Элементный и изотопный состав ОЯТ

В процессе работы в реакторе, изотопный состав топлива существенно изменяется.

В ВВЭР-юоо при з*5-летней кампании с частичными перегрузками (обогащение топлива 3*5%) достигается глубина выгорания 40*55 МВт-сут/кг. Содержание 2ззи в топливе снижается за 3 года работы, например, с 4,4% в свежей ТВС до о,6*0,8% в отработанной.

Кроме выгорания 235U в реакторах, работающих на уране, происходит образование нового делящегося нуклида (конверсия ядерного топлива) — *зоРи, как следствие радиационного захвата нейтронов ядрами 288и. Затем, в результате реакций на ^Ри, образуются также ядра 24°Ри, 24*Ри и 242Ри. Коэффициент воспроизводства (конверсии) для ВВЭР — 0,5, максимальное количество *з8и, переработанного в 2з9Ри, — 3%. Примерный изотопный состав плутония при достижении максимального выгорания топлива (ВВЭР-Ри) — 6о% 2з9Ри, 24% 24°Ри, 12% 24*Ри и 4% 242Ри. Кроме изотопов плутония при работе реактора в топливе накапливаются изотопы минорных актинидов, многие из которых способны к делению под действием тепловых нейтронов.

В реакторе на юо тепловых нейтронов, взаимодействующих с ядром 235U, только 85 вызывают акт деления. Остальные 15 претерпевают радиационный захват, что приводит к образованию 2зби - вредного поглотителя нейтронов. Реакции захвата нейтронов ядрами 235,аз8и приводят к генерации нептуния и плутония, и более тяжёлых актинидов:

При глубоком выгорании в топливе также накапливаются высшие актиниды — 241.242,243Am, 243,244,245cm, Bk, Cf. Спонтанное деление и а-распад этих элементов вносят достаточно значительный вклад в активность ОЯТ, несмотря на их небольшое количество (около 1 кг/т).

Изотоп

Свежее топливо, %

ОЯТ после выгрузки из реактора, вес.%

235U

3,3

о,8о

236U

0.46

23»и

96.7

94,30

Продукты деления

3,50

Ри

-

0,89

Другие трансурановые изотопы

-

0,05

Табл. 1. Данные по изотопному составу свежего и отработанного ядерного топлива реактора ВВЭР.__

Помимо изотопов урана, плутония и минорных актинидов ОЯТ содержит многочисленные продукты деления. Как уже упоминалось, деление тяжёлых ядер тепловыми нейтронами несимметрично: вероятные соотношения масс продуктов деления -2:3. Для 235U кривые симметричны по отношению к Л=117. В результате деления образуются две группы элементов: лёгкие с массовыми числами от 72 до по и тяжёлые с массовыми числами от 125 до 161.

Только очень немногие продукты деления стабильны, остальные нестабильны и являются р-излучателями. Часто их распад сопровождается интенсивным уизлучением. Периоды полураспада начальных ядер продуктов деления в большинстве случаев очень коротки. По мере распада последующие ядра становятся всё более устойчивыми, т. е. их периоды полураспада возрастают. Обычно продукты деления дают начало радиоактивным цепочкам (3-распада. В среднем каждая пара новых элементов, образующихся при делении, испытывая в среднем 5 (3-распадов, приводит к возникновению 5+6 радиоактивных ядер с периодом полураспада, меньшим нескольких недель. В результате деления ядер и последующего распада осколков в ядерном топливе образуется ~i8o радиоактивных нуклидов. Периоды полураспада продуктов деления очень различны: от тысячных долей секунды до миллионов лет.

Общая радиоактивность ежегодно выгружаемого из энергетических реакторов отработавшего топлива (глубина выгорания - 25000 - 30000 МВ сут/т) составляет десятки миллионов кюри.

Сразу после реактора ТВЭЛы обладают большой активностью. При хранении ОЯТ в пристанционном хранилище, его активность монотонно уменьшается (на порядок за ш лет). Когда активность упадёт до норм, определяющих безопасность транспортировки ОЯТ по железной дороге, его извлекают их хранилища при АЭС и перемещают либо в долговременное хранилище, либо на завод по переработке и утилизации топлива.

Табл. 2. Состав ОЯТ тепловых и быстрых реакторов.

