрим, что за отходы будут образовываться при удалении обратно под землю 0,1%, или 1 кг на тонну изначально природного урана.

Это будет так называемое равновесное топливо, состав которого представлен в монографии БРЕСТ-ОД-300, 2002. Более детальный расчет (637 радионуклидов) был проведен к 2011 году. Равновесное топливо содержит примерно 15% плутония и 0,3% америция. У первого удельный вес 2,5 г/Ки, у второго 0,25 г/Ки. Это в 150 000 раз и 1 500 000 раз выше, чем у природного урана.

С учетом доли плутония и америция, удельная альфа-активность равновесного топлива выше удельной альфа-активности урана (со всеми дочерниками) в 27 000 раз. 22 500 дает плутоний, 4500 дает америций. Это при идеальной скоростной пирохимии ОЯТ.

Применяем к радиохимии ОЯТ БРЕСТ обычные технологии с выдержкой ОЯТ 10 лет (других пока не ожидается), и получаем увеличение доли америция до 0,9% за счет распада плутония-241. Таким образом, удельная активность возрастает в 36 000 раз. Дальнейшее бездействие в отношении ОЯТ БР, более 30 лет, приводит к увеличению удельной активности до 45 000 раз. 

Однако, Америций-241 – это проблема №1 для современной атомной энергетики и первых циклов ЗЯТЦ БР. Далее эстафету утяжеления принимает кюрий.

Кюрий – доминирующая проблема ЗЯТЦ БРЕСТ

Для ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 доминирующая проблема существенно тяжелее – это кюрий. 50% альфа-активности ОЯТ БРЕСТ - это так называемые легкие изотопы кюрия, Cm-242 и Cm-244, которые дают 17% энерговыделения ОЯТ БРЕСТ через полгода выдержки. Первый имеет период полураспада 0,5 года, второй 18 лет.

Теперь попробуем осмыслить предлагаемый технологический прием Прорыва. Весь кюрий удаляется во временное хранилище на 180-200 лет. Причина этого решения вынужденная – Cm-246, 247, 248 имеют периоды полураспада в тысячи лет (так называемый остров стабильных сверхтяжелых изотопов), и создают дополнительную активность в сотни тысяч раз большие, чем природный уран. Поэтому кюрий нужно отделять от всех остальных актинидов, во избегании накопления тяжелых изотопов кюрия (то есть как раз тех изотопов, которые являются основой экономического благополучия, основной продукцией НИИАР).

Все изотопы кюрия являются мощными нейтронными источниками, на порядки большими, чем Pu-240. Если с низкофоновым плутонием в НИИАР работали в перчаточных боксах, указывая в отчетах горячие камеры, то с кюрием такие фокусы невозможны. Те, кто пренебрегал требованиями РБ при работе с кюрием, оставался без ногтей, затем без пальцев, а затем без всего остального.

Итого, в сумме, (расчетное) равновесное топливо БРЕСТ имеет в ~100 000 раз большую удельную альфа-активность, чем природный уран. Следовательно, для обеспечения РЭЗ выход в готовую продукцию актинидов должен быть 99,999%, (а не 99,9%), при реальном выходе не более 94%.

Гипотетическая(виртуальная) комбинированная технологическая схема(точнее схемы) переработки ОЯТ БРЕСТ непростая, мало проработанная, и многократно критиковалась специалистами. Но самым сложным и опасным местом в ней является так называемое фракционирование. Задача фракционирования – предотвратить накопление сверхтяжелых изотопов в равновесном топливе методом удаления кюрия в РАО. Разделение америция, кюрия и РЗЭ, имеет утвержденные потери 6+% на отдельных операциях, и эта задача считается самой сложной из когда-либо существовавших радиохимических задач.

Удельное энерговыделение растворов достигает 450 Вт/л. Все соли кюрия сами по себе прокаливаются до оксида, масса аэрозолей измеряется процентами. НИИАР за всё время работы наработал лишь несколько килограмм кюрия различного изотопного состава, и до 1972-75 года опережал США в производстве кюрия. Можно смело утверждать, что не менее 50% бюджетных затрат, которые понес СССР в НИИАР – это для получения кюрия.

7-14 лет назад были живы специалисты, которые с 1964 года исследовали поведение кюрия, берклия и калифорния, и участвовали в создание производства кюрия в НИИАР. На их глазах Прорывом были уничтожены советские установки с нейтрон-гамма защитой для фабрикации изделий из кюрия, которые позволяли персоналу остаться в живых.

Вся эта разрушительная деятельность проводилась под лозунгом – даешь бесконечную по масштабам экологически безупречную атомную энергетику!

Короткая выдержка ОЯТ БРЕСТ, РЭЗ осколков деления

При выдержке ОЯТ БРЕСТ примерно полгода вклад осколков деления в токсичность ОЯТ (при внутреннем поступлении) примерно равен токсичности актинидов. Но это высказывание справедливо для аварийных ситуаций, когда ОЯТ оказывается в воздухе или воде в виде аэрозолей.

Для дистанционных работ с ОЯТ, безусловно доминирующую роль играют продукты деления с жесткими гамма и бета излучателями.

В данном случае необходимо сравнивать уран и ОЯТ как источники внешнего облучения.

Мадам Кюри в начале 20-го века ввела понятие гамма-эквивалент радия, и оно до сих пор осталось в единице измерения МЭД под названием Рентген.

