Уран-236 ( 236 U) — это изотоп урана , который не делится тепловыми нейтронами и не является очень хорошим воспроизводящим материалом , но обычно считается нежелательным и долгоживущим радиоактивным отходом . Он содержится в отработавшем ядерном топливе и в переработанном уране, полученном из отработавшего ядерного топлива.
Делящийся изотоп уран-235 используется в качестве топлива для большинства ядерных реакторов . Когда 235 U поглощает тепловой нейтрон , может произойти один из двух процессов. Примерно в 82% случаев он будет делиться ; Примерно в 18% случаев он не будет делиться, вместо этого испуская гамма-излучение и выделяя 236 U. Таким образом, выход 236 U на реакцию 235 U+n составляет около 18%, а выход продуктов деления составляет около 82%. Для сравнения, выходы наиболее распространенных отдельных продуктов деления, таких как цезий-137 , стронций-90 и технеций-99 , составляют от 6% до 7%, а совокупный выход среднеживущих (10 лет и более) и долгоживущих продуктов деления составляет от 6% до 7%. живых продуктов деления составляет около 32%, или на несколько процентов меньше, поскольку некоторые из них трансмутируются в результате захвата нейтронов . Цезий-135 является наиболее заметным «отсутствующим продуктом деления», поскольку его гораздо больше обнаруживают в ядерных осадках , чем в отработавшем ядерном топливе, поскольку его родительский нуклид ксенон-135 является самым сильным из известных нейтронных ядов .
Второй по распространенности делящийся изотоп плутоний-239 также может делиться или не делиться при поглощении теплового нейтрона. Продуктовый плутоний-240 составляет большую часть плутония реакторного качества (плутоний, переработанный из отработавшего топлива, которое первоначально было изготовлено из обогащенного природного урана, а затем однажды использовано в LWR ). 240 Pu распадается с периодом полураспада 6561 год на 236 U. В замкнутом ядерном топливном цикле большая часть 240 Pu будет делиться (возможно, после более чем одного захвата нейтронов) до того, как он распадется, но 240 Pu, выброшенный как ядерные отходы , будет распадаться. на протяжении тысячелетий. Как240
Пу имеет более короткий период полураспада, чем239
Pu , качество любого образца плутония, состоящего в основном из этих двух изотопов, будет медленно повышаться, в то время как общее количество плутония в образце будет медленно уменьшаться в течение столетий и тысячелетий. Альфа- распад240
Pu производит уран-236, а239
Pu распадается на уран-235.
Хотя большая часть урана-236 была произведена путем захвата нейтронов в ядерных энергетических реакторах, большая часть его хранится в ядерных реакторах и хранилищах отходов. Наиболее существенный вклад в распространенность урана-236 в окружающей среде вносит реакция 238 U(n,3n) 236 U под действием быстрых нейтронов в термоядерном оружии . Испытания атомной бомбы в 1940-х, 1950-х и 1960-х годах подняли уровень изобилия в окружающей среде значительно выше ожидаемого естественного уровня. [6]
236 U при поглощении теплового нейтрона не подвергается делению, а становится 237 U, который быстро подвергается бета-распаду до 237 Np . Однако сечение захвата нейтронов у 236 U невелико, и в тепловом реакторе этот процесс не происходит быстро . Отработанное ядерное топливо обычно содержит около 0,4% 236 U. Обладая гораздо большим поперечным сечением , 237 Np может в конечном итоге поглотить другой нейтрон и стать 238 Np , который быстро бета-распадается до плутония-238 (еще одного неделящегося изотопа).
236 U и большинство других изотопов актинидов расщепляются быстрыми нейтронами в ядерной бомбе или реакторе на быстрых нейтронах . Небольшое количество быстрых реакторов используется в научных исследованиях уже несколько десятилетий, но их широкое использование для производства электроэнергии еще впереди.
Уран-236 альфа распадается с периодом полураспада 23,420 миллиона лет до тория-232 . Он долговечнее, чем любые другие искусственные актиниды или продукты деления , производимые в ядерном топливном цикле . ( Плутоний-244 , период полураспада которого составляет 80 миллионов лет, не производится в значительных количествах в рамках ядерного топливного цикла , а более долгоживущие уран-235 , уран-238 и торий-232 встречаются в природе.)
В отличие от плутония , второстепенных актинидов , продуктов деления или продуктов активации , химические процессы не могут отделить 236 U от 238 U , 235 U, 232 U или других изотопов урана. Его даже сложно удалить изотопным разделением , так как при низком обогащении будут концентрироваться не только желательные 235 U и 233 U , но и нежелательные 236 U, 234 U и 232 U. С другой стороны, 236 U в окружающей среде не может отделиться от 238. У и концентрируют раздельно, что ограничивает его радиационную опасность в каком-либо одном месте.
Период полураспада 238 U примерно в 190 раз больше, чем у 236 U; следовательно, уран -236 должен иметь примерно в 190 раз большую удельную активность . То есть в переработанном уране с содержанием 236 U 0,5% 236 U и 238 U будут давать примерно одинаковый уровень радиоактивности . ( 235 U вносит лишь несколько процентов.)
Соотношение составляет менее 190, если учитывать продукты распада каждого из них. Цепочка распада урана-238 до урана-234 и, в конечном итоге, до свинца-206 включает выброс восьми альфа-частиц за время (сотни тысяч лет), короткое по сравнению с периодом полураспада 238 U, так что образец 238 U в равновесии с продуктами распада (как в природной урановой руде ) альфа-активность в восемь раз превышает активность одного 238 U. Даже очищенный природный уран , из которого удалены продукты пост-уранового распада, будет содержать равновесное количество 234 U и, следовательно, примерно в два раза выше альфа-активность чистого 238 U. Обогащение с целью увеличения содержания 235 U приведет к увеличению 234 U в еще большей степени. и примерно половина этого 234 U сохранится в отработавшем топливе. С другой стороны, 236 U распадается на торий-232 , период полураспада которого составляет 14 миллиардов лет, что эквивалентно скорости распада, которая лишь на 31,4% превышает скорость распада 238 U.
Обедненный уран , используемый в пенетраторах кинетической энергии и т.п., предполагается производить из отходов обогащения урана , которые никогда не подвергались облучению в ядерном реакторе , а не из переработанного урана . Однако были утверждения, что некоторые обедненные ураны содержат небольшие количества 236 U. [7]