Состав

Легководные реакторы

Быстрые реакторы

Уран, кг

960

856

Плутоний, кг

7

103

Продукты деления

Цезий, Ки

142000

152000

Стронций, Ки

70300

162000

Рутений, Ки

72000

1210000

Родий, Ки

72000

1210000

Криптон, Ки

9_

9

Примечание: Время выдержки ОЯТ - 3 года для легководных реакторов, 150 суток для реакторов на быстрых нейтронах.

Табл. 3. Состав отработанного ядерного топлива различных типов

ВВЭР.

Показатель

Тип реактора

ВВЭР-440

ВВЭР-

1000

Объем ОЯТ, выгружаемого в год, т/Гв

35

25

Обогащение ураном 235, % Начальное

3,6

3,3-4,4

Конечное

до 0,7

ДО 1,3

Удельная активность ОЯТ (3 года выдержки), Бк/т

2-10,o+2,5-10l6

З-ю16

Содержание в ОЯТ радионуклидов (3 года выдержки), кг/т

9бО

947

Содержание продуктов деления, кг/т

30

42

Табл. 4. Концентрация актинидов в ОЯТ энергетических реакторов, г/т U. ____

Нуклид

ВВЭР-440

ВВЭР-юоо

РБМК-1000

235U

12700

12300

2940

236U

4280

573Q

2610

238U

942000

929000

962000

238PU

75,6

126

68,6

239PU

5490

5530

2630

24<>рц

1980

2420

2190

244Ст

14,8

31,7

5,66

241 Ат

517

616

293

24зАт

62*2_

120

_Z2J*_

Одни короткоживущие радиоактивные нуклиды почти полностью распадаются к концу первого месяца, друтие значительно медленнее снижают свою активность. Медленно в течение нескольких лет уменьшается активность таких нуклидов, как 95Zr, 95Nb, ^Се, ^wpr, lo6Ru, lo6Rh. На десятилетия сохраняется высокий уровень долгоживущих изотопов: 9°Sr, v°Y, wCs, 85Кг, и7Рг. Опасным источником излучения является тритий.

Продукты деления, в частности, Cs, Sr и РЗЭ, доминируют в качестве основного источника радиоактивности и тепла -70 лет после удаления из реактора (распад продуктов деления идёт быстро). Через 300 лет распада, 239Pu, 24°Ри, 2з8Ри- 241Am, I51Sm, 237Np и 99Тс являются основными источниками радиоактивности. После юооо лет основными радионуклидами, вызывающими озабоченность, являются 239pu, 24°Pu, 99Тс, ^Np и ^зАгп, а после юоооо лет, 237Np, 242Pu, 99Тс, 234.235.238u и продукты их распада.

Табл. 5. Удельная активность основных продуктов деления ВВЭР- looo, ГБк/т U. __

Нуклид

Период полураспада, лет

Выдержка ОЯТ

1 год

Ю лет

«5Кг

1Q>74

542000

зозооо

9°Sr

28,5

3430000

2750000

lo6Ru

1,0

1190000

24600

НОтДр-

0,686

69200

7,78

125Sb

2,77

225000

23600

?34Cs

2,062

ззооооо

160000

'37Cs

30,17

4580000

3730000

и4Се

0.77В

22400000

7430

147Pm

2,62

5680000

526000

154EU

8,5

454000

218000

Примечание. Суммарная активность продуктов деления, содержащихся bit ОЯТ ВВЭР-ЮОО после трех лет выдержки в бассейне выдержки, составляет 790000 Ки.

Табл. 6. Содержание некоторых осколочных элементов в топливе ВВЭР, при различных временах выдержки, грамм/i тонна топлива (выгорание зз ГВт-сут/т)._____

Элемент

90 сут

150 сут

1 ГОД

10 лет

Тс

835

835

835

835

Ru

2280

2260

2220

2140

Rh

384

389

392

392

Pd

1280

1290

1330

1410

Ag

6o

6o

6o

6o

Се

2920

2880

2760

2660

Pr

1190

1200

1200

1200

Nd

3870

39Ю

4000

4150

Pm

112

107

96

8,7

Sm

803

808

824

904

Eu

182

l82

l80

164

Gd

102

103

105

123

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >