СОДЕРЖАНИЕ
Введение 4
Глава 1. Аналитический обзор 9
1.1 Способы хранения избыточного оружейного плутония 9
1.2 О хранении актин и дсодержащих радиоактивных
материалов атомной энергетики. 13
1.3 Характеристики радиоактивных материалов, подлежащих хранению. 16
1.4 Методы расчета доз излучения из хранящихся радиоактивных магериалов. 20
1.5 О методике расчета переноса радиоактивных загрязнений. 28
Глава 2. Хранение плутония в виде бескритмассовой керамики из окисла плутония с нейтронными поглотителями. 33
2.1 О критичности захораниваемых композиций, содержащих плутоний 34
2.2 Оценка критических параметров материалов, содержащих плутоний, и актшшдсодержащих радиоактивных отходов. 36
2.3 О возможных формах композиций плутония с нейтронными поглотителями. 45
2.4 О нейтронном излучении гетерогенных композиций плутония с бором. 49
2.5 О компактном хранении плутония. 57
Глава 3. Физические вопросы долговременного хранения плутония. 60
3.1 О возможной нестабильности структуры и состава плутониевых композиций и актинидсодержащих радиоактивных отходов. 60
3.2 О модели разрушения материалов при «-распаде. 64
2
3.3 Об электронной структуре урана и плутония. 75
3.4 О влиянии дефектов, вызванных а -распадом, на диффузию компонентов гетерогенного материала. 87
3.5 О тепловых режимах при длительном храпении. 88
3.6 Об экологической опасности тепловыделения подземных захоронений отходов глобальной атомной энергегики.
Глава 4. Оценка радиационной обстановки в процессе переработки плутония в бескритмассовую керамику и при хранении. 101
4.1 Радиационная опасность плутония 101
4.2 Расчет'доз облучения от плутонийсодержащих материалов. 104
4.3 Оценка последствий возможных аварий при хранении
плутония. 108
Заключение 112
Список публикаций диссер танта 114
Список цитированной литературы 115
з
электродом. В 1997 г. ЛАНД упаковала более 100 пакетов для хранения металлического Ри и его оксидов всего свыше 450 кг Ри.
Отдел контроля окружающей среды ДОЕ выбрал/также конст-рукцию контейнера для хранения, представленную ВМРЕ. В конструкции В1\ТЬ также использованы два гнездовых контейнера - один в другом. Наружный контейнер имеет более высокий вес, что отвечает более жестким требованиям по давлению. Контейнеры В№Ь будут свариваться лазерной системой и монтироваться на автоматической линии перчаточных камер.
Подход к обработке в США заключается в обжиге оксида Ри при высокой температуре для удаления летучих составляющих и влаги, чтобы не было источника повышения давления. Металлический Ри упаковывается непосредственно без обработки, внутренняя атмосфера - инертный газ для исключения химических реакций; все контейнеры аттестуются как герметичные. Использование двух контейнеров - один в другом с обеими наружными поверхностями, не загрязненными радиоактивностью обеспечивает значительный запас безопасности.
Согласно [7] при длительном хранении количество металлического плутония в контейнере не должно превышать 4,4 кг и температура его должна быть меньше 100° С. При долговременном хранении оксида плутония его количество не должно превышать 5 кг и оксид должен быть стабилизирован нагреванием на воздухе или в атмосфере кислорода при температуре 950 °С и выше в течение по крайней мере 2 часов. Не должно быть воспламеняемых или органических материалов в контейнерах, по крайней мере один контейнер должен оставаться неразрушенным после свободного падения с высоты 9 метров.
1.1.2. Использование плутония в качестве топлива в атомной энергетике.
Способность ядер плутония к делению может быть использована в атомной энергетике. Ядерные реакторы на быстрых нейтронах позволяют
и
добиться расширенного воспроизводства ядерно-активных материалов за счет вовлечения в энергетический цикл урана-238 [8]. Если делящегося материала нарабатывается больше, чем сгорает, то со временем возможно накопление достаточного количества делящихся материалов для загрузки других реакторов. В реакторах на быстрых нейтронах используется смешанное уран-плутниевое топливо с концентрацией плутония -20-25%.
Быстрые реакторы не имеют замедлителя, снижающего энергию нейтронов, и большая часть делений происходит на нейтронах с энергией вблизи 100 кэВ. В различных странах построено несколько прототипов реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с использованием жидкометаллических теплоносителей (натрий). В реакторе имеется активная зона из высокообогащенного активного материала (20-25% 239Ри ) и зона воспроизводства, где накапливается новый делящийся материал. В качестве воспроизводящего материала обычно используется обедненный уран с содержанием изотопа 235и менее 0,35%, который образуется в качестве отвала в процессе разделения изотопов при получении обогащенного и материала. Запас •делящегося материала в активной зоне быстрого реактора-размножителя при одинаковом уровне мощности в 2 раза превышает запас реактора на тепловых нейтронах. Это ведет к дополнительным стоимостным затратам и отрицательно влияет на развитие реакторов-бридеров несмотря на то, что они обеспечивают наилучшее использование топлива. Реакторы-размножители на тепловых нейтронах возможны, если воспроизводящим материалом является 232ть, а активным материалом 233и. Изотоп 233и нарабатывается в
* 232
результате захвата нейтрона ядрами " ТЬ. Плутоний как ядерно-активный материал может обеспечить переход на 23>и-232ТЬ топливный цикл.
Наличие больших масс плутония в атомной энергетике создает проблему возможного распространения ядерного оружия. Концентрация делящихся изотопов 235и, 239Ри равная 20% условно выбрана МАГАТЭ в качестве пороговой величины, при которой возможно создание ядерного
12
- Київ+380960830922