СПОСОБ ТРАНСМУТАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ И УСТРОЙСТВО ДЛЯ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ Российский патент 2003 года по МПК G21F9/28 G21G1/06 

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к производству энергии, трансмутации радиоактивных отходов, выжиганию оружейного плутония и актинидов.

Известен способ трансмутации радиоактивных отходов, заключающийся в использовании высокоэнергетических ядерных реакций расщепления и деления (М. Salvatores, I. Slesarev, M. Nematsu / A Global Physics Approach to Transmutation of Radioactive Nuclei. - Nuclear Science and Engineering, 116, 1994, 1).

Недостатками способа являются: сложность процесса взаимодействия высокоэнергетических частиц, таких как протоны, ядра дейтерия, трития, гелия с веществом, при этом наряду с трансмутацией могут образовываться новые радиоактивные ядра; дороговизна способа, так как для его осуществления требуются ядерные частицы сверхвысоких энергий и соответственно ускорители большой мощности.

Известно устройство для осуществления трансмутации радиоактивных отходов, которое состоит из сверхмощного ускорителя протонов, мишени из тяжелых элементов, подкритической активной зоны из делящихся ядер, актинидов и радиоактивных отходов (Takakazu Takizuka et al. Dedicated accelerator-driven system for nuclear waste transmutation. / 3^rd International Conference on Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications, June 7-11, 1999, Praha, Czech Republik).

Недостатком данного устройства является его сложность из-за использования сверхмощного ускорителя протонов, что делает его ненадежным и снижает эффективность трансмутации.

Наиболее близким по технической сущности к предлагаемому нами является способ трансмутации радиоактивных отходов, заключающийся в использовании потока нейтронов, полученного в результате взаимодействия пучка нейтронов от нейтронного генератора со свинцовой мишенью, размножением нейтронов в подкритической активной зоне на тепловых нейтронах и поглощением их радиоактивными отходами (Serguei E. Chigrinov et al. A small-scale set-up for research of some aspects of accelerator driven transmutation technologies. / Proc. 3 Int. Conf. on Accelerator - Driven Transmutation Technologies and Applications (ADTTA"99), 1999, Praha, Czech Republic).

Недостатком данного способа является то, что генерация нейтронов осуществляется на свинцовой мишени, размещенной в центре подкритической активной зоне на тепловых нейтронах. Однородная мишень, находясь в небольшом телесном угле, не позволяет достаточно эффективно использовать нейтроны, выходящие из генератора в 4π геометрии. В результате поток генерируемых и размноженных нейтронов понижен и имеет тепловой спектр, а ряд радиоактивных отходов - долгоживущих продуктов деления и актинидов - имеют наиболее высокие сечения взаимодействия только с резонансными и быстрыми нейтронами, что приводит к снижению эффективности и скорости трансмутации радиоактивных отходов.

Известно устройство для осуществления трансмутации радиоактивных отходов, включающее нейтронный генератор, корпус, центральную свинцовую мишень, окружающую ее уран-водородосодержащую подкритическую активную зону с радиоактивными отходами, радиальный отражатель и биологическую защиту (Serguei Е. Chigrinov et al. A small-scale set-up for research of some aspects of accelerator driven transmutation technologies. / Proc. 3 Int. Conf. on Accelerator - Driven Transmutation Technologies and Applications (ADTTA"99), 1999, Praha, Czech Republic).

Недостатком данного устройства является его низкая эффективность, связанная с тем, что генерация нейтронов происходит на малогабаритной центральной свинцовой мишени, что снижает их поток в активной зоне и, как следствие, эффективность трансмутации. Кроме того, подкритическая активная зона устройства в результате замедления и размножения нейтронов генерирует спектр тепловых нейтронов, что приводит к снижению скорости трансмутации радиоактивных отходов.

Целью настоящего изобретения является создание способа трансмутации радиоактивных отходов, который обеспечил бы повышение эффективности процесса трансмутации в подкритической активной зоне.

