?

Log in

No account? Create an account

Previous Entry | Next Entry



Это симпатичное синее свечение Вавилова-Черенкова - единственная возможность для человека напрямую ощутить (в данном случае - увидеть) радиацию. К сожалению, наши органы чувств ничего не скажут нам, даже если мы попадем под удар ионизирующего излучения, которое убивает за минуту. Радиационная опасность АЭС стала частью современной культуры, на которой играет множество конкурентов ядерной энергетики - и идеологи термоядерных программ не остаются в стороне, обещая “чистую”, лишенную радиации, энергетику.

Так ли это? Откровенно говоря, нет. Будущие термоядерные электростанции будут ядерными объектами, со всеми присущими атрибутами (вплоть до экологов, приковывающих себя к заборам), однако разница с АЭС все же есть. Сегодня я попробую сравнить разнообразные аспекты радиационной опасности, исходящей из АЭС и гипотетической ТЯЭС, отталкиваясь от расчетов, проведенных для строящегося токамака ИТЭР.


Пример расчета радиационных полей в здании ИТЭР в работе. Видино, что ближе к самому реактору (он находится в белом круге в центре) поля достигают 40 Зв/ч (4000 Р/час).

Итак, прежде всего надо разделить два понятия. Повреждающим организм воздействием обладает ионизирующее
излучение, а вот его источником на ядерных объектах служат нестабильные версии атомов - радиоизотопы (еще называемые радионуклиды). Опасность радионуклидов измеряется их радиотоксичностью, т.е. “ядовитостью” при попадании внутрь человека  (конкретику по всем радиоизотопам можно посмотреть в библии дозиметристов). Поскольку реально опасные дозировки для некоторых изотопов начинаются с сотен нанограмм(!), то вопросы изоляции радинуклидов от человека носят принципиальный характер. Радиоактивный атом не уничтожить, к нему нет антидота - поэтому тема обращения с радиоактивными отходами (т.е. отходами, содержащими распадающиеся радионуклиды) одна из самых дорогостоящих во всем, что касается ядерной индустрии.


Вот, например, герметично одетые инспекторы на АЭС Фукусима Даиичи защищаются от радионуклидов, а не от излучения.

Одноразовая одежда персонала, шлюзование, спец-вентиляция, и спец-спец-вентиляция, установки для выпаривания жидкостей, которыми смываются малейшие следы радиоактивных загрязнений, и цементирования остатка от выпаривания - подобные системы - это ежедневная реальностью АЭС, радиохимических заводов и даже медицинских лабораторий, готовящих радиоактивные фармпрепараты.


Вот например, изолированная "горячая камера" для радиохимической работы.

Откуда же берутся нестабильные атомы? Из ядерных реакций. Например, в обычном реакторе с водой под давлением (типа ВВЭР) быстрый нейтрон способен выбить из атома кислорода воды 16О протон и превратить его в быстро распадающийся изотоп азота 16N. Тот в среднем за 7 секунд распадется обратно в 16О, попутно излучив квант гамма-радиации. Другим вариантом является цепная реакция деления урана, на которой работает атомный реактор. Каждый раз атом 235U распадается на 2 более легких ядра, и только в незначительном количестве случаев они стабильны, а подавляющее число дочерних продуктов распада - весьма
радиоактивные вещества. Подробнее о всех процессах активации можно почитать в этом обширнейшем документе МАГАТЭ


Еще пример изоляции радинуклидов - одноразовая одежда и душ на выходе из потенциально загрязненной зоны на Смоленской АЭС. Таким образом перекрывается возможность выноса за гермопериметр радионуклидов на теле и одежды.

Таким образом, два основных канала наработки радиационного потенциала в ядерном реакторе - это активация всего вокруг нейтронами и наработка радиоактивных продуктов ядерных реакций. Оба эти канала есть в любой АЭС и будет в гипотетической ТЯЭС. Разница только в деталях.

Активация.


