Способ трансмутации радиоактивных отходов

(51) МПК (2006) НАЦИОНАЛЬНЫЙ ЦЕНТР ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ СПОСОБ ТРАНСМУТАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ(71) Заявитель Государственное научное учреждение Объединенный институт энергетических и ядерных исследований - Сосны Национальной академии наук Беларуси(72) Авторы Сорокин Владимир Николаевич Сорокин Владимир Владимирович Немцева Инна Георгиевна Якушев Анатолий Павлович(73) Патентообладатель Государственное научное учреждение Объединенный институт энергетических и ядерных исследований - Сосны Национальной академии наук Беларуси(57) Способ трансмутации радиоактивных отходов, заключающийся в получении пучка нейтронов с энергией 14 МэВ путем сканирования активного тритиевого слоя мишени нейтронного генератора ионами дейтерия, энергию ускорения которых выбирают в пределах от 125 до 135 кэВ, размножении и замедлении этих нейтронов до быстрого спектра на свинцовой матрице, размножении и замедлении их до теплового спектра в подкритической активной зоне и захвате нейтронов ядрами материалов радиоактивных отходов. Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к производству энергии,трансмутации радиоактивных отходов, выжиганию оружейного плутония и актиноидов. Известен способ трансмутации радиоактивных отходов отработанного ядерного топлива, включающий получение пучка нейтронов с энергией 14 МэВ сканированием активного тритиевого слоя мишени нейтронного генератора пучком ускоренных ионов дейтерия, размножение и замедление этих нейтронов на свинцовой мишени, последующее размножение и замедление их до теплового спектра в подкритической активной зоне и захват нейтронов ядрами материалов радиоактивных отходов 1. Недостатками способа являются повышенная длительность среднего времени процесса трансмутации радиоактивных отходов из-за низкой эффективности процесса, высокие энергетические затраты на трансмутацию из-за неоптимальной работы нейтронного генератора. Известен способ трансмутации радиоактивных отходов, включающий получение пучка нейтронов с энергией 14 МэВ сканированием активного тритиевого слоя мишени нейтронного генератора пучком ускоренных ионов дейтерия, размножение и замедление этих нейтронов до быстрого спектра на свинцовой матрице, размножение и замедление их до теплового спектра в подкритической активной зоне и захват нейтронов ядрами материалов 2. Этот способ наиболее близок по технической сущности и поэтому принят за прототип. 10466 1 2008.04.30 Наличие в свинцовой матрице ядерного горючего и радиоактивных отходов снижает среднее время процесса трансмутации, поскольку трансмутация актиноидов в быстром спектре в свинцовой матрице эффективнее, чем в тепловом спектре активной зоны, а ядерное горючее увеличивает поток быстрых нейтронов. Недостатками способа являются повышенная длительность среднего времени процесса трансмутации радиоактивных отходов из-за низкого потока нейтронов с энергией 14 МэВ,высокие энергетические затраты на трансмутацию из-за неоптимальной работы нейтронного генератора. Задачей изобретения является создание способа трансмутации радиоактивных отходов, обеспечивающего снижение времени осуществления процесса трансмутации радиоактивных отходов разных типов, а также снижение энергетических затрат на осуществление этого процесса. Поставленная задача достигается тем, что способ трансмутации радиоактивных отходов заключается в получении пучка нейтронов с энергией 14 МэВ путем сканирования активного тритиевого слоя мишени нейтронного генератора ионами дейтерия, энергию ускорения которых выбирают в пределах от 125 до 135 кэВ, размножении и замедлении этих нейтронов до быстрого спектра на свинцовой матрице, размножении и замедлении их до теплового спектра в подкритической активной зоне и захвате нейтронов ядрами материалов радиоактивных отходов. Предлагаемый способ трансмутации радиоактивных отходов заключается в том, что получают пучок нейтронов с энергией 14 МэВ сканированием активного тритиевого слоя мишени нейтронного генератора ионами дейтерия, затем происходит размножение и замедление этих нейтронов до быстрого спектра на свинцовой матрице, размножение и замедление их до теплового спектра