Накопление активности долгоживущих цезия-137 и стронция-90, имеющих примерно одинаковые гамма-кванты с радием-226, превышает активность радия в полмиллиона раз.

РЭЗ (радиационно-эквивалентное захоронение) осколков деления сравнивается с гамма-активностью радия только через 16 периодов полураспада 30-летних осколочных радионуклидов. Это 480 лет. Это в 2,5 раза дольше, чем в планах Прорыва.

Резюме или итоги

Так называемый ОЯТЦ современных АЭС и предполагаемый ЗЯТЦ БР на сегодняшнем уровне развития технологий неприемлем, так как не может обеспечить необходимый уровень безопасности, по многим техническим причинам. Считаю это коренными научными проблемами современной атомной науки.

ОЯТЦ

Расчетная величина равновесной активности долгоживущих актинидов, накапливаемая современным парком АЭС с ОЯТЦ, будет увеличиваться почти линейно тысячи лет, и превысит активность природного урана и его дочерних продуктов, в сотни миллионов раз лишь для одного реактора типа ВВЭР-1000.

Долговременное применение современного парка АЭС (400 ГВт), с уровнем тяжелых аварий 1/3000 реактор-лет, через тысячу лет и более, приведет к неприемлемому для жизни радиационному фону на планете, 50-500 мЗв/год. При увеличении установленной мощности современного мирового парка АЭС в 10 раз, повышение фона произойдет в ближайшие 100 лет.

Экономика ОЯТЦ, с 1956 и до сих пор идет в сторону увеличения стоимости квтч, в то время как другие высокотехнологичные виды генерации постоянно снижают стоимость квтч. Отдельно необходимо отметить возрастающую долю топливной составляющей в цене атомного квтч. В 1960-70-х годах она была 30-35%, сегодня 40-45%, то есть растет опережающими темпами по сравнению с установленной мощностью.

Отложенные решения обращения с ОЯТ ОЯТЦ – недопустимое преступное бездействие по отношению к ОЯТ. Это красивая формулировка фатальной проблемы обращения с ОЯТ, которая перекладывается на будущие поколения.

ЗЯТЦ БР

Уже на уровне предварительных расчетов понятно, что предлагаемый ЗЯТЦ БР на порядки опаснее ОЯТЦ. Технологический выход внешнего ядерного топливного цикла плутония, америция и нептуния необходимо повысить с 90-99% до 99,999%. Сегодня такие требования являются недостижимыми на 3 порядка (в тысячу раз).

Для временного хранения осколков деления и отходов актинидов, после переработки ОЯТ ЗЯТЦ, кюрия в первую очередь, необходимо разработать безопасные способы хранения ВАО на 500 лет. Сегодня контейнеры начинают течь через 50-70 лет (более длительные эксперименты за всю историю атомных проектов 75 лет, не проводились).

Масштабы подземного удаления ЖРО при ЗЯТЦ БРЕСТ будут превышать уровни военных полигонов удаления ЖРО времен Холодной Войны на 2-3 порядка. Это неприемлемый эксперимент с населением целых регионов.

 

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


Самая читаемая статья: Обращение с РАО и ОЯТ:
Снятие АЭС с эксплуатации: проблемы и пути решения

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 4.89
Ответов: 182


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 22 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2022
Пользуясь случаем, хочется поинтересоваться обоснованием важного тезиса уважаемого автора из предыдущих дискуссий. Там многое базировалось на утверждении, что 80.000 Беккерелей альфа-излучения, светящих изнутри организма человека, являются летальной цифрой.

Учитывая что цифра выглядит заниженной. Можно, если не трудно, подробнее обосновать: откуда это берётся и какие там вложены "коэффициенты запаса"? Вроде из дозовых коэффициентов НРБ? Они в свою очередь откуда берутся и на чём основаны? Заранее благодарность.




[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2022
  • Летальная доза для солдат Советской Армии - 300 Рентген, примерно 3 Зиверта. 
  • Сегодня ЛД50/30 (50% людей умирают в течение 30 суток, без лечения) считается 4 Зв, ЛД95/30 (95% умирают за 30 суток без лечения) 6 Зв. 
  • Для полного выжигания злокачественной опухоли необходима доза 6-8 Зв. 
  • Дозовый коэффициент при поступлении с вдыхаемым воздухом Pu-239 - 5Е-5 Зв/Бк (годовая эффективная доза). Правильней в НРБ указывать размерность [Зв/Бк в год], но специалистам и так понятно, так как в шапке таблицы указана Годовая эффективная доза для конкретного пути поступления. 
  • ДК для поступления с водой Pu-239 - в 100 раз меньше. 
  • Если считать для воздуха, то летально при дыхании 80 000 Бк. Если считать для воды - то 8 000 000 Бк. Для реакторного плутония удельная активность 10 000 Бк/мкг, (или 1Е+10 Бк/кг, или 0,27 Ки). 
  • Лательной массой на вдохе будут невесомые 8 микрограмм, а с питьевой водой 0,8 мг реакторного плутония. За счет накопления америция, такая высокая токсичность будет сохраняться примерно 300 лет. Далее, будет падать в 3 раза по кривой распада америция-241, и остановится на этой цифре на долгие тысячи лет. 
  • Период полураспада Pu-240 7300 лет, Pu-239 24100 лет, Am-241 432 года. 
  • Практика показывает, что вдохнуть 8 мкг плутония можно за 1 минуту, до момента срабатывания АСРК здания. Далее - сложная процедура лечения, если начальство не будет скрывать факт аварии перед врачами. Понятно, что желательно начать лечение как можно раньше, чтобы минимизировать возможную дозу, которая без лечения убьет человека. 
  • Долговременное влияние малых доз раньше изучалось в Челябинске-70, Северск. Биографии и истории болезни бывших атомщиков, и их детей и внуков, скрупулезно собирались, для получения достоверной статистической информации. 
  • Детям облученных атомщиков приходили письма с просьбой дать информацию о состоянии здоровья, о количестве детей и внуков. Работа велась на очень большой выборке населения. 
  • НРБ-99 - находятся в соответствие с международными нормами радиационной безопасности. За каждой цифрой в таблице дозовых коэффициентов - реальные научные работники и реальные "пациенты". Причем, самое надежное значение именно для ЛД. 
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 15/02/2022
Цитата:
"Дозовый коэффициент при поступлении с вдыхаемым воздухом Pu-239 - 5Е-5 Зв/Бк (годовая эффективная доза). Правильней в НРБ указывать размерность [Зв/Бк в год]"