Если взять единственную доступную на сегодня реакцию, на которой может работать термоядерный реактор - слияния дейтерия и трития (D + T -> 4He + n), то на киловатт мощности мы получим в несколько раз больше нейтронов, чем в ядерном реакторе. Причем эти нейтроны будут гораздо более энергичными, рождая гораздо больше злобных активированных изотопов в окружающей конструкции. Если не предпринимать каких-то усилий по утилизации этого потока нейтронов, то в этом аспекте - радиационном потенциале активации конструкции ТЯЭС с треском проиграет АЭС. Так, для ИТЭР масса активированных деталей составит 31000 тонн, тогда как для типичного 1000-мегаваттного (т.е. в 6 раз более мощного, чем ИТЭР, если считать по тепловой мощности) ядерного реактора вес активированных конструкций оценивается в 8000 тонн.



Разделка корпуса реактора на части под водой.

Кстати, степень активации конструктивных материалов часто обусловлена примесями, например для стали важными элементами являются примеси кобальта, ниобия и калия. Не смотря на содержание в районе десятков грамм на тонну, именно они будут определять степень радиоактивности конструкции после пребывания в нейтронном потоке. Это одна из причин, по которой ядерная индустрия требует высокоточных и высокотехнологичных материалов, о чем я писал.


Еще пример хранения активированных конструкций - реакторные отсеки советских подводных лодок.

Мощность потока радиации от активированных конструкций внутри ИТЭР через сутки после останова будет в пределах 10000-50000 тысяч рентген/час, типичного ядерного реактора - 1000-15000 рентген/час.  Такие поля убивают за минуты, поэтому все это добро - радиоактивные отходы, которые после завершения карьеры реактора необходимо разрезать, отсортировать по активности и отправить на хранилища радиоактивных отходов. Самое интересное, что общее количество радиоактивных атомов в этих тысячах тонн составляет всего несколько килограмм (в тяжелых случаях - несколько десятков).


Расчет активации конструкций ИТЭР: слева вверху поле в вакуумной камере токамака в зивертах в час через сутки после останова, слева внизу - снижение радиоактивности с годами, справа внизу - снижение радиоактивности, логарифмическая шкала в секундах. Виден расклад по вкладу разнообразных изотопов в радиоактивность.

Стратегия работы с этим радиоактивным наследством выглядит так - подождать 10...20 лет, пока распадутся самые короткие (а значит и самые активные) изотопы, в т.ч. уменьшится содержания активированного кобальта (знаменитого 60Co из “кобальтовой бомбы” с периодом полураспада 5.3 года), а затем разобрать и рассортировать на отходы, которые можно размешать до безопасного уровня, например стальную арматуру, отходы требующие недолгого хранения и отходы, требующие длительного хранения. Последних набирается обычно порядка 10% от общей массы, и время хранения до распада активированных атомов до безопасных уровней составляет 100...1000 лет. Довольно много, но дальше мы увидим и совсем другие цифры.


Еще одна похожая картинка - активация качественной Nuclear grade нержавеющей стали в ИТЭР-условиях. Цифры даны в зивертах в час/кг Видно, что хотя за первые 40 лет уровень активности значительно падает, касаться крупных деталей из такой стали не стоит и через 200 лет.

Ну и конечно, и во время работы реакторов и после их остановки постоянно должен проводится комплекс мероприятий по изоляции радионуклидов внутри герметичных оболочек, для этого предназначеных - барьеров нераспространения. Кроме недешевых конструкционных/эксплуатационных мероприятий (например, на ИТЭР сверлить бетон нельзя, и поэтому весь монтаж выполняется на встроенные при заливке в бетон металлические платы) есть еще и борьба с потенциальными авариями.


А вот так выглядит дезактивация радиохимических установок - все заливается полимерной пленки, которая отдирается от стен вместе с радионуклидами

Интересно, что на сегодня порядка сотни остановленных ядерных реакторов были полностью разобраны, иногда с довольно головоломными приемами, типа “разрезание корпуса реактора под водой роботами” или “залить все монтажной пеной, разрезать на куски и вывести на хранение”. Тем не менее технология эта отработана, и значительная часть из десятков тысяч тонн после сортировки и отделения особо активных частей оказывается годной к переплавке/другому повторному использованию. Особенно преуспели в таких операциях немцы, разобравшие полностью 11 энергетических реакторов и десяток опытных.


