Способ обработки радиоактивных отходов

 

Изобретение относится к утилизации радиоактивных отходов (РАО). РАО помещаются в зону ядерного взрыва оружейного плутония, где они пронизываются интенсивным потоком нейтронов и превращаются в пар, который конденсируется в частицы порядка 10^-6 см. Под действием потока нейтронов и тепловой энергии от взрыва оружейного плутония происходит трансмутация нуклидов в необходимых количествах и разделение на короткоживущие и долгоживущие в состоянии конденсации из парообразного состояния путем центрифугирования. Технический результат заключается в мирном использовании оружейного плутония, в использовании продуктов взрыва для производства электроэнергии и в производстве трансурановых элементов.

Изобретение относится к утилизации радиоактивных отходов (РАО).

Состав продуктов деления (нуклидов) по их периодам полураспада простирается от 9 часов (₅₄X_e¹³⁵) до 11 миллионов лет (₄₀Z_r⁹³).

В связи с этим возникают две проблемы: сокращение срока жизни нуклидов и разделение их на короткоживущие и долгоживущие [1], [2]. Известен способ перевода долгоживущих нуклидов в короткоживущие путем помещения их в активную зону атомных реакторов или в пучках нейтронов, получаемых на ускорителях [2] .

Данный способ является наиболее близким, выбран в качестве прототипа и получил название трансмутации нуклидов. Однако известные способы крайне нерентабельны и не могут обеспечить трансмутацию нуклидов в необходимых количествах ≈10 тыс. тонн в год.

Целью изобретения является обеспечение трансмутации нуклидов в необходимых количествах и разделение их на коротко живущие и долго живущие в состоянии конденсации из парообразного состояния.

Указанная цель достигается тем, что трансмутация нуклидов и перевод их в парообразное состояние происходит под воздействием потока нейтронов и тепловой энергии от взрыва оружейного плутония.

Радиоактивные отходы помещаются в зону ядерного взрыва оружейного плутония, где они пронизываются интенсивным потоком нейтронов и превращаются в пар, который конденсируется в частицы с размерами порядка 10^-6 см. Разделение происходит путем центрифугирования. Тепловая энергия взрыва может быть использована для производства электроэнергии.

Среди нуклидов в РАО встречаются трансурановые элементы, а при трансмутации могут появляться новые. Получение трансурановых элементов при трансмутации и разделение нуклидов представляет самостоятельный интерес.

В настоящее время в связи с принятием ОСВ-1, ОСВ-2 и сокращением числа боеголовок или ядерных зарядов в них появились и стали накапливаться невостребованные запасы оружейного плутония, использование которого в энергетических установках с самоподдерживающейся управляемой ядерной реакцией не представляется возможным.

Наиболее эффективной и целесообразной возможностью реализации оружейного плутония представляется создание многоцелевого импульсного ядерного реактора (МИЯР).

Создание МИЯР связано с проблемой восприятия, удерживания и использования энергии ядерного взрыва в замкнутой сферической полости, которая может быть создана под поверхностью земли в скальных породах.

Размеры и глубина заложения такой полости зависят от энергии взрыва. Энергия взрыва так называемой номинальной атомной бомбы эквивалентна 20 кт тротила, что составляет E=8,4·10¹³ Дж.

По данным открытой литературы [3], минимальный тротиловый эквивалент атомной бомбы составляет 0,1 кт.

Основные цели создания МИЯР следующие: 1. Трансмутация и преобразование РАО в парообразное состояние в результате взрыва ядерного устройства.

2. Мирное использование оружейного плутония.

3. Использование тепловой энергии взрыва для производства электроэнергии.

4. Производство трансурановых элементов.

5. В научных целях, например, в нейтронной спектроскопии.

Пример. В качестве примера рассмотрим взрыв ядерных зарядов 20 кг, 1 кт, 0,1 кт.

Для испарения твердых тел необходима энергия Масса РАО в виде сферы радиуса R₀, окружающей ядерный заряд, будет Тогда радиус этой сферы определяется из условия Для принятых в качестве примера зарядов будем иметь M_рао: 8,4·10³ т (R₀= 4,5 м), 420 т (R₀=1,66 м) и 42 т (R₀=0,77 м).

Если учесть, что ежегодно из реакторов АЭС выгружают отработанное ядерное топливо в количестве около 10⁴ т, то становится очевидной эффективность использования МИЯР для переработки радиоактивных отходов.

Охлаждаемая металлическая облицовка сферической полости может длительное время выдерживать температуру 10³ К. В стационарном состоянии, после завершения колебаний массы воздуха в полости, удельная внутренняя энергия в Дж/кг должна удовлетворять равенству [4].

откуда при C_γ = C_p/γ Тогда при начальном давлении в полости 10 атм (1 МПа) ρ = 12,9 кг/м³, C_р= 10³ γ =1,4, T=10³ К и E=8,4·10¹³ Дж, радиус полости должен быть R=130 м, а для зарядов 1 кт и 0,1 кт 47,7 м и 22,2 м соответственно. Полости подобных размеров могут быть получены открытым способом. Действительно, масса горной породы над сферической оболочкой радиуса R, которая должна уравновешивать давление p в полости, будет где H - расстояние от центра полости до поверхности Земли.

