Ядерная и углеводородная энергетики
4,045,705 11,958
 

  Dobryаk ( Практикант )
22 дек 2015 17:15:23

Тред №1037334

новая дискуссия Дискуссия  307

Ученые АО «Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени А.А. Бочвара», Института физической химии и электрохимии Российской академии наук и ПО «Маяк» успешно провели эксперимент по выделению и разделению америция и кюрия из отработавшего ядерного топлива.


Эксперимент был проведен в рамках проекта по замыканию топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах с целью трансмутации америция.

Для этого необходимо было отделить америций не только от продуктов деления, но и от кюрия, чтобы затем добавить америций в топливную композицию и «дожечь» в реакторе. До сегодняшнего дня этот процесс выполнялся только в лабораториях. По отзыву генерального директора АО ГНЦ «ВНИИНМ» Валентина Иванова, успешно завершенный этап НИОКРа подтвердил, что применение указанной технологии возможно в промышленности, и установка для отделения америция от кюрия легко масштабируется.

В результате эксперимента была получена фракция, содержащая 60 грамм америция и менее 1% кюрия. Выделение америция такой чистоты стало возможным благодаря большому опыту лабораторных работ и наработкам, которые были сделаны ранее в Институте физической химии и электрохимии РАН и на ПО «Маяк».

Завершившиеся испытания позволяют уверенно говорить о качественном шаге в работе над реакторами на быстрых нейтронах. "Одна из задач, стоящих перед реакторами на быстрых нейтронах – замыкание топливного цикла и вовлечение в него плутония, нептуния и америция, - сообщил генеральный директор АО ГНЦ «ВНИИНМ» Андрей Шадрин. - В отличие от кюрия и других долгоживущих активных элементов жизнедеятельности реакторов, америций возможно уже на сегодняшний день использовать в "быстрых" реакторах, уменьшив, таким образом, экологическую нагрузку на окружающую среду".
Отредактировано: Dobryаk - 01 янв 1970
  • +0.08 / 8
  • АУ
ОТВЕТЫ (5)
 
 
  olegsh ( Слушатель )
23 дек 2015 18:17:30


Америций отделяют от Кюрия, значит эти элементы очень сильно различаются по ядерно-физическим свойствам, так? Подскажите, есть ли надежда сжигать и кюрий тоже?



На картинке нас волнуют зеленые (период полураспада 10—10 000 лет) и желтые (период полураспада 10 тыс.—700 млн лет) изотопы. У кюрия таких изотопов хватает... Т.е. кюрий тоже надо сжигать. В чем же с ним проблема?

И еще, на сколько я слышал, в проекте Прорыв рассматривают переработку ОЯТ по новому процессу, без разделения урана и плутония. Будут ли при этом отделять минорные актиниды, разделять америций и кюрий?
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
  Dobryаk ( Практикант )
23 дек 2015 18:48:56

Ответа на последний вопрос не знаю.
  • +0.00 / 0
  • АУ
 
 
  Удаленный пользователь
23 дек 2015 18:59:28
Сообщение удалено
Stitch
23 дек 2015 18:59:46
Отредактировано: Stitch - 23 дек 2015 18:59:46

  • +0.00
 
 
  ДядяВася ( Слушатель )
23 дек 2015 22:12:48

Америций и Кюрий отличаются по химическим свойствам и, следовательно разделяются химическими методами, но это дело очень "грязное", что, однако, не мешало их разделять ещё в прошлом веке (здесь я не совсем понял заметку про ВНИИНМ). Да и в веке нынешнем, контора "Изотоп" предлагает эти продукты в товарных количествах Каталог препаратов . Кюрий сжигать может и не обязательно, т.к. с одной стороны он и сам распадётся (Т1/2 для Cm-242 - 163 сут., для Cm-244 - 17,6 г), с другой стороны Cm-244 стартовый материал для производства Cf-252 - уникальный источник нейтронов.


Картинка конечно хорошая, но сфероконическая, т.к. из всей картинки нужно выделить только те изотопы, которые образуются в товарных количествах, и плохо делятся в тепловом спектре, а их и не так много - Np-237, Am-241 (образуется при распаде Pu-241), Am-243, Cm-244, Pu-238,240,242 ну и остальное по мелочам. Проблема америция, кюрия и плутония-238 в том, что у них довольно высокое тепловыделение и нейтронный фон, что накладывает определённые ограничения при производстве МОКС-топлива.

Концепция БРЕСТа не предполагает разделение урана, плутония и минор актинидов при рефабрикации топлива. Использование смешанного нитридного уран-плутониевого (СНУП) топлива и свинцового теплоносителя приводит к более жёсткому нейтронному спектру реактора, и, вследствие этого, к более высокому выгоранию минор актинидов v.s. с БН и КВ больше единицы  в активной зоне. При выходе на стационарный режим, в топливе может присутствовать до 5% минор актинидов, добавленных от переработки топлива тепловых реакторов.

Более подробно можно почитать в Автореферате диссертации .
  • +0.07 / 4
  • АУ
 
  Мишел ( Слушатель )
24 дек 2015 01:38:37
Сообщение удалено
Мишел
25 июн 2017 11:37:17
Отредактировано: Мишел - 25 июн 2017 11:37:17

  • -0.01