The potential presence and minimisation of plutonium within the irradiated beryllium in fusion power plants

Cambi, G.; Cepraga, D.G.; Pace, L. Di; Druyts, F.; Massaut, V.

doi:10.1016/j.fusengdes.2010.02.026

Cited by 7 publications

(9 citation statements)

References 3 publications

Supporting

Mentioning

Contrasting

Unclassified

Order By: Relevance

“…В проекте российского демонстрационного реактора ДЕМО-С термоядерной мощностью 2,4 ГВт [25,26] предусматривается применение 215 т Be в качестве размно-жителя нейтронов и защитного покрытия первой стенки вакуумной камеры. В европейском проекте бланкета энергетического реактора MINERVA-H (Safety and Environmental Assessment of Fusion Power Plant, Model 3) количество Be -865 т [6].…”

Section: последствия загрязнения бериллия ураномunclassified

“…При концентрации U в Be, равной 30 мкг/г, количество природного U в этом реакторе составит 17 кг, коли-чество 235 U -123 г. Через сутки после остановки реактора для смены бланкета, после 5 лет работы ре-актора на полной мощности по достижении величины нейтронного флюенса на первой стенке ~10 МВт•год/м 2 , в Be будет находиться около 4,4 кг плутония (Pu) и других делящихся изотопов, а удельная активность всех -излучателей в Be составит 525 МБк/кг Be [6]. Таким образом, граница между «чистыми» термоядерными реакторами и гибридными реакторами синтеза-деления представляется несколько условной.…”

Section: последствия загрязнения бериллия ураномunclassified

“…Удельная активность облу-чённого в ИТЭР Be при начальной концентрации U в нём 30 мкг/г и флюенсе термоядерных нейтро-нов на первую стенку 0,3 МВт/м 2 сразу после остановки реактора будет 20 ГБк/г, в основном за счёт 6 He [22]. Через 1 сут удельная активность Ве снизится до ~533 МБк/г (97% за счёт 3 Н и 3% за счёт трансурановых изотопов), а через 100 лет после остановки ИТЭР она составит около 10 МБк/г, из них 82% -за счёт трансурановых изотопов [6,22]. Для российского реактора ДЕМО-С при флюенсе термоядерных нейтронов на первую стенку 10 МВт/м 2 и тех же прочих условиях она составит около 180 кБк/г [26].…”

Section: последствия загрязнения бериллия ураномunclassified

“…В этом случае удельная активность пыли будет 20 ГБк/г за счёт 6 Hе. Доля удельной активности Be за счёт Np, Pu и Am -3,8% (44 МБк/г).…”

Section: последствия загрязнения бериллия ураномunclassified

“…В энергетических термоядерных реакторах (ТЯР) Be придётся заменять при-близительно через каждые 5 лет работы на номинальной мощности [6]. Поэтому возврат Be в производ-ственный цикл ТЯР представляется необходимым.…”

unclassified

See 4 more Smart Citations

Some Thoughts About Beryllium Resources, Impurities in It and Necessity of Its Detritiation After Irradiation

Kolbasov¹,

Khripunov²,

Biryukov³

2013

PAST-TF

View full text Add to dashboard Cite

Бериллий является дефицитным металлом. По современным оценкам, его мировые природные запасы несколько больше 80 000 т. В 2012 г. во всех странах мира было добыто около 230 т бериллия. В то же время в концептуальных проектах некото-рых энергетических термоядерных реакторов предусматривается применение сотен тонн бериллия. Поэтому возврат в произ-водственный цикл (рециклинг) этого металла будет необходим. В России проведены предварительные проработки радиохими-ческой технологии рециклинга облучённого бериллия. Они остановлены из-за прекращения финансирования. Бериллиевая руда из некоторых основных месторождений бериллия имеет чрезмерно большую для термоядерного реактора концентрацию урана, что ставит вопрос о необходимости разработки и применения экономически приемлемой технологии очистки бериллия от этой примеси. Практически любые технологические операции с бериллием требуют его детритизации. В НИЦ «Курчатовский инсти-тут» проведено исследование выхода трития и гелия из облучённого бериллия при разных температурах и скоростях повыше-ния температуры.Ключевые слова: бериллий, ресурсы бериллия, примеси в бериллии, обращение с бериллием, детритизация бериллия. SOME THOUGHTS ABOUT BERYLLIUM RESOURCES, IMPURITIES IN IT AND NECESSITY OF ITS DETRITIATION AFTER IRRADIATION B.N. Kolbasov, V.I. Khripunov, A.Yu. Biryukov NRC «Kurchatov Institute», Moscow, RussiaBeryllium is a scarce metal. According to present-day estimations, its world natural resources somewhat exceed 80 000 t. Beryllium production in all the world countries in 2012 was about 230 t. At the same time, some conceptual designs of fusion power reactors envisage application of several hundred tons of this metal. Therefore return of beryllium into production cycle (recycling) will be necessary. Some preliminary developments of radiochemical technology for beryllium recycling were carried out in Russia. They were stopped due to suspension of financing. Beryllium ore from some main deposits has uranium content exaggerated for a fusion reactor. This fact puts a question on the necessity to develop and apply an economically acceptable technology for beryllium purification from uranium. Practically any technological procedure with beryllium requires its detritiation. A study of tritium and helium release from irradiated beryllium at different temperatures and temperature increase rates was performed in Kurchatov Institute.

show abstract

Section: последствия загрязнения бериллия ураномunclassified