Поставленная цель решается тем, что в способе трансмутации радиоактивных отходов, заключающемся в получении потока нейтронов в результате взаимодействия пучка нейтронов от нейтронного генератора со свинцовой мишенью, размножении их в подкритической активной зоне на тепловых нейтронах и поглощении радиоактивными отходами, согласно изобретению взаимодействие пучка нейтронов от генератора осуществляют на свинцовой матрице с распределенными в ней ядерным топливом и радиоактивными отходами, затем их замедляют и размножают в подритической активной зоне на тепловых нейтронах.

Описанный способ позволяет повысить эффективность трансмутации радиоактивных отходов в 1,5-1,8 раза по сравнению с прототипом.

Отличительной особенностью данного изобретения является генерирование и размножение пучка нейтронов от генератора на свинцовой матрице с распределенным в ней ядерным топливом, в которой происходит одновременное увеличение их потока и создание спектра нейтронов деления. В окружающей тепловой подкритической активной зоне происходит замедление и умножение нейтронов, утекающих из центральной зоны. Размещение радиоактивных элементов в той области спектра нейтронов, где они имеют наибольшие сечения поглощения, позволяет создать оптимальные условия трансмутации и, как следствие, повысить эффективность трансмутации радиоактивных отходов за счет увеличения числа трансмутируемых радиоактивных элементов.

Предлагаемый способ может быть осуществлен с помощью устройства для трансмутации радиоактивных отходов, которое включает нейтронный генератор, корпус, центральную свинцовую матрицу с распределенными в ней ядерным топливом и радиоактивными отходами, окружающую ее уран-водородосодержащую подкритическую активную зону с радиоактивными отходами, радиальный отражатель и биологическую защиту.

Такое устройство обеспечивает оптимальные условия трансмутации благодаря облучению в нем радиоактивных отходов нейтронами спектра деления и теплового спектра.

На фиг.1 изображено в аксонометрии устройство для трансмутации радиоактивных отходов, на фиг.2 - поперечное сечение подкритической активной зоны устройства.

Устройство для осуществления трансмутации радиоактивных отходов содержит нейтронный генератор 1, центральную подкритическую активную зону на быстрых нейтронах, состоящую из свинцовой матрицы 2, элементов с ядерным топливом и радиоактивными отходами 3, подкритическую активную зону на тепловых нейтронах, состоящую из водородосодержащего замедлителя 4 и элементов с ядерным топливом и радиоактивными отходами 5, радиальный отражатель 6, биологическую защиту 7, датчики нейтронов 8 и корпус устройства 9.

Далее рассмотрим работу данного устройства, из которой станет ясна и сущность заявленного способа.

Пучок нейтронов от генератора 1 поступает на центральную подкритическую активную зону на быстрых нейтронах, состоящую из свинцовой матрицы 2 и элементов 3, содержащих ядерное топливо, например обогащенный уран, плутоний, и радиоактивные отходы, сечение поглощения которых в спектре нейтронов деления велико. На свинцовой матрице 2 происходит вторичная генерация быстрых нейтронов, поток которых увеличивается, и его спектр преобразуется в спектр деления в результате взаимодействия с ядерным топливом. Поглощение нейтронов радиоактивными отходами приводит к превращению их в нерадиоактивные, т.е. к трансмутации радиоактивных отходов. Выходящие из центральной подкритической активной зоны быстрые нейтроны в подкритической активной зоне на тепловых нейтронах замедляются на водородосодержащем замедлителе 4, например полиэтилене, гидридцирконии и т.д., до тепловой энергии, размножаются в результате деления ядерного топлива 5 и поглощаются радиоактивными отходами, имеющими высокое сечение поглощения тепловых нейтронов.

Пример проекта предложенного устройства для осуществления изобретенного способа трансмутации радиоактивных отходов.

Устройство содержит нейтронный генератор, создающий пучок нейтронов с энергией 14,1 МэВ, интенсивностью 1,5•10¹² нейтронов в секунду и связанную подкритическую сборку из активных зон на быстрых и тепловых нейтронах в стальном корпусе.