Вот это ценно, что правильная размерность коэффициента [Зв/(Бк в год)].
По порядку величины 20.000 альфа-частиц в секунду с энергией 5,5 МэВ энерговыделят за год:
20000*5500000*(1,6*10^-19)*31536000 = 0,555 Джоуля. По порядку величины близко.

Если 80.000 Беккерелей альфа-активности светящей изнутри человека - летальны за несколько лет, тогда в пересчёте на оружейный плутоний соответствует масса:

(dN/dt) = 80000 = (m/A)*(Na/T)*Ln2;
Для массы плутония-239 получаем:
m = 80000*A*(T/(Na*Ln2)) = 80000*239*24100*31536000/(6*0,693*10^23) =
= 0,000035 грамм при вдыхании пыли, либо (х100) при поступлении с водой 0,0035 грамм.

При плотности металла 15,9 диаметр крупинки будет: 0,16 миллиметра для вдыхания и 1,9 миллиметра для воды.

Вопрос был в контексте ядерного ракетного двигателя для полёта к Марсу.
С позиции уменьшения критмассы очень уж заманчиво сделать его на плутонии-239 вместо урана-235. При этом для запуска реактор греется внешним источником тепла, вариант = горелкой кислород-водородной через теплообменник в котором жидкий водород предварительно испаряется перед подачей в реактор.

Критмасса плутоний-графитового реактора может быть на порядок меньше, чем в случае урана-235 пропорционально сечениям при 0,3 эВ.

Однако есть нюанс.
Чтобы на Марс стартовать с Земли, надо на низкой орбите Земли разогнаться минимум до 11350 метров в секунду. Скорость истечения ЯРД от 5 до 10 километров в секунду.
Скорость выхлопа относительно поверхности Земли, округлённо, нуль. Выхлоп с испарённым металлом будет падать прямо вниз на Землю на тот район, над которым ракета пролетела. Конечно, методом разбавления в атмосфере плутоний растворится до безопасных концентраций.

Тем не менее, очень уж малы летальные количества плутония при условии что он светит изнутри человека. Поэтому первое время будут делать ЯРД на уране-235.

И не совсем понятно: как плутониевый ЯРД испытывать? С замкнутым контуром наподобие пресловутого здесь проекта ВТГР Виноградова с турбиной?

Кстати говоря, масса осколков деления - ядер середины таблицы Менделеева - на 25% это газообразные и легколетучие химэлементы. В обычном реакторе они остаются в оболочках ТВЭЛов с процентом разгерметизации порядка 1%. Причём в ВВЭРах во многом  удерживаются в матрице UO2. В быстрых реакторах UO2 выше температуры полного выхода осколков из матрицы, и находятся в газосборнике каждого ТВЭЛа с номинальным давлением в конце кампании до 40 Атмосфер.

Однако в ТВЭЛах БН фокус: оболочка-то из нержавейки при низкой температуре и непрозрачна для этих 25% массы осколков.

В случае ВТГР оболочка - горячая. Получается, эти 25% массы осколков выходят через неё в теплоноситель и рассеиваются до безопасных концентраций высокой красной трубой объекта?

В случае ЯРД с горячей оболочкой эти 25% массы осколков будут просачиваться в выхлоп: 250 грамм на 1000 тонн водорода. Получается, важно чтобы раскалённая оболочка плутоний не пропускала. Либо удерживать должна матрица вольфрама-184. Вот такие мысли вслух.

 



[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 15/02/2022
Уточнение:
При плотности металла 15,9 диаметр крупинки будет: 0,16 миллиметра для вдыхания и 1,9 миллиметра для воды

Во втором случае правильный диаметр металлического шарика 0,75 миллиметра.


[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2022
Цитата:
"Мои старшие (намного старшие) коллеги и учителя даже думать не допускали о длительной выдержке ОЯТ, и ОЯТ ЗЯТЦ БР в частности. Только скоростная радиохимическая переработка. Только максимально быстрая фабрикация вторичного (грязного) топлива и снова установка в АЗ реактора. И причина такой спешки не экономика, или не только экономика. Основная причина того, что реакторы ЗЯТЦ БР в проектах 1940-х-1960-х имели максимальную плотность энерговыделения, и максимально возможный темп выгорания, заключается в том, чтобы не дать накопиться америцию-241."