Пример разбора АЭС до состояния чистого поля.


А вот пример долговременного хранилища радиоактивных отходов в бывшей солевой шахте.

Резюмируя - наличие нейтронов приводит к тому, что ядерный или термоядерный реактор, независимо от наличия в нем ядерного топлива, становится объектом со значительным ядерным потенциалом. Это означает постоянную борьбу за изоляцию радионуклидов, контроль со стороны надзорных органов и неиллюзорную смертельную радиационную опасность, в т.ч. для “чистого” термоядерного реактора. Но это еще не самое плохое.

Продукты ядерных реакций.

Сегодня в реакторах деления используются примерно одинаковые тепловыделяющие сборки реакторов (ТВС, часто ошибочно называемые ТВЭЛами, твэл - это только часть ТВС). Это изделие весом ~700 килограмм, в котором находится ~500 кг урана, обогащенного по 235U изотопу до ~4,5%, т.е. в каждой ТВС содержится 22-23 кг урана 235 и ~480 кг урана 238.


Пример ТВС реакторов ВВЭР (в центре ТВС-2М, выше ТВСА). В разрезах твэлов видны таблетки оксида урана.

ТВС работает в реакторе 3-4 года и каждый год реактор покидает 30 тонн ОЯТ или около 40 ТВСок. В отработанном топливе содержится почти процент U235 и почти процент плутония. Самое интересное, что это половина плутония, который образовался в ходе кампании - остальное вполне себе сгорело, вырабатывая электроэнергию. Кроме того в ТВС находится 20-25 килограмм продуктов деления (ПД) - примерно 60 разных, часто очень радиоактивных изотопов. Свежая облученная ТВС имеет радиоактивность на уровне миллиона рентген/час,  


На этом замечательном видео видно, насколько активна облученная ТВС - виден и поток горячей воды от нее и черенковское излучение от гамма-квантов.

Фактически получается, что за один год в виде ОЯТ реактор выплевывает больше радиационного потенциала, чем накапливается в активированных конструкциях за 50 лет работы. Вторая проблема - это сроки распада радиоактивных продуктов в ОЯТ до безопасного уровня. Если ПД чаще всего имеют не очень большие периоды полураспада (хотя знаменитые стронций 90 и цезий 137 - порядка 30 лет. Например вылетевшие при чернобыльской аварии стронций и цезий на сегодня распались примерно на половину, что бы представлять себе масштабы), через 100 лет начинают доминировать трансурановые продукты - плутоний, нептуний, америций, кюрий (последнии три относят к так называемым минорным актинидам, одной из самых проблемных тем РАО). Страшно радиотоксичные, они имеют периоды полураспада порядка сотен и тысяч лет, а значит ОЯТ будет представлять опасность не меньше нескольких сотен тысяч лет!



Радиационный потенциал ОЯТ от времени. FP - продукты деления. Сравните с активированными конструкциями выше!


Даже через миллион лет ОЯТ не возвращается к изначальным уровням радиации, определяемым медленным распадом урана.

На фоне запредельного радиационного потенциала ОЯТ (которого на сегодня в мире накоплено порядка 200000 тонн) проблемы активированных конструкций слегка меркнут, правда?


Один из самых больших в мире "мокрых" хранилищ ОЯТ. Вспоминается соотвествующий комикс xkcd по этому поводу.

Для ОЯТ есть опция переработки, когда ТВС разделяется на слабоактивированные конструкции, на уран и плутоний, которые можно снова пустить в работу и продукты деления. Таким образом объем отходов снижается примерно в 5 раз, и в реактор идет примерно половина долговременного радиационного потенциала, но это не является окончательным решением. Серьезно рассматривается так же “пережигание” минорных актинидов и плутония в быстрых реакторах, что позволило бы сократить время хранения остатков с сотен тысяч до пары тысячи лет. Однако все это сложные и затратные мероприятия, в итоге даже переработка ОЯТ, и то не полная, существует только в Европе.


