Расчетные обоснования наработки 242m Аm в специальных

УДК 621.311.25 Продление проектного ресурса АЭС
А.Л. КОЧЕТКОВ1, Ю.А. КАЗАНСКИЙ2, В.А. ЛЕВЧЕНКО3,
И.П. МАТВЕЕНКО1
1Государственный
научный центр РФ Физико-энергетический институт
им. А.И. Лейпунского
2Обнинский государственный технический университет атомной энергетики
3Экспериментальный научно-исследовательский методический центр
«Моделирующие системы»
РАСЧЕТНЫЕ ОБОСНОВАНИЯ НАРАБОТКИ 242mAm
В СПЕЦИАЛЬНЫХ ОБЛУЧАТЕЛЬНЫХ УСТРОЙСТВАХ
РЕАКТОРА БН-600
Работа выполнена в рамках межотраслевой программы сотрудничества
между Минобразованием России и Минатомом России (раздел 4). В докладе
приведены результаты исследований, позволившие увеличить наработку
242mAm за счет установки в реактор специального облучательного устройства
В работе [1] рассматривались характеристики специализированного медицинского реактора с использованием америциевого топлива. Такой реактор имеет ряд преимуществ: при мощности 10 кВт, ток нейтронов после
специального фильтра достигает 2.109н/с.см2; критическая масса америция при 10% содержании 242mAm составляет 300 г.
242m
Am может быть получен при облучении нейтронами 241Am, который в свою очередь появляется в результате -распада ядер 241Pu. 241Am
доступен в больших количествах (в одной тонне отработавшего топлива
реактора ВВЭР-1000 через 10 лет после выгрузки содержится около 0.5 кг
241
Am). Получение 242mAm возможно при облучения 241Am в реакторе. В
спектре нейтронов известных реакторов при любом времени облучения
отношение концентраций 242mAm /241Am намного меньше 1. При облучении 241Am в тепловом реакторе отношение 242mAm /241Am не превышает
0.01, а в быстром реакторе это отношение вырастает до 0.05.
Проведены расчетные исследования в обоснование наработки 242mAm из
мишени 241Am в реакторе БН-600. В данных исследованиях рассматривались устройства с различными замедлителями и фильтрами. Показано, что
использование специально сконструированных облучательных устройств
позволяют 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 облучения в течение 12 лет.
Результаты защищены патентом [2] и опубликованы в журнале [3].
42
ISBN 5-7262-0559-6. IV Конференция «Научно-инновационное сотрудничество». Часть 1
УДК 621.311.25 Продление проектного ресурса АЭС
Варианты расчетов с различными фильтрами облучательных
устройств приведены на графике. Облучались 260 г 241Am. Облучательное
устройство устанавливалось во втором ряду внутреннего бокового экрана
реактора БН-600. С помощью фильтров возможно получить спектр
нейтронов с повышенным содержанием нейтронов в области энергий 1-2
эВ, отношение скорости накопления 242mAm к скорости его выгорания
оказывается наибольшей.
16
B4C, Gd-157
ZrH2, Gd-157
Доля Ам-242м в облученном Ам, % .
14
B4C, Gd
B4C, Cd
12
10
8
6
4
2
0
0
1
2
3
4
5
Масса Ам242м, г
Зависимость доли нарабатываемого 242mAm (%) от его массы (г).
В правом верхнем углу графика указаны составы фильтров. Максимальная масса изотопа 242mAm при изотопном содержании 8-10%
накапливается примерно за 300 суток и содержит около 4.5 г.
Список литературы
1.
В.А.Левченко, В.А.Белугин, Ю.А.Казанский и др.. Основные характеристики америциевого реактора для нейтронной терапии. Реактор МАРС. «Известия вузов. Ядерная энергетика», №3, с.72-80. (2003).
2.
Казанский Ю.А., Кочетков А.Л., Левченко В.А., Матвеенко И.П. Облучательное устройство для наработки радиоактивных изотопов в отражателе быстрых
реакторов. Патент №33870. 2004.
3.
А.Л.Кочетков, Ю.А.Казанский, В.А.Левченко, И.П.Матвеенко. О возможностях наработки 242mAm в специальных облучательных устройствах реактора БН600. «Известия вузов. Ядерная энергетика», №2, с. 52-59.(2004).
ISBN 5-7262-0559-6. IV Конференция «Научно-инновационное сотрудничество». Часть 1
43