Превращение плутония-241 в америций важный фактор. Оценочно числа по порядку величины: в БН-1200 плутония-241 порядка 13%, КВ реактора 1,19 и если долго выдерживать что почти весь плутоний-241 распадётся - КВ цикла будет: (1-0,13)*1,19 = 1,035. Если при переработке потери плутония 2% как стремились достичь в 1970-е, тогда общий КВ 1,014. Ещё какие-нибудь огрехи - и он становится ниже единицы для замкнутого цикла в целом.

Однако помимо фактора америция есть ещё фактор.
Максимальную плотность энерговыделения делали, чтоб снизить потребное число тонн плутония на Гигаватт мощности реактора. Длительность кампании порядка года, при длительности радиохимпереработки ОЯТ дольше месяца - добавка начинает становиться заметной. Даже при максимально коротких временах кампании реактора и переработки с рефабрикацией топлива, требуется порядка 5 тонн плутония на 1 ГВт(эл) в пересчёте на оружейный. Чтобы перевести половину электроэнергетики, пусть 100 ГВт, на быстрые реакторы - надо иметь 500 тонн плутония. По меркам 1960-х и более раннего времени, когда ядерные бомбы производились в месяц поштучно на вес золота - величины воспринимались как совершенно фантастические.

Ваши учителя понимали: быстрый бридер не сможет быть запущен, если будет требовать в полном цикле слишком много тонн плутония. Из этого следовала необходимость почти сразу перерабатывать извлечённое из реактора ОЯТ.
 


[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 14/02/2022
  • ДВ
  • Всё верно. Но можно ещё включить в рассуждения центрифуги.
  • Дешевеющий ВОУ, в 1960-е, шел на замену переочищенному плутонию. И перспектива у плутония вырисовывалась слабая. 
  • Идея ЗЯТЦ БР, с временем удвоения плутония 8 лет, и сегодня вызывает искренний восторг у второкурсниц и второкурсников. Прорыв в виде БРЕСТ, против советских программ ЗЯТЦ БР - абсолютный ноль, так как не накапливает избыточный плутоний (в соответствие с обязательствами Россией перед США). 
  • Если бы БН-350 удваивал свои запасы каждые 10 лет, то мы бы имели сегодня 32 БН-350, не тратя ни одного килограмма ВОУ. 
  • СССР-Россия потратила на БН-600 не менее 10 стартовых загрузок ВОУ, который в 1960-70-е был примерно равен по стоимости плутонию. 
  • Если бы работники БН-350 и БН-600 выполнили советские планы по воспроизводству плутония, то Россия имела бы парк из примерно 100 ГВт БР. 
  • Контроль со стороны властей максимально прост - получили в 1970 стартовую загрузку БН-350, отдайте в 1980 накопленную загрузку на БН-600. В 1990 должны были быть запущены БН-1200, загрузку для которых наработал БН-350 и БН-600. Все советские планы - очень точные, с точки зрения математики. 
  • Воры не те, кто вещи со склада грузят в левые вагоны. Воры - организаторы схемы реализации украденного. Ищите выгодополучателя, и получите ответ, кто организовал схему увода триллионов через "науку" с названием ЗЯТЦ БР. 
  • Дементий Башкиров


[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 15/02/2022
Цитата:
"
Ищите выгодополучателя, и получите ответ, кто организовал схему увода триллионов через "науку" с названием ЗЯТЦ БР. "

Даже мы, специалисты, до конца не знаем.
Причины известны единицам высокопоставленных людей которые унесли тайну в мир иной. Слишком она иной раз деликатная. Похоже что движущие мотивы принятия исторических решений были:
1.
глупость.
2.
малодушие.
3.
Непонимание технологии решающими людьми, что сдабривалось секретностью.
4.
Конъюнктура.
5.
Десятые соображения.

В частности:
*
первый центр по быстрым реакторам сделали в Обнинске.
Но это оказалось слишком близко к Москве, 100 километров.
Для экспериментов более серьёзного чем 5 МВт масштаба сделали второй центр и перенесли работы туда.
*
Таким центром стал НИИАР, Димитровград.
Место выбрано чтоб деньгами Средмаша спасти от геноцида земляков то ли Александрова то ли Славского, которых советская власть ввергла в полнейшее бесправие.
Но позже выяснилось что ВОЛГА ВПАДАЕТ В КАСПИЙСКОЕ МОРЕ. Ниже по течению главные сельхозполя и каскад водохранилищ с городами-миллионниками. Когда это осознали, без лишней огласки спецвентиляцию в НИИАРе демонтировали, серьёзные эксперименты были отменены.
*
Три радиохимзавода - в Кресноярске-26, Томске-7 и "Маяк" - долго не работали ни с чем кроме ОЯТ графитовых военных реакторов. Хотя именно там надо было с самого начала делать быструю программу. По тамошним меркам, контейнер с тонной осколков деления в растворе азотной кислоты - не проблема: цепляли 50-метровым тросом к вертолёту, везли на Север области, отцепляли над болотами прямо в полёте трос - и вертолёт обратно на базу за новой бочкой. Единственно, что власти даже в 2010-е паниковали когда лесные пожары бушевали в лесах, которые могли пропитаться РАО из грунта в случае разгерметизации контейнеров, впрочем всё обошлось а большинство изотопов уже распались.
*
Иными словами: только сейчас в России будет третья попытка с БРЕСТ-300, с подключением Красноярска к созданию МОКС-топлива для БН-800 и хранением осколков деления в пункте захоронения против которого воюет здешний уважаемый Комлев.
*
Кстати, был ещё нюанс.
Когда сделали БН-350, там трубки в парогенераторах все заменять пришлось. Советская промышленность полностью провалила задачу изготовления тонкостенных трубок из нержавейки. Проблему решили передав заказ в Чехословакию, это почти немцы, люди аккуратные и внимательные и они справились, после чего БН-350 начал работать. Первые несколько лет не работал. И возможно тогда возникла идея отлаживать "сантехнику": трубопроводы, парогенераторы, насосы, холодные ловушки и т.п. гоняя быстрые реакторы на уране-235. Буржуи "влёт" с сантехникой справились, у нас - долго возились. Признаться, читая иностранные отчёты 1950-х думал что дезинформация: у них оболочки ТВЭЛов нержавейки толщиной 250 микрон без проблем освоили производство, у нас ради 500 микрон годами копались на 10 лет позже имея все отчёты. Думалось: что, "у них" технология настолько развитее? Не может быть! Но это грустная правда.