Кстати, заметную часть отходов переработки составляют ~50...80 килограмм стальных деталей ТВС, которые заметно активированны. С ними поступают вот так.

А что же термоядерные реакторы? “Отходом производства” у них является стабильный гелий-4, которым можно сразу на площадке надувать детские шарики. Правда в работе используется радиоактивный тритий, который сравним по опасности с плутонием (а то, что он легко превращается в воду и встраивается в биологический цикл только добавляет паранойи). В промышленной ТЯЭС будет циркулировать количество трития, сравнимое по общей активности с выбросами в результате Фукусимской или Чернобыльской аварии (десятки мегакюри, что соответствует единицам килограмм трития). Несколько сотен грамм (несколько миллионов кюри) трития, кстати, останется на внутренних поверхностях термоядерного реактора, создавая дополнительные проблемы с их утилизацией. С другой стороны, в промышленных АЭС количество радиоактивных материалов измеряется в гигакюри, правда они в массе своей не такие летучие, как тритий.


Специальное стекло, в котором захоранивают радиоактивные отходы, способно противостоять эрозионному воздействию до миллиона лет.

Кроме того, в пользу ТЯЭС играет период полураспада трития - 12 лет (т.е. через 120 лет его количество уменьшится в ~1000 раз) и его очень слабое излучение - бета-лучи 12,3 кЭв, которые хорошо экранируются даже 10 см воздуха или толстой перчаткой. Тритий опасен только при попадании внутрь организма.  Тем не менее наличие этого изотопа на ТЯЭС потребует массы телодвижений по предотвращению попадания его наружу - специальные изолированные боксы с пониженным давлением, расположенные внутри герметичных помещений, система спецвентиляции, расчет всех путей распространения трития при любых авариях и создание барьеров безопасности на всех этих путях и т.п. и т.д.


Прототип системы хранения и раздачи трития ИТЭР - обратите внимания, что она полностью расположена в герметичных перчаточных ящиках.

Подводя итог можно сказать - если бы не ОЯТ, которые с лихвой перекрывают любые другие источники радиационной опасности, то ТЯЭС были бы не “чище”, чем АЭС. Более того, в силу наличия трития и бОльшего веса активированных конструкций, они были бы опаснее. Однако ОЯТ никуда не денется и безопаснее не станет, определяя 99% радиационного потенциала ядерной энергетики, и замена всех реакторов деления на гипотетические термоядерные реакторы уже приведет к заметному снижению потенциала. Второе, гораздо более важное, но сложно осознаваемое преимущество в том, что радиационные проблемы ядерной энергетики будут только нарастать, и через 1000 лет проблема ОЯТ может обрести совершенно другой масштаб, в то время как для ТЯЭС никогда не будет таких нарастающих столетиями проблем с радиоактивными отходами.

