Авторы
Косякин Д.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт
имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Коробейников В.В. – главный научный сотрудник, доктор физико-математических наук, профессор. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл.
Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-82-76; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Косякин Д.А. – инженер.
Стогов В.Ю. – старший научный сотрудник.
Аннотация
Обращение с радиоактивными отходами (РАО) ядерной энергетики –
один из ключевых вопросов, определяющих приемлемость и масштабы развития этой
отрасли энергопроизводства. Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) представляет
угрозу для окружающей среды при утечке из хранилищ. В настоящее время проблема
надежной изоляции и обезвреживания РАО привлекает большое внимание. Понятно,
что полномасштабная демонстрация технологии надежного захоронения РАО на сотни
тысяч и миллионы лет невозможна, если принимать во внимание проявление таких
маловероятных факторов, как изменение состояния земной коры или попадание
крупного метеорита в могильник. Поэтому считается, что наилучшим путем решения
проблемы РАО является их обезвреживание. Особую сложность при решении данной
проблемы представляют минорные актиниды (МА), содержащиеся в ОЯТ.
Радикальное сокращение объёмов МА,
содержащихся в ОЯТ энергетических реакторов, возможно
за счёт их трансмутации – перевода долгоживущих радиоактивных изотопов в
короткоживущие, или стабильные при их облучении в ядерных реакторах. Однако
различие свойств МА, характеристик различных типов ядерных реакторов и способов
трансмутации требует проведения комплексной оценки и выбора путей обращения как
с отдельными нуклидами – Np-237, Am, Сm, так и выработки общей позиции о способах реализации
трансмутации МА.
Существующие исследования, в
основном, ставят своей целью оценку возможности и перспективности утилизации
минорных актинидов в действующих и проектируемых типах реакторов. Однако
окончательный выбор установки для трансмутации пока не сделан ни в одной стране
мира и эффективное решение данной проблемы пока ещё впереди.
Особенностью данной работы
является исследование зависимости эффективности трансмутации Am-241 от энергетической
структуры спектра нейтронного потока. Результаты исследования позволят
определить спектральные условия, при которых эффективность трансмутации будет
максимальной. После выбора подходящих спектральных условий можно будет перейти
к их реализации в действующих, или перспективных ядерных реакторах.
Ключевые слова
трансмутация, минорные актиниды, отработавшее топливо,
радиоактивность, биологическая опасность, хранение отработавшего топлива,
спектр нейтронов
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Bergelson Boris, Gerasimov Alexander, Zaritskaya
Tamara, Kiselev Gennady, Volovik Alexander. Decay Heat Power and Radiotoxicity
of Spent Uranium, Plutonium and Thorium Fuel at Long-Term Storage. Proc. of
the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology
(SMiRT 18), Beijing, China, 2005, pp. 4745–4751. Доступно на: https://repository.lib.ncsu.edu/bitstream/
handle/1840.20/31886/W02_2.pdf?sequence=1&isAllowed=y (дата обращения
01.02.2022).
2.
Salvatores M., Slessarev I., Uematsu M. A Global
Physics Approach to Transmutation of Radioactive Nuclei. Nuclear Science and
Engineering, 1994, vol. 116, pp. 1–18.
3.
Japan Atomic Energy Agency – Nuclear Data Center.
Japanese standard library for fast breeder reactors, thermal reactors, fusion
neutronics and shielding calculations, and other applications (JENDL-4.0). JAEA-NDC, 2010. Доступно на: https://wwwndc.jaea.go.jp/jendl/j40/j40.html
(дата обращения 01.02.2022).
4.
OECD NEA. French R&D on the Partitioning and
Transmutation of Long-lived Radionuclides. An International Peer Review of
the 2005 CEA Report. NEA No.
6210. OECD Publishing, 2006. 88 p. Доступно на:
https://oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2019-12/nea6210-french-research.pdf
(дата обращения 01.02.2022).
5.
Preliminary Multicycle Transuranic Actinide
Partitioning-Transmutation Studies. ORNL/TM-2007/24. Oak Ridge, ORNL, 2007. 67 p.
6.
Takaki Naoyuki. Neutronic potential of water cooled
reactor with actinide closed fuel cycle. Progress in Nuclear Energy,
2000, vol. 37, pp. 1–4.
7.
Kloosterman J.L. Multiple Recycling of
Plutonium in Advanced PWRs. Netherlands Energy Research Foundation (ECN),
1998.
8.
Gilles Youinou G.,
Alfredo Vasile A. Plutonium Multirecycling in Standard PWRs Loaded with
Evolutionary Fuels. Nuclear Science and Engineering, 2005, vol. 151:1,
pp. 25–45. DOI: 10.13182/NSE05-A2526.
9.
Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Scenarios
for the Transmutation of Actinides in Candu Reactors: Company Wide. Ontario:
AECL, 2010. CW-123700-CONF-010.
10. Гулевич А.В.,
Елисеев В.А., Клинов Д.А., Коробейникова Л.В., Крячко М.В., Першуков В.А.,
Троянов В.М. Возможность выжигания америция в быстрых реакторах. Атомная
энергия, 2020, т. 128, с. 82–87.
11. Коробейников В.В., Колесов В.В., Каражелевская Ю.Е.,
Терехова А.М. Исследования возможности выжигания и трансмутации Am-241 в
реакторе с америциевым топливом. Известия ВУЗов. Ядерная энергетика, 2019,
вып. 2, с. 153–161. DOI: 10.26583/npe.2019.2.13.
12. Коробейников
В.В., Колесов В.В., Каражелевская Ю.Е., Терехова А.М. Исследование возможности
выжигания минорных актинидов в быстром реакторе с металлическим топливом на
основе только минорных актинидов. Вопросы атомной науки и техники. Серия
Ядерно-реакторные константы. 2020, вып. 1, с. 59–68.
13. Тормышев И.В. Программный
комплекс для расчета радиационных характеристик топлива и конструкционных
материалов ISKRA, версия 1.0. Свидетельство о гос. регистрации № 2020660280.
2020.
14. Мантуров Г.Н.,
Николаев М.Н., Цибуля А.М. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1. Ядерные
константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучений. Вопросы атомной
науки и техники. Серия Ядерные константы. 1996, вып. 1, с. 59–98.
УДК 621.039.54(04)
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2022, № 1, c. 5–15