И начали БН-350, БН-600 эксплуатировать на обогащённом уране-235, а потом так оно и осталось до сих пор.

Можно сказать философски: кто в этом виноват? А никто, только коллегиально: был объективно низкий уровень развития производительных сил советской промышленности, не соответствовавший уровню сложности задачи. Ведь например, в 1960-е США сделали водород-кислородную Сатурн-5 для полёта к Луне а советская промышленность не справилась. В СССР смогли это сделать только в конце 1980-х на два раза летавшей ракете "Энергия" и никак не раньше, ну а затем страна распалась из-за хронического "затягивания поясов".




[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 16/02/2022
Фигасе, интересно, НИАР в курсах, что у него спецвентиляции нет? Сообщить бы как-то им...


[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 16/02/2022
Спецвентиляция демонтирована по словам Дементия.Имеется в виду не просто красная труба, которая в НИИАРе конечно же есть.Имеется в виду установка со всей технологической обвязкой, позволяющая перерабатывать в горячих камерах ежегодно несколько тонн ОЯТ быстрого реактора с малой выдержкой, производить рефабрикацию выделенного плутония в свежее топливо. 
Та что есть - позволяет делать свежее топливо ~200 килограмм в год для БОР-60 преимущественно из обогащённого урана. И не позволяет ставить задачу переработки облучённого этого же топлива. Это означает, что многие простые и важные работы невозможны.
Например, каков КВ при различных композициях и топливах на БОР-60? Надо выделить плутоний из ОЯТ и взвесить. Но это вне рамок возможностей объекта в нынешней его форме.
Или ещё вопрос. Каков КВ БОР-60 на собственном изотопном составе плутония? Каков этот изотопный состав? Надо "провернуть" несколько циклов "облучение-переработка-рефабрикация" и любой начальный состав приблизится к равновесному. Но такая работа за пределами возможностей объекта в нынешнем его виде. Там могут только испытать ТВЭЛы, распилить парочку, посмотреть под электронным микроскопом что стало с топливом, улучшить конструкцию ТВЭЛа и облучением снова узнать: до какого выгорания он герметичен при интересующей удельной мощности. 
Это тоже важно и нужно. Однако в отличие от Французов, это не вся полнота технологической информации, нужной для расчёта экономической оптимизации больших серийных бридеров. 



[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 17/02/2022
Господи...ну и бред..


[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2022
КВ в реакторе БОР-60 никого и никогда не интересовал, т.к. с таким обогащением топлива он эффективный пожиратель, а не воспроизводитель.
Хотя исследования проводились и показали хорошее согласие расчетных и экспериментальных данных.


[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 17/02/2022
Что такое ТАУ ОЯТ? Объясните.


[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 17/02/2022
Цитата:
"Ни один здравомыслящий человек не обсуждает переработку свежего ОЯТ, удельная активность которого в 200 раз больше активности, перерабатываемой на военных комбинатах по производству плутония во времена холодной войны."

Говорят, что Французы поставили мировой рекорд: 1 месяц на всё про всё. от остановки реактора на выгоревшем топливе до выхода на 100% номинала на переработанном рефабрицированном плутониевом MOX.

Просто Ваш, Дементий, НИИАР - был превращён функционально в "станцию испытания реакторов". По сравнению с "Маяком", Томском-7 и Красноярском-26, объёмы радиохимической переработки соответствовали ближе к настольному эксперименту чем к крупносерийному промышленному производству.

Повторюсь, в Томске-7 были отработаны и на (четырёх?) больших 1,9-ГВт(тепл) графитовых реакторах серийно десятилетиями использовались технические решения. Позволяющие. Работать с активностями и объёмами ОЯТ совсем другого масштаба чем в НИИАРе.

Это и пресловутая, по байкам, вывозка ОЯТ на длинных тросах тяжёлыми вертолётами с захоронением в мягких болотах: пользуясь что стальной герметичный контейнер сброшенный с сотен метров высоты - и остаётся цел, и на много метров уходит на глубину болотистого грунта.

Решение по обращению с РАО было найдено. Пусть решение формально шокирующее общественность - но это реально работающее промышленно применяемое решение, которое было найдено. Можете найти лучшее решение - применяйте лучшее, а нет лучшего - применяйте то что есть.