Comments

( 49 comments — Leave a comment )
Page 1 of 2
<<[1] [2] >>
дима ...
Sep. 27th, 2015 11:24 pm (UTC)
с интересом почитал, спасибо
alex_avr2
Sep. 28th, 2015 12:40 am (UTC)
Спасибо! Как всегда доступно и интересно!
Митрофан Алексеевич
Sep. 28th, 2015 01:46 am (UTC)
Нашел вас на хабре, очень интересно пишите. Вопрос по поводу радиации, возможно глупый. Поток частиц в БАК это тоже ионизирующее излучение? Вот предположим подставили ладонь прямо под поток частиц в дохренаэлектронвольт. Почувствует ли ладонь какое либо изменение сразу? А в дальнейшем что будет с рукой и человеком? Где то читал что частицы в коллайдере имеют энергию чуть ли не как у летящего комара.
balansirovschik
Sep. 28th, 2015 07:29 am (UTC)
Ещё какое ионизирующее. Насчёт того, что почувствует ладонь, почитайте про дядьку по фамилии Бугорский, он, пожалуй, единственный, кто может об этом рассказать не понаслышке :).
(no subject) - tnenergy - Sep. 28th, 2015 07:53 am (UTC) - Expand
(no subject) - rrr2 - Sep. 28th, 2015 04:54 pm (UTC) - Expand
(no subject) - dmitry_ilukhin - Nov. 23rd, 2015 08:44 pm (UTC) - Expand
darky1982
Sep. 28th, 2015 03:32 am (UTC)
Спасибо, интересно. Такой нейтронный поток от D-T прям напрашивается на использование (обернуть вокруг него сырье для нейтронизации - обедненный уран или еше что-нибудь)
ardelfi
Sep. 28th, 2015 04:21 am (UTC)
Получилось даже интереснее чем "сначала роботы, потом радиация". Вам удалось наглядно показать фундаментальную проблему с ядерной энергетикой, которая вовсе не радиация. Сначала разделаюсь с пустячками тезисно:
1. Активация. Проблема фрагментации проекта позволяет не учитывать в стоимости проекта стоимость деконструкции и хранения активированных материалов. В результате конструкторы легко выбирают материалы с активирующимися компонентами, основываясь лишь на закупочной стоимости и древних правилах, и не напрягаясь выбором неактивирующихся материалов. Эта проблема известна, и легко решается на государственном уровне путём публичных финансовых расстрелов.
2. Активность топлива. Эта проблема практически полностью решается даже частичным переходом на быстрые реакторы с ЗЯТЦ. Оставшиеся после цикла ПД можно хранить лишь сотни лет, а не вечность. Ни один топливный цикл с делящимися изотопами не протянет тыщу лет -- даже торий и уран из океана. Поэтому если потомки переживут 2050~2100 годы, в чём есть большие сомнения, к 3000 году будет либо синтез, либо не будет вообще никаких проблем с энергетикой.
3. Переработка после деконструкции. При правильном (с учётом всех затрат) выборе конструкционных материалов, можно подумать о полной их переработке с выделением из них активных изотопов. Эта радикально новая мысль (по сравнению с традицией "закапывать") вовсе не нова для других областей промышленности, и приводит к самому интересному.

А теперь самое интересное, тоже тезисно.
1. Вечная изоляция конструкционных материалов внутри ядерной промышленности принципиально позволяет решить проблему деконструкции. Частично к этому пришли в ЗЯТЦ, но можно закрыть и ядерный конструкционный цикл, где радиации меньше, а материалы проще (чем цирконий, ПД и актиноиды). Активированная нержавеющая сталь после переплавки и повторного производства изделий останется той же самой сталью -- и так со всеми. При грамотном выборе материалов можно изолировать их внутри ядерной промышленности навечно, но для этого нужен отказ от одной парадигмы -- вездесущих белковых тушек.
2. Роботы, полностью автоматические или дистанционно-управляемые производства. Не "перчаточные боксы" из сороковых годов, а современные мехатронные инструменты принципиально позволяют делать всё что нужно в ядерной промышленности без постоянной паранойи о ничтожно-радиоактивном тритии или слабоактивированных сталях. Всё за пределами активной зоны и облучённого топлива может быть немедленным предметом для автоматизации, преимущественно полной, или вынужденно частичной. А в сильных радиационных полях уже не существует альтернатив, о чём вы собираетесь написать в следующей статье.