Тогда из условия равновесия Mg= π R²р, получаем где p определяется из уравнения состояния

p⁰, ρ⁰ , T⁰ - давление, плотность и температура при нормальных условиях,
ρ₀ - начальная плотность.

Поскольку то p=3,65 МПа и не зависит от величины заряда.

Согласно (4) при R=130 м, H=230 м, что вполне доступно для проведения открытых горных работ.

Напряжения в стальной облицовке и в железобетонной обделке полости с учетом коэффициента концентрации напряжений K_σ у отверстий в облицовке и полости для отвода нагретого воздуха, будут

где h - толщина облицовки, q - давление на полость со стороны облицовки

G, ν - модуль сдвига и коэффициент Пуассона облицовки, G_Б - модуль сдвига бетона. При ν =0,3, h/R=2·10^-3, G/G_Б=5, согласно (6) при K_σ =2, σ_обл = 27,9 МПа и σ_пол =3,58 МПа, что вполне допустимо для стальной облицовки и железобетонной обделки полости. Для поверочного расчета на динамическое воздействие будем исходить из предположения о мгновенном распространении воздействия в бесконечной среде (горный массив), что идет в запас. Тогда можно пользоваться формулами (6) и (7) для определения напряжений в облицовке и железобетонной обделке, но вместо давления p нужно подставить выражение p₂·T( τ ), где p₂ - давление в отраженной волне, a T( τ ) - некая функция от времени воздействия τ , которая на основании работ [5] и [6] получается в виде

где α = -βα₀/R, b = α₀/AR,

K, G - динамические объемный и сдвиговый модули упругости горной породы.

Давление p₂ в отраженной волне, согласно [7], определяется по формуле

где Δ p₂= p₂-p₀, Δ p₁=p₁-p₀, p₀ - начальное давление, p₁ - давление в ударной волне, которое определяется по формуле [8]

Пусть p₂ постоянно в течение времени τ. Тогда по теореме о сохранении количества движения при V₂=0 (скорость на стенке)
ρ₁Δr₁V₁ = p₂τ, (11)
где Δr₁ - "толщина ударной волны", согласно [4] будет Δr₁ = ρ₀R/3ρ₁, ρ₁, V₁ - плотность и скорость частиц в ударной волне, определяются по формулам [8]

Тогда

При динамическом расчете механические характеристики следует определять по скоростям продольных α_p = α₀ и поперечных α_q волн.

Тогда

Для гранитной горной породы, согласно [7], α_p =5350 м/с, α_q =3150 м/с. Тогда ν₂ =0,235, K/G=1,553, А=1,0507, β =0,6929, α =-28,08 1/с, b=38,57 1/с при R=130 м.

Для определения давления в отраженной волне p₂ и времени воздействия τ по формуле (10) находим давление в ударной волне p₁=5,1 МПа, тогда по формуле (9) p₂= 18,1 МПа и τ =0,0106 с. Подставляя τ в формулу (8) при полученных выше значениях α и b, T ( τ )=0,1037. Тогда эффективное давление при динамическом воздействии p₂·T( τ )=1,88 МПа получается меньше установившегося p=3,65 МПа. Таким образом, статический расчет является определяющим.

Применяя последовательно уравнение состояния p = BρT к начальному состоянию, в прямой и отраженной волне находим T₁=229 K, T₂=348 K, что значительно меньше установившейся температуры (Т=1000 K) и объясняется тем, что плотность в ударной и отраженной волне намного превышает плотность в установившемся состоянии.

Источники информации
1. Кузнецов B. C., Павшук В.А. Экономические оценки использования КЯЭУ для утилизации радиоактивных отходов АЭС. Доклад на V международной конференции "Ядерная энергетика в космосе". Подольск, 1999 г.

2. RU 2003191C1; 5 G 21 F 9/30; 93003328/25; 18.01.93; 15.11.93, Бюл. N 41-42; Еремеев И.П. Способ трансмутации изотопов (прототип).

3. Михайлов В. А. Науменко И.А. Ядерная физика и ядерное оружие. - М.: Воениздат, 1966 г.

4. Зельдович Я.Б. Райзер Ю.П. Физика ударных волн и высокотемпературных гидродинамических явлений. - М.: Наука, 1966 г.

5. Гопкинс Г. Динамические неупругие деформации металлов. - М.: Мир, 1964.

6. Ионов В.Н., Огибалов П.М. Напряжения в телах при импульсивном нагружении. -М.: Высшая школа, 1975.

7. Яковлев Ю.С. Гидродинамика взрыва. - Л.: Судпромгиз, 1961.

8. Седов Л.И. Методы подобия и размерности в механике. - М.: Наука, 1967 г.

Формула изобретения

Способ переработки радиоактивных отходов путем их облучения потоком нейтронов, отличающийся тем, что в качестве потока нейтронов, достаточного для трансмутации радиоактивных отходов и превращения их в парообразное состояние в больших количествах, используется взрыв оружейного плутония.