Радиохимзаводы Маяк, Томск-7 и Красноярск в среднем производили по оценкам 4 тонны в год оружейного плутония. Лет 30 подряд. Это совсем другой масштаб подхода к делу чем НИИАР. Из той же оперы - как Вам идея: расположить буровой станок с нефтяной вышки над реактором и сверлить 8-метровую толщу графита. Просверлили, заменили цилиндрическую графитовую втулку вставляющуюся в квадратный графитовый блок, поставили алюминиевую трубу, загрузили урановыми цилиндрическими блочками - и снова реактор в работу.

От этих решений у несекретных ядерщиков, стеснённых бюрократическими нормативами - остатки волос на лысине дыбом становятся. Но всё это реально работало. И давало плутоний на военные нужды тоннами.
Давайте прямо скажем: НИИАР с этим и рядом не стоял... хотя впрочем, не будем так говорить из деликатности и уважения к его заслугам по калифорнию, по испытанию ТВЭЛов для быстрых реакторов. Но в общем-то с позиции ЗЯТЦ масштаба БН-1200 всё ясно чего стоят освоенные масштабы и выработанные подходы к делу в сравниваемых научно-промышленных центрах.



[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2022
Эту страну победить может только она сама. Утилизация уран-графитовых реакторов на Горно-химическом комбинате https://youtu.be/hteZDsHXMIw


[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 17/02/2022
Цитата: "Что такое ТАУ ОЯТ? Объясните."

Применительно к реакторам на быстрых нейтронах "тау ОЯТ" имеет другой общеупотребительный смысл по сравнению с авторским заголовком.

Применительно к БН, имеет значение что плутоний-241 и все другие радиоактивные топливные и сырьевые материалы имеют периоды полураспада. Распадаются они и во время работы реактора, и во время внешнего топливного цикла. Под "тау ОЯТ" обычно имеется ввиду: время от момента выключения реактора, плюс выдержка ОЯТ, плюс химпереработка для выделения плутония и трансмутируемых актинидов, плюс время на рефабрикацию свежего топлива, до момента выхода бридера на 100% номинал на свежей топливной загрузке".

В случае стационарного равновесного изотопного состава плутония, распадается /особенно 241-й плутоний/ в том числе и во время топливной кампании реактора. Важно время изменения концентрации в ехр=2,718281828 раза, ядра собственного изотопного состава. В БН это порядка единиц лет. Поэтому если тау ОЯТ порядка единиц месяцев, дополнительно распавшаяся часть плутония за время внешнего топливного цикла не велика.




[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 17/02/2022
Цитата:
"Если у вас есть плутониевая бомба, это вовсе не означает, что она у вас всегда будет готова к применению. У такого изделия (смесь изотопов плутония с массой 238, 239, 240, 241) срок жизни считанные годы."

Как любое вооружение, плутониевые ядерные заряды раз в энное количество лет нужно доставлять на завод-изготовитель для ремонта. Там производится их переборка, возможно плутониевый узел ставят новый, по мере надобности заменяют другие элементы конструкции на свежие.

Кстати, на вооружении советской армии, если не ошибаюсь, долгое время состояли гаубицы производства годов близких к концу 1940-х. Их не хотели списывать, так как оружие дорогое, штучное: измерявшееся хотя и тысячами штук но не миллионами как стрелковое оружие. Так вот: говорят, что от десятилетий хранения снарядов и выстреливающих снаряд зарядов, возникал риск разрыва то ли 152-мм то ли 203-мм снарядов в стволе гаубицы с выходом её из строя на поле боя в самый ответственный момент.

Проблему решили простейшим способом: записали в инструкцию по применению, что полный заряд /для стрельбы на предельную дальность/ не закладывать. Только половинный. И продлили нахождение гаубиц в резерве на складах ещё на десятилетия.
Для отечественной военной техники, решение проблем наподобие отмеченной с деградацией плутониевого сплава - очень просто достигается.
Говорят, некоторые виды ЯО первых поколений не предусматривали разборку: только применение по назначению. Так их в Снежинске придумали разрезать струёй воды с абразивом под сверхвысоким давлением. Нашли простое и быстрое решение.
Старый плутоний перерабатывается в свежий слиток, который ставится в новый ядерный заряд.

Кстати, при нынешних мизерных ядерных арсеналах порядка 2500 штук, предполагая переборку ядерного раз в 10 лет, получаем: должен перебираться один ядерный заряд в сутки. Для сравнения: крупные автомобильные заводы производят по нескольку тысяч легковых автомобилей в сутки. Масса ядерной боеголовки МБР - порядка легкового автомобиля, даже меньше. По меркам автозавода, комплектующие ядерных боезарядов и головных частей МБР - полукустарное опытное производство, а не серийная конвейерная сборка с применением шаблонных методов. Кстати, с другой стороны: этот факт позволял военным легко менять линейку продукции по мере надобности и по мере развития технологического прогресса ставить в производство новые типы изделий со специализированными характеристиками под любой каприз заказчика.




[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 17/02/2022
должен перебираться один ядерный заряд в сутки.

Уточнение:
имелся ввиду один ядерный заряд в рабочий день при стандартной рабочей неделе. Хотя при Сталине - когда станков и средств производства в стране было мало а рабочего народа много - все военные заводы работали в круглосуточном трёхсменом режиме работы. Мы же имеем в виду график 5 рабочих дней в неделю из 7, по 8 часов из 24. Завод загружен работой менее 2000 часов в год, из 365*24=8760 календарных часов в году. 