Подкритическая активная зона на быстрых нейтронах имеет форму прямоугольного параллелепипеда с размером граней 480•640•640 мм и размещена в центре подкритической сборки в стальном кожухе, связанном с внешним корпусом ребрами жесткости. Активная зона на быстрых нейтронах набрана из прямоугольных кассет размером 78•78•640 мм, представляющих собой свинцовую матрицу с равномерно распределенными в ней обсадными трубками из нержавеющей стали диаметром 10•1 мм и длиной 640 мм. Каждая кассета содержит 25 обсадных трубок, размещенных в прямоугольной регулярной решетке с шагом 16 мм. Обсадные трубки предназначены для элементов с топливными и поглощающими радиоактивными материалами. Каждая кассета помещена в кожух из нержавеющей стали размером 80•80•640 мм и толщиной стенки 0,8 мм.

На радиусах 230, 120, 50 мм от оси сборки имеются сквозные каналы для размещения облучаемых образцов. Элементы, содержащие топливные и поглощающие материалы, представляют собой герметичные трубки из нержавеющей стали диаметром 7•0.2 мм и длиной 620 мм, имеющие нижний и верхний концевики длиной 60 мм. В качестве топливных материалов используется ядерное топливо на основе урана-235, плутония-239, 241, актинидов, а в качестве поглощающих материалов - стронций-90, цезий-135, 137, йод-129 и т.д. Высота активной части в элементе - 500 мм.

Активная зона на быстрых нейтронах окружена подкритической активной зоной на тепловых нейтронах, которая состоит из полиэтиленовых блочков размером 80•80•51 мм, собранных в кассеты длиной 510 мм. В каждом блочке в прямоугольной регулярной решетке с шагом 20 мм имеется 16 сквозных отверстий диаметром 11 мм для размещения тепловыделяющих элементов типа ЭК-10, содержащих двуокись урана, обогащением 10% по урану-235. Кассеты в два ряда вплотную примыкают к кожуху активной зоны на быстрых нейтронах. По углам внешнего ряда кассет размещены нейтронные датчики. В зоне имеется ряд сквозных каналов диаметром 25 мм для размещения поглощающих материалов.

Активная зона на тепловых нейтронах окружена отражателем нейтронов в виде кладки из плотно упакованных полиэтиленовых блочков, образующих слой толщиной 200 мм, полностью заполняющий пространство между активной зоной и внешним корпусом сборки.

Биологическая защита состоит из плит и блочков борированного полиэтилена толщиной 50 мм, закрепленных на поверхности внешнего корпуса.

Таким образом, прелагаемые способ трансмутации радиоактивных отходов и устройство для его осуществления позволят в 1,5 - 1,8 раза повысить эффективность превращения под действием нейтронов радиоактивных отходов в стабильные или короткоживущие изотопы.

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к производству энергии, трансмутации радиоактивных отходов, выжиганию оружейного плутония и актинидов. Технический результат, достигаемый при реализации изобретения, заключается в повышении эффективности процесса трансмутации. Для этого взаимодействие пучка нейтронов от нейтронного генератора осуществляют на свинцовой матрице с распределенными в ней ядерным топливом и радиоактивными отходами, затем их замедляют и размножают в подкритической активной зоне на тепловых нейтронах. Для осуществления этого центральная мишень устройства выполнена в виде свинцовой матрицы с распределенными в ней ядерным топливом и радиоактивными отходами. 2 с.п.ф-лы, 2 ил.

1. Способ трансмутации радиоактивных отходов, заключающийся в получении потока нейтронов в результате взаимодействия пучка нейтронов от нейтронного генератора со свинцовой мишенью, размножении их в подкритической активной зоне на тепловых нейтронах и поглощении радиоактивными отходами, отличающийся тем, что взаимодействие пучка нейтронов от генератора осуществляют на свинцовой матрице с распределенными в ней ядерным топливом и радиоактивными отходами, затем их замедляют и размножают в подкритической активной зоне на тепловых нейтронах. 2. Устройство для осуществления трансмутации радиоактивных отходов, включающее нейтронный генератор, корпус, центральную свинцовую мишень, окружающую ее уран-водородосодержашую активную зону с радиоактивными отходами, радиальный отражатель и биологическую защиту, отличающееся тем, что центральная свинцовая мишень выполнена в виде свинцовой матрицы с распределенными в ней ядерным топливом и радиоактивными отходами.