Попробуйте представить ИТЭР, в котором не шныряют белковые тушки, и контейнмент которого изолирует внутри все активные изотопы также как снаружи все белковые тушки. Внезапно тритий вообще перестаёт быть проблемой -- это просто один из газов в системе, поэтому вся возня и затраты на ядерную безопасность тритиевой системы исчезает из бюджета. Машины для работы внутри реактора перестают быть чем-то экзотическим -- это просто одна из групп машин, работающих внутри контейнмента. А если по какой-то немыслимой причине в контейнмент проникли белковые тушки, то им придётся быть внутри изолирующего скафандра, сохраняя концепцию контейнмента лишь на более высоком уровне личного риска. Парадигма "руками не трогать" открывает возможности решения массы "нерешаемых" проблем на стадии до, во время и после эксплуатации ядерной станции. Сейчас японцы проходят процесс медленного постижения этой парадигмы, копаясь в созданном собственными руками гадюшнике, который иначе как "без рук" убрать невозможно. Лучше бы чему-то научиться на их печальном примере.

Edited at 2015-09-28 04:27 am (UTC)
tnenergy
Sep. 28th, 2015 08:26 am (UTC)
Сейчас нет времени отвечать подробно, особенно на фразы типа "попробуйте представить ИТЭР" :)

У меня для вас есть такая вот картинка

http://s5.postimg.org/h2trkbys7/2015_09_27_21_50_40.png

Здесь показаны разные стали, которые пытаются сделать менее активируемыми. Результат на лицо. Т.е. конструкторы думают, и давно думают, в этом направлении, а не выбирают, что подешевле.

Edited at 2015-09-28 08:26 am (UTC)
(no subject) - ardelfi - Sep. 28th, 2015 09:44 am (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Sep. 28th, 2015 07:48 pm (UTC) - Expand
(no subject) - insane_reader - Aug. 31st, 2016 05:01 am (UTC) - Expand
pz_true
Sep. 28th, 2015 05:16 am (UTC)
Вот спасибо.
Даже на работу опоздал, зачитался с утра.
freedom_of_sea
Sep. 28th, 2015 06:13 am (UTC)

А разве в бассейне охладителе нет дейтерия и трития активированного от твелов?

tnenergy
Sep. 28th, 2015 07:36 am (UTC)
Дейтерий там есть, как и в любой воде. А вот для того, что бы из водорода получить дейтерий, а из дейтерия получить тритий нужен поток нейтронов, а в бассейне для выдержки ОЯТ им особо не откуда взяться (точнее они есть, но в очень маленьком количестве. Запаздывающие нейтоны реакции деления кончаются через 70 секунд после остановки цепной реакции).
Павел Мощанецкий
Sep. 28th, 2015 06:27 am (UTC)
Спасибо! С интересом почитал
balansirovschik
Sep. 28th, 2015 07:55 am (UTC)
Интересно, спасибо! Только непонятен смысл величины, названной specific ingestion dose. Если переводить дословно, то получается удельная поглощённая доза. Но тут явно не о поглощённой дозе речь, т.к. последняя, во-первых, absorbed обычно, а во-вторых, в грэях меряется (он хоть и равен зиверту, но смысл малость другой). К тому ж она сама по себе и есть энергия, делёная на массу, непонятно, зачем её ещё раз на килограммы делить. Буду благодарен, если разъясните.
tnenergy
Sep. 28th, 2015 08:22 am (UTC)
Это контактная доза (от прикосновения к килограмму материала), понятно из контекста статьи, почему так названа - не знаю. Ну и тут же возникают вопросы, что она не прямо пропорциональна массе материала, в общем загадка. Но для понимания порядка величин - полезно.
(no subject) - balansirovschik - Oct. 3rd, 2015 01:02 pm (UTC) - Expand
(no subject) - rower - Oct. 21st, 2015 03:39 pm (UTC) - Expand
(no subject) - balansirovschik - Oct. 21st, 2015 06:13 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Oct. 21st, 2015 07:06 pm (UTC) - Expand
(no subject) - tnenergy - Oct. 21st, 2015 07:41 pm (UTC) - Expand
gitikun
Sep. 28th, 2015 08:48 am (UTC)
Достойно и доступно изложено. Отличная статья.
andrej_kraft
Sep. 28th, 2015 10:37 am (UTC)
>>>синее свечение Вавилова-Черенкова - единственная возможность для человека напрямую ощутить (в данном случае - увидеть) радиацию

