close

Вход

Забыли?

вход по аккаунту

?

Патент BY10466

код для вставкиСкачать
ОПИСАНИЕ
ИЗОБРЕТЕНИЯ
К ПАТЕНТУ
РЕСПУБЛИКА БЕЛАРУСЬ
(46) 2008.04.30
(12)
(51) МПК (2006)
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ЦЕНТР
ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ
СОБСТВЕННОСТИ
(54)
BY (11) 10466
(13) C1
(19)
G 21F 9/28
G 21F 9/00
G 21G 1/00
СПОСОБ ТРАНСМУТАЦИИ РАДИОАКТИВНЫХ ОТХОДОВ
(21) Номер заявки: a 20060977
(22) 2006.10.05
(71) Заявитель: Государственное научное
учреждение "Объединенный институт энергетических и ядерных исследований - Сосны" Национальной
академии наук Беларуси (BY)
(72) Авторы: Сорокин Владимир Николаевич; Сорокин Владимир Владимирович; Немцева Инна Георгиевна;
Якушев Анатолий Павлович (BY)
(73) Патентообладатель: Государственное
научное учреждение "Объединенный
институт энергетических и ядерных
исследований - Сосны" Национальной
академии наук Беларуси (BY)
(56) RU 2212072 C2, 2003.
RU 2156001 C1, 2000.
EP 0030404 A1, 1981.
WO 02/103709 A2.
JP 4072598, 1992.
US 6925137 B1, 2005.
BY 10466 C1 2008.04.30
(57)
Способ трансмутации радиоактивных отходов, заключающийся в получении пучка
нейтронов с энергией 14 МэВ путем сканирования активного тритиевого слоя мишени
нейтронного генератора ионами дейтерия, энергию ускорения которых выбирают в пределах от 125 до 135кэВ, размножении и замедлении этих нейтронов до быстрого спектра на
свинцовой матрице, размножении и замедлении их до теплового спектра в подкритической активной зоне и захвате нейтронов ядрами материалов радиоактивных отходов.
Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к производству энергии,
трансмутации радиоактивных отходов, выжиганию оружейного плутония и актиноидов.
Известен способ трансмутации радиоактивных отходов отработанного ядерного топлива, включающий получение пучка нейтронов с энергией 14 МэВ сканированием активного тритиевого слоя мишени нейтронного генератора пучком ускоренных ионов дейтерия, размножение и замедление этих нейтронов на свинцовой мишени, последующее
размножение и замедление их до теплового спектра в подкритической активной зоне и захват нейтронов ядрами материалов радиоактивных отходов [1].
Недостатками способа являются повышенная длительность среднего времени процесса трансмутации радиоактивных отходов из-за низкой эффективности процесса, высокие
энергетические затраты на трансмутацию из-за неоптимальной работы нейтронного генератора.
Известен способ трансмутации радиоактивных отходов, включающий получение пучка нейтронов с энергией 14 МэВ сканированием активного тритиевого слоя мишени нейтронного генератора пучком ускоренных ионов дейтерия, размножение и замедление этих
нейтронов до быстрого спектра на свинцовой матрице, размножение и замедление их до
теплового спектра в подкритической активной зоне и захват нейтронов ядрами материалов [2]. Этот способ наиболее близок по технической сущности и поэтому принят за прототип.
BY 10466 C1 2008.04.30
Наличие в свинцовой матрице ядерного горючего и радиоактивных отходов снижает
среднее время процесса трансмутации, поскольку трансмутация актиноидов в быстром
спектре в свинцовой матрице эффективнее, чем в тепловом спектре активной зоны, а ядерное горючее увеличивает поток быстрых нейтронов.
Недостатками способа являются повышенная длительность среднего времени процесса
трансмутации радиоактивных отходов из-за низкого потока нейтронов с энергией 14 МэВ,
высокие энергетические затраты на трансмутацию из-за неоптимальной работы нейтронного генератора.
Задачей изобретения является создание способа трансмутации радиоактивных отходов, обеспечивающего снижение времени осуществления процесса трансмутации радиоактивных отходов разных типов, а также снижение энергетических затрат на осуществление этого процесса.
Поставленная задача достигается тем, что способ трансмутации радиоактивных отходов заключается в получении пучка нейтронов с энергией 14 МэВ путем сканирования активного тритиевого слоя мишени нейтронного генератора ионами дейтерия, энергию ускорения которых выбирают в пределах от 125 до 135 кэВ, размножении и замедлении этих
нейтронов до быстрого спектра на свинцовой матрице, размножении и замедлении их до
теплового спектра в подкритической активной зоне и захвате нейтронов ядрами материалов радиоактивных отходов.
Предлагаемый способ трансмутации радиоактивных отходов заключается в том, что
получают пучок нейтронов с энергией 14 МэВ сканированием активного тритиевого слоя
мишени нейтронного генератора ионами дейтерия, затем происходит размножение и замедление этих нейтронов до быстрого спектра на свинцовой матрице, размножение и замедление их до теплового спектра в подкритической активной зоне и захват нейтронов