Переводом заводов на непрерывный трёхсменный круглосуточный режим работы - можно раза в четыре поднять темп выработки продукции в предвоенное время. Разумеется, для этого надо доукомплектовать завод рабочими пригнанными из сферы обслуживания, закрыв предприятия сферы обслуживания и ухудшив качество жизни населения. Как пригнанных на заводы - которые будут там низшей обслугой, будут сметать стружку со станков чтоб мастер на это не отвлекался. Так и качество жизни остальных людей - которых никто не обслужит в ресторанах, будут сами готовить себе еду вместо похода в "Макдональдс". Тем не менее, потенциально у России такой мобилизационный потенциал перевода заводов на трёхсменный непрерывный круглосуточный режим работы - есть.




[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 17/02/2022
Цитата: "Для ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 доминирующая проблема существенно тяжелее – это кюрий. 50% альфа-активности ОЯТ БРЕСТ - это так называемые легкие изотопы кюрия, Cm-242 и Cm-244, которые дают 17% энерговыделения ОЯТ БРЕСТ через полгода выдержки. Первый имеет период полураспада 0,5 года, второй 18 лет."

Идея изящная. Основную часть трансплутониев можно трансмутировать возвращая в реактор со свежим рефабрицированным топливом: чтоб их там находилось стационарное небольшое количество, в счёт некоторого уменьшения процента урана-238, возможно влекущего некоторое снижение КВ.

Кюрий же 242 распадается в плутоний-238 который в уран-234. Кюрий-244 распадается в плутоний-240 который можно отделять от долгоживущих кюриев и возвращать в реактор, он по КВ даст вклад лучше чем замещённое им количество урана-238.
Цитата: "Теперь попробуем осмыслить предлагаемый технологический прием Прорыва. Весь кюрий удаляется во временное хранилище на 180-200 лет. Причина этого решения вынужденная – Cm-246, 247, 248 имеют периоды полураспада в тысячи лет (так называемый остров стабильных сверхтяжелых изотопов) Гипотетическая(виртуальная) комбинированная технологическая схема(точнее схемы) переработки ОЯТ БРЕСТ непростая, самым сложным и опасным местом в ней является так называемое фракционирование. Задача фракционирования – предотвратить накопление сверхтяжелых изотопов в равновесном топливе методом удаления кюрия в РАО. Разделение америция, кюрия и РЗЭ"

Выскажу футурологическое предположение.
Возможно, что указанная задача разделения ОЯТ на сотни отдельных изотопов имеет простое промышленное решение техникой будущего. Нужно - упрощённо говоря - ОЯТ на конвейере везти в вакууме через батареи лазеров. Каждый лазер настроен на такую длину волны излучения, что селективно испаряет только один изотоп. Будь то осколочный либо трансплутониевый. Надо поочерёдно испарять мощными лазерами ОЯТ, только и всего, и последовательно собирать в отдельные ёмкости каждый изотоп.

Задача : разложить сотни перемешаных в ОЯТ изотопов по отдельным коробочкам.
Ведь так и бытовая грязь при разложении на химэлементы - весьма нужные вещи собой представляет: это оксиды, то есть кислород, оксиды кремния (песок), оксиды алюминия (глина),  оксиды кальция и так далее.

Есть мнение:
технология разделения изотопов лазером, все её разновидности, в особенности в применении к изотопам плутония и к ОЯТ - на Западе искусственно сдерживается. Не финансируется. Потому что люди США и Евросоюза просто помешаны на безопасности: боятся что лазерами решат сначала более лёгкую задачу, то есть обогащение урана до оружейной концентрации.

Это у нас в России население сокращается на миллион жителей в год и мы ничего не боимся, так как нам терять нечего. Даже если враг применит одну-две тактические ядерные бомбы - это прямо говоря не очень страшно на фоне и так имеющихся цифр. В автомобильных авариях при Ельцине в России гибло по 35.000 человек в год и никого это не шокировало.
На Западе же - лишь единичные исследовательские центры в порядке исключения получили разрешения на экспериментальное обогащение обеднённого урана лазером в масштабе лабораторных "настольных" экспериментов: и то через лазейку в виде условия, что будет производиться природный уран 0,72% обогащения ураном-235 когда единичная ступень легко могла давать допустим 15-процентный.




[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2022
Цитата:
"Если с низкофоновым плутонием в НИИАР работали в перчаточных боксах, указывая в отчетах горячие камеры, то с кюрием такие фокусы невозможны."

Важнейшее откровение для истории.
Потомки будут спорить и писать диссертации: как такое возможно было, почему скрывалось фактическое положение дел, и т.д.

Мотивация мне кажется в том, чтоб в первую очередь скрыть отечественную технологическую неполноценность в сравнении с лабораториями Запада. Важно бывало при СССР не столько иметь супер-технологию, а создать её видимость и громко заявть: мол мы тоже технологически развиты, мол мы тоже как говорится "НЕ ЛАПТЕМ ЩИ ХЛЕБАЕМ".

