Этот изотоп образуется при распаде плутония-241 (образуется при захвате нейтрона ураном-238), и содержится в отходах переработки плутония и отработанном ядерном топливе (ОЯТ). Через 26 лет весь плутоний-241 распадется на америций-241, период полураспада которого значительно больший — 432,2 года. Таким образом, ОЯТ, выгруженное из реакторов и положенное в хранилище в конце 1980-х — начале 1990-х годов, уже должно содержать в себе значительное количество америция-241. Выделение его, насколько можно судить, не представляет особых трудностей.
Если ам-241 облучить нейтронами, то получится еще более замечательный изотоп америций-242м. Поскольку в Обнинске проектировали реактор на америции-242, предназначенный для получения нейтронного излучения в медицинских целях, то были приведены некоторые данные о его получении. 1 грамм ам-242м образуется при облучении 100 граммов ам-241 (его получали на ныне демонтированном реакторе БН-350 в Шевченко, в Казахстане), и для получения этого количества достаточно переработать 200 кг выдержанного ОЯТ. Этого добра у нас порядочно: около 20 тысяч тонн ОЯТ и ежегодное производство еще около 200 тонн. Накопленного ОЯТ достаточно для производства порядка 1000 кг ам-242м.
Долгий срок полураспада: ам-241 — 433,2 года, ам-242м — 141 год, также позволяет производить и накапливать америций впрок.
ЖУРНАЛ:
ИЗВЕСТИЯ ВЫСШИХ УЧЕБНЫХ ЗАВЕДЕНИЙ. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА
Учредители: Обнинский институт атомной энергетики - филиал федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего образования "Национальный исследовательский ядерный университет "МИФИ"
ISSN: 0204-3327
АННОТАЦИЯ:
Проведены расчетные исследования в обоснование наработки 242mAm из мишени 241Am в реакторе БН-600. На реакторе БН-600 накоплен опыт работы со специальными облучательными устройствами для наработки изотопов (таких как 60Co, 37Ar). В данных исследованиях рассматривались устройства с различными замедлителями - ZrH 2, Be, 11B 4C, и с различными фильтрами - Cd, Gd, 155Gd, 157Gd. Показано, что использование специально сконструированных облучательных устройств позволяет увеличить содержание 242m Am в облученном образце до 14% при длительности облучения не более двух лет. При облучении в спектре нейтронов быстрого реактора без облучательного устройства можно получить содержание 242m Am не выше 6% при длительности облучения около 12 лет.
Зависимость минимальной критической массы 242mAm от его содержания в смеси 242mAm и 241Am (критическая масса рассчитана для AmO2 + H2O в сферической геометрии с водяным отражателем):
Содержание 242mAm, % = Критическая масса 242mAm, г
100% = 17г
20% = 40г
10% = 160г
8% = 420г
6,25% > 2000г
Зависимость критической массы от степени обогащения топлива по 242mAm представлена на рис. 3. Расчет выполнен по двумерной диффузионной программе с использованием системы констант – БНАБ-78 (26 групп) [6] в условиях вышеописанной геометрии. Из графика следует, что до обогащения 75% масса америция существенно зависит от обогащения (при обогащении 50% требуемая масса топлива втрое превышает массу топлива при обогащении 75%). Однако при изменении обогащения от 75 до 100% требуемая масса топлива уменьшается всего в 1.5 раза. Предварительные оценки показали, что с учетом заданного объема активной зоны и растворимости соли Am2(SO4)3 в воде необходимо обогащение
выше 50%. Верхняя оценка обогащения зависит от стоимости америция в функции обогащения.
На энергоблоке №4 Белоярской АЭС в реактор на быстрых нейтронах БН-800 впервые загружены тепловыделяющие сборки с уран-плутониевым МОКС-топливом, в которые были добавлены т.н. минорные актиниды – наиболее радиотоксичные и долгоживущие компоненты, содержащиеся в облученном ядерном топливе. Загрузка топлива в активную зону реактора состоялась после согласования с Федеральной службой по экологическому, технологическому и атомному надзору (Ростехнадзор), которая подтвердила безопасность эксплуатации инновационных сборок. После планово-предупредительного ремонта энергоблок возобновил работу.
Три экспериментальных МОКС-ТВС с содержанием америция-241 и нептуния-237 были изготовлены и прошли приемку на Горно-химическом комбинате «Росатома» (ФГУП «ГХК») в конце 2023 года. В реакторе БН-800 они пройдут опытно-промышленную эксплуатацию в течение трех микрокампаний (ориентировочно – полтора года).