ядрами материалов радиоактивных отходов. Согласно изобретению, энергию ускорения
ионов дейтерия выбирают в пределах от 125 до 135 кэВ. При бомбардировке твердой тритиевой мишени потоком ионов дейтерия только один ион дейтерия в среднем из десяти
тысяч (5000-15000) обеспечивает термоядерную реакцию D + Т = 4Не + n. Остальные поглощаются мишенью без синтеза.
Поэтому данный метод термоядерного синтеза не может использоваться в промышленных масштабах и соответственно способ трансмутации радиоактивных отходов с использованием нейтронов, получаемых в приведенной реакции термоядерного синтеза,
может оказаться приемлемым для промышленного использования только при его совершенствовании. В частности, выбором интервала энергий ускорения ионов дейтерия в
пределах от 125 до 135 кэВ. При энергии ниже 125 кэВ, во-первых, снижается глубина
проникновения ионов дейтерия в материал титан-тритиевой мишени, т.е. снижается коэффициент использования трития в мишенях стандартизованной промышленной толщины. Для обеспечения коэффициента использования трития на уровне стандартизованного
необходимо переходить на тонкие нестандартизованные мишени, что существенно повышает их стоимость и соответственно, стоимость трансмутации. Во-вторых, снижается величина сечения захвата ионов дейтерия тритием, что снижает выход нейтронов и увеличивает время трансмутации или ее стоимость. Поэтому нижний предел энергии ускорения
ионов дейтерия не должен быть ниже 125 кэВ.
Увеличение энергии ускорения ионов дейтерия свыше 135 кэВ приводит, во-первых, к
снижению величины сечения захвата ионов дейтерия тритием, т.е. увеличению времени и
стоимости трансмутации, во-вторых, к повышению расхода электроэнергии на ускорение
ионов дейтерия, в третьих, сокращению срока службы ускорителя, в четвертых, увеличению расхода охлаждающей воды, подаваемой на мишень, что также увеличивает расход
энергии и повышает стоимость трансмутации. Поэтому верхний предел энергии ускорения ионов дейтерия не должен быть выше 135 кэВ.
Данный диапазон энергий ускорения ионов дейтерия обеспечивается параметрами сетевого напряжения.
2
BY 10466 C1 2008.04.30
Экспериментальные исследования зависимости сечений захвата тритием налетающих
ионов дейтерия от уровня их энергий, проводимые в разных странах мира, в том числе и в
СССР под руководством академика Арцимовича Л.А. [3] показали, что зависимость имеет
максимум при энергии ускорения ионов дейтерия около 130 кэВ. При этой энергии сечение захвата иона дейтерия тритием равняется порядка 5 барн. Сегодня с этими данными
можно познакомиться не только в изданиях Всемирного банка данных физических величин, но и в популярной литературе, предназначенной для широкого круга читателей [4].
При дальнейшем увеличении энергии ускорения ионов дейтерия значения сечений захвата снижаются и при энергии порядка 245 кэВ имеют величину около 3,7 барна.
Таким образом, предлагаемый способ трансмутации радиоактивных отходов позволяет при переводе ускорительной системы нейтронного генератора НГ-12-1 поворотом электронного регулятора энергии пучка дейтронов с энергии ускорения ионов дейтерия порядка 245 кэВ на энергию 130 кэВ обеспечить увеличение интенсивности потока
нейтронов с 1,5 ⋅ 1012 нейтронов в секунду до 2 ⋅ 1012 нейтронов в секунду, что приведет к
снижению времени на процесс трансмутации в 1,33 раза.
Кроме снижения времени на процесс трансмутации снижается мощность, затрачиваемая на ускорение пучка ионов дейтерия в 1,8 раза (с 7,2 до 4 кВт).
Снижение энергии ускорения ионов дейтерия приводит также к снижению мощности
нагрева мишени в 1,35 раза, что снижает объем охлаждающей воды, подаваемой на мишень, и расход электроэнергии на работу водяного насоса.
Снижение нагрузки на ускорительную систему и систему охлаждения обеспечит также повышение срока службы нейтронного генератора.
Источники информации:
1. Sergei E. Chigrinov et.al. A small-scale set-up for research of some aspects of accelerator
driven transmutation technologies. Proc. 3 Int. conf. on Accelerator Driven Transmutation Technologies and Applications. (ADTTA 99), 1999, Praha, Chech. Republic.
2. Патент России 2212072, МПК G 21F 9/28, G 21G 1/06, 2003 (прототип).
3. Арцимович Л.А. Управляемые термоядерные реакции. 2-е изд.- М., 1963.
4. Большая советская энциклопедия. - Т.25. 3-е изд. - М., 1976. - С. 499.
Национальный центр интеллектуальной собственности.
220034, г. Минск, ул. Козлова, 20.
3
Документ
Категория
Без категории
Просмотров
0
Размер файла
71 Кб
Теги
by10466, патент
1/--страниц
Пожаловаться на содержимое документа