в подкритической активной зоне и захват нейтронов ядрами материалов радиоактивных отходов. Согласно изобретению, энергию ускорения ионов дейтерия выбирают в пределах от 125 до 135 кэВ. При бомбардировке твердой тритиевой мишени потоком ионов дейтерия только один ион дейтерия в среднем из десяти тысяч (5000-15000) обеспечивает термоядерную реакциюТ 4 Не. Остальные поглощаются мишенью без синтеза. Поэтому данный метод термоядерного синтеза не может использоваться в промышленных масштабах и соответственно способ трансмутации радиоактивных отходов с использованием нейтронов, получаемых в приведенной реакции термоядерного синтеза,может оказаться приемлемым для промышленного использования только при его совершенствовании. В частности, выбором интервала энергий ускорения ионов дейтерия в пределах от 125 до 135 кэВ. При энергии ниже 125 кэВ, во-первых, снижается глубина проникновения ионов дейтерия в материал титан-тритиевой мишени, т.е. снижается коэффициент использования трития в мишенях стандартизованной промышленной толщины. Для обеспечения коэффициента использования трития на уровне стандартизованного необходимо переходить на тонкие нестандартизованные мишени, что существенно повышает их стоимость и соответственно, стоимость трансмутации. Во-вторых, снижается величина сечения захвата ионов дейтерия тритием, что снижает выход нейтронов и увеличивает время трансмутации или ее стоимость. Поэтому нижний предел энергии ускорения ионов дейтерия не должен быть ниже 125 кэВ. Увеличение энергии ускорения ионов дейтерия свыше 135 кэВ приводит, во-первых, к снижению величины сечения захвата ионов дейтерия тритием, т.е. увеличению времени и стоимости трансмутации, во-вторых, к повышению расхода электроэнергии на ускорение ионов дейтерия, в третьих, сокращению срока службы ускорителя, в четвертых, увеличению расхода охлаждающей воды, подаваемой на мишень, что также увеличивает расход энергии и повышает стоимость трансмутации. Поэтому верхний предел энергии ускорения ионов дейтерия не должен быть выше 135 кэВ. Данный диапазон энергий ускорения ионов дейтерия обеспечивается параметрами сетевого напряжения. 2 10466 1 2008.04.30 Экспериментальные исследования зависимости сечений захвата тритием налетающих ионов дейтерия от уровня их энергий, проводимые в разных странах мира, в том числе и в СССР под руководством академика Арцимовича Л.А. 3 показали, что зависимость имеет максимум при энергии ускорения ионов дейтерия около 130 кэВ. При этой энергии сечение захвата иона дейтерия тритием равняется порядка 5 барн. Сегодня с этими данными можно познакомиться не только в изданиях Всемирного банка данных физических величин, но и в популярной литературе, предназначенной для широкого круга читателей 4. При дальнейшем увеличении энергии ускорения ионов дейтерия значения сечений захвата снижаются и при энергии порядка 245 кэВ имеют величину около 3,7 барна. Таким образом, предлагаемый способ трансмутации радиоактивных отходов позволяет при переводе ускорительной системы нейтронного генератора НГ-12-1 поворотом электронного регулятора энергии пучка дейтронов с энергии ускорения ионов дейтерия порядка 245 кэВ на энергию 130 кэВ обеспечить увеличение интенсивности потока нейтронов с 1,51012 нейтронов в секунду до 21012 нейтронов в секунду, что приведет к снижению времени на процесс трансмутации в 1,33 раза. Кроме снижения времени на процесс трансмутации снижается мощность, затрачиваемая на ускорение пучка ионов дейтерия в 1,8 раза (с 7,2 до 4 кВт). Снижение энергии ускорения ионов дейтерия приводит также к снижению мощности нагрева мишени в 1,35 раза, что снижает объем охлаждающей воды, подаваемой на мишень, и расход электроэнергии на работу водяного насоса. Снижение нагрузки на ускорительную систему и систему охлаждения обеспечит также повышение срока службы нейтронного генератора. Источники информации 1..- -. . 3 . .. ( 99), 1999, , . . 2. Патент России 2212072, МПК 21 9/28,21 1/06, 2003 (прототип). 3. Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции. 2-е изд.- М., 1963. 4. Большая советская энциклопедия. - Т.25. 3-е изд. - М., 1976. - С. 499. Национальный центр интеллектуальной собственности. 220034, г. Минск, ул. Козлова, 20. 3