«Следующая микрокампания реактора БН-800 должна экспериментально подтвердить возможность утилизации минорных актинидов в промышленных масштабах. Возможность ликвидации минорных актинидов — преимущество реакторов на быстрых нейтронах, позволяющее снизить объёмы радиоактивных отходов от всей инфраструктуры ядерного топливного цикла эксплуатации АЭС», — отметил директор Белоярской АЭС Иван Сидоров.
По оценкам ученых, при выжигании минорных актинидов можно будет достичь радиационной эквивалентности исходного уранового сырья и ядерных отходов, подлежащих изоляции, всего за 300 лет, то есть в 2 300 раз быстрее (ср.: 700 тыс. лет при открытом ядерном топливном цикле).
Технология МОКС-топлива, в том числе с минорными актинидами, разработана учеными Топливного дивизиона «Росатома» (головная организация – АО «ТВЭЛ»). Для изготовления МОКС-ТВС с минорными актинидами по штатной технологии на промышленном оборудовании ФГУП «ГХК» были верифицированы и валидированы 38 методик аналитического контроля МОКС-топлива.
«Изготовленное в «Росатоме» МОКС-топливо с минорными актинидами для промышленного реактора на быстрых нейтронах не имеет аналогов в мире и демонстрирует принципиальную технологическую возможность реализовать важнейший компонент ядерных энергетических систем IV поколения. Услуга по дожиганию минорных актинидов в ядерном топливе «быстрых» реакторов – совершенно новый продукт для мировой атомной отрасли. Само по себе уран-плутониевое топливо позволяет расширить сырьевую базу атомной энергетики, перерабатывать ОЯТ вместо хранения, сократить объем образования ядерных отходов. А утилизация минорных актинидов – это возможность еще и значительно снизить уровень радиоактивности отходов, что позволит в перспективе отказаться от их сложного и дорогостоящего глубинного захоронения», – отметил старший вице-президент по научно-технической деятельности АО «ТВЭЛ» Александр Угрюмов.
Россия является единственной страной в мире, где создается целая энергетическая система IV поколения, основанная на пристанционном замкнутом ядерного топливном цикле. На одной площадке в Северске (Томская обл.) в рамках проекта «Прорыв» ведется строительство опытно-демонстрационного энергокомплекса в составе энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300, завода по фабрикации и рефабрикации ядерного топлива, а также модуль по переработке ОЯТ.
Реакторы на быстрых нейтронах в качестве топлива могут использовать не только обогащенный уран, но и вторичные продукты ядерного топливного цикла – обедненный уран и плутоний, извлеченный из ОЯТ. Т.н. «дожигание» в «быстром» реакторе минорных актинидов – это следующий шаг российской атомной в замыкании ядерного топливного цикла. Под действием быстрых нейтронов они будут делиться на элементы, представляющие гораздо меньшую потенциальную опасность.
На Белоярской АЭС сегодня отрабатываются элементы технологии будущего и проектируется «быстрый» реактор большой мощности.
Проведены расчетные исследования в обоснование наработки 242mAm из мишени 241Am в реакторе БН-600. На реакторе БН-600 накоплен опыт работы со специальными облучательными устройствами для наработки изотопов (таких как 60Co, 37Ar). В данных исследованиях рассматривались устройства с различными замедлителями - ZrH 2, Be, 11B 4C, и с различными фильтрами - Cd, Gd, 155Gd, 157Gd. Показано, что использование специально сконструированных облучательных устройств позволяет увеличить содержание 242m Am в облученном образце до 14% при длительности облучения не более двух лет.
Растет интерес к использованию 242mAm в качестве ядерного топлива. Преимущества 242mAm как ядерного топлива обусловлены тем фактом, что 242mAm имеет самое высокое сечение термического деления. Сечение теплового захвата относительно невелико, а число нейтронов на тепловое деление велико. Эти ядерные свойства позволяют получить ядерную критичность с помощью сверхтонких топливных элементов. Возможность иметь сверхтонкие твэлы позволяет использовать эти продукты деления напрямую, без необходимости преобразования их энергии в тепло, как это делается в обычных реакторах. Возможны три варианта использования таких высокоэнергетических и высокоионизированных продуктов деления. 1. Использование самих продуктов деления для ионного движения. 2. Использование продуктов деления в МГД-генераторе для прямого получения электроэнергии. 3. Использование продуктов деления для нагрева газа до высокой температуры для двигательных целей. В работе мы имеем дело не с конкретной конструкцией реактора, а лишь с расчетом минимальной толщины твэлов и энергии продуктов деления, выходящих из этих твэлов. Установлено, что можно спроектировать ядерный реактор с твэлом менее 242 мАм. В таком твэле может уйти 90% энергии продуктов деления.
Установлено, что можно спроектировать ядерный реактор с твэлом менее .. В таком твэле может уйти 90% энергии в виде продуктов деления.