Отмеченный фактор один из ключевых, почему в СССР/России плутониевый ЗЯТЦ быстрых реакторов до сих пор не смогли освоить. В небольших количествах, видимо, изготовили экспериментальные ТВЭЛы МОХ из оружейного плутония. Чтоб фабриковать из реакторного даже длительной выдержки - это упрощённо ведь ещё один порядок вверх по удельной радиоактивности единицы массы свежего ТВЭЛа.
Годящиеся для свежего уранового топлива перчаточные боксы - в случае плутония "не прокатывают", нужны полноценные "горячие камеры": и много, и с надёжным оборудованием, и высокоразвитые со способностью сложных и точных и разнообразных действий при приготовлении свежих ТВЭЛов.

Производство своих горячих камер с копирующими манипуляторами - это похоже одно из слабых мест как советской, так и пост-советской промышленности.




[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 18/02/2022
В "лабораториях Запада" и развитого Востока с низкофоновым плутонием работали как горячих камерах, так и в перчаточных боксах.  Не надо всегда и везде обливать себя грязью!


[
Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 19/02/2022
Цитата:
"КВ в реакторе БОР-60 никого и никогда не интересовал, т.к. с таким обогащением топлива он эффективный пожиратель, а не воспроизводитель.
Хотя исследования проводились и показали хорошее согласие расчетных и экспериментальных данных."

В проектах БН-1600 советского периода, делали ставку на "внутрикассетную гетерогенность" с целью повышения КВ чуть ли не до 1,57 /расчётная экспериментально не подтверждённая величина/.

В этом контексте БОР-60 при толстых радиальном и торцевых зонах воспроизводства из урана-238 как раз может рассматриваться как экспериментальное моделирование отдельной ячейки большого быстрого реактора, который набирается как сумма десятков-сотен малых околокритичных кассет.

Нужно с разными топливными композициями - оксидное, карбидное, карбонитридное и нитридное на азоте-15 топливо - "проворачивать" кампанию реактора хотя бы раз, замеряя взвешиванием наработанную массу плутония. Лучше в идеале - делать серию последовательных циклов с облучением топливной кампании, переработкой ОЯТ, рефабрикацией плутония в свежее топливо и снова облучение. Это позволит измерить КВ на собственном изотопном составе, характерном для применённого топлива при имеющемся разбавлении делящегося нуклида конструкционными материалами,  теплоносителем и ураном-238.

По словам правдорубов, Дементия в том числе, реальная способность НИИАР по работе с высокими активностями, то есть количество и характеристики наличных горячих камер - не позволяет решить эту задачу. Можно только собирать свежее топливо на объекте из обогащённого урана, облучить, распилить один-два (буквально, не больше) облучённых ТВЭЛа чтоб дать рекомендации по изменению конструкции и технологии изготовления новой загрузки свежего топлива БОР-60. Дальше топливо по чертежам со внесёнными изменениями изготавливается, служит в реакторе, и снова изучаются отдельные ТВЭЛы по случайной выборке. Это тоже важно и нужно.
Но! Этого не достаточно чтобы детально оптимизировать экономику больших быстрых бридеров. Выберя параметры максимума нужных функционалов, а не по расчётным плюс-минус лапоть кривым "методом тыка".

Уже говорилось: КВ советских и российских бридеров декларируется выше, чем у Западных. Хотя КВ французских и отчасти американских измерен экспериментально, в случае же советских фигурирует некая расчётная величина с весьма далёкой экстраполяцией.

Говорилось уже: константы "БНАБ-МИКРО" давали ощутимую погрешность. Тогда внесли произвольные правки и сделали константы БНАБ-78 по которым считает весь третий мир. БНАБ-78 выверены под совпадение с критмассой и критобъёмом и коэффициентом размножения критсборок. НО! Эти критсборки с нулевым выгоранием. При наличии осколков и высших изотопов актинидов - не измерялось, так как БН-350 и БН-600 на плутониевом топливе никогда не работали /кроме отдельных ТВЭЛов для испытаний их теплофизики, не влиявших на ядерно-физические характеристики активной зоны/.
Возможно что правки, внесённые в БНАБ-МИКРО при переходе к БНАБ-78, улучшают совпадение данных для начала кампании - реактор без осколков на оружейном плутонии. И ухудшают прогноз на глубокие выгорания, на многократные циклы облучение-переработка-рефабрикация.

Буржуи переписывали высокие цифры КВ советских реакторов в свои журналы наверное не от веры в их достоверность, а потому что надеялись, что им на Западе снимут запрет с создания быстрых реакторов чтоб Россию обогнать.

Вобще говоря, первые десятилетия работ на БР-5(10) велись смелые эксперименты с металлическими топливами, с плутониевыми топливами, с нитридным и карбидным тополивом, но в 1970-е, 1980-е и позже это всё сошло на нет: только обогащённое урановое-235 топливо как основа загрузки применялось. Изначальная цель создать бридер для расширенного воспроизводства плутония была основной массой сотрудников забыта. Или скажем мягче: отодвинута на неопределённую перспективу будущего.

НИИАР в идеале должен был создать - пусть в мин

Прочитать остальные комментарии...


[ Ответить на это ]


Re: Равновесная активность атомной энергетики, ТАУ ОЯТ (Всего: 0)
от Гость на 24/02/2022
Равновесная атомная энергетика – атомная энергетика далекого будущего, которая достигнет предела накопления, и не будет увеличивать активность продуктов ядерных реакций во времени..- это утопия. Далекое будущее: 241300 лет принадлежит америцию-241 и мутантам или насекомым.


[
Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@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: 0.12 секунды
Рейтинг@Mail.ru