<<<А как же счетчик Гейгера - ведь тоже позволяет напрямую ощутить (услышать)?
rrr2
Sep. 28th, 2015 04:57 pm (UTC)
Высокоэнергетические заряженные частицы "вспыхивают" при прохождении стекловидного тела глаза, космонавты их видят.
(no subject) - gitikun - Sep. 28th, 2015 05:13 pm (UTC) - Expand
_hellmaus_
Sep. 28th, 2015 12:01 pm (UTC)
Спасибо, интересно!
rrr2
Sep. 28th, 2015 06:03 pm (UTC)
Очень интересно. А что за изотоп Mn57, который упоминался в анонсе?
tnenergy
Sep. 28th, 2015 07:26 pm (UTC)
На самом деле Mn56, я забыл который он там :(. Изотоп, дающий основной вклад в кратковременную активацию конструкций ИТЭР.
Александр Мещерский
Oct. 1st, 2015 07:26 pm (UTC)
Дожигание минорных актинидов в быстрых реакторах.
Дожигание минорных актинидов в быстрых реакторах.
Два вопроса.
1 -Почему этот процесс не возможен в медленных реакторах?
2 - Понятно, что цепную реакцию на минорных актинидах не запустить, а вообще насколько это затратный процесс в физическом смысле, по энергетике и нейтронам? То есть сколько нейтронов поглощается и сколько энергии выделяется?
tnenergy
Oct. 1st, 2015 07:32 pm (UTC)
Re: Дожигание минорных актинидов в быстрых реакторах.
>1 -Почему этот процесс не возможен в медленных реакторах?

У них сечение деления меньше сечения поглощения нейтрона. При этом гадосность МА растет. На быстрых нейтронах ситуация меняется на противоположную.

>Понятно, что цепную реакцию на минорных актинидах не запустить, а вообще насколько это затратный процесс в физическом смысле, по энергетике и нейтронам? То есть сколько нейтронов поглощается и сколько энергии выделяется?

МА с изотопами десяток, возможны несколько вариантов по спектру нейтронов, поэтому я затрудняюсь ответить на ваш вопрос однозначно. В целом нормальный репроцессинг предусматривает 0,1-0,5% МА в реакторе, так что даже если бы они были нейтронным ядом, ничего крамольного бы не случилось.

savechenkov
Oct. 2nd, 2015 03:31 am (UTC)
Тритий гораздо, гораздо безопаснее всего остального, тем более плутония. Малый период полураспада, крррайне мягкое излучение, полная бионеусвояемость в виде тэ-два и полувыведение емнимс за 2 недели в виде тэ-два-о.
Газ, бывало мегакюрями уходил в атмосферу - и ничего. Nobody cares ;)
tnenergy
Oct. 2nd, 2015 06:42 am (UTC)
>Тритий гораздо, гораздо безопаснее всего остального

Ну уж точно не всего.

>Малый период полураспада, крррайне мягкое излучение, полная бионеусвояемость в виде тэ-два и полувыведение емнимс за 2 недели в виде тэ-два-о.

Все это можно написать наоборот :)

Малый период полураспада - высокая активность, крррайне мягкое излучение - сложности детектирования, при том, что внутреннее облучение все равно будет :)

>полувыведение емнимс за 2 недели в виде тэ-два-о.

40 дней. Вообще у него опасные количества, конечно, несравнимы с транурановыми элементами и даже банальным Cs137. Типа несколько грамм тритиевой воды внутрь.
(no subject) - savechenkov - Oct. 4th, 2015 03:26 am (UTC) - Expand
(no subject) - savechenkov - Oct. 4th, 2015 03:42 am (UTC) - Expand
Page 1 of 2
<<[1] [2] >>
( 49 comments — Leave a comment )

Profile

tnenergy
Ядерная энергия

Latest Month

November 2017
S M T W T F S
   1234
567891011
12131415161718
19202122232425
2627282930  
Powered by LiveJournal.com