Колесов В.В.1, Коробейников В.В.2, Михалёв А.В.1, Пупко Л.П.2
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 радикальным путем решения проблемы РАО является их обезвреживание.
В последние три десятилетия ведутся активные поиски физических решений по обезвреживанию долгоживущих РАО, основанные на их ядерной трансмутации, т.е. превращении в короткоживущие или стабильные нуклиды. Успешное решение этой проблемы в сочетании с традиционными технологиями позволило бы повысить надежность защиты биосферы от вредного воздействия РАО. В научных публикациях на эту тему обсуждаются различные варианты физических решений по осуществлению трансмутации долгоживущих РАО как в ядерных реакторах, так и в перспективных ядерных установках, не доведенных пока до уровня практической реализации (электроядерные и термоядерные установки. В таких установках предполагается использовать достаточно традиционные виды ядерного топлива – урана или/и плутония.
В данной работе исследуется возможность использовать в реакторах топливо из одних только МА, без урана или плутония. Исследуются нейтронно-физические аспекты решения такой задачи.
В рамках исследований решены следующие задачи:
– Проведены расчёты активных зон быстрых реакторов с топливом U-238+Am-241 и Th-232+Am-241 для выжигания Am-241.
– Оценено влияние спектральных эффектов на разные варианты выжигания Am-241 в реакторе типа БН-600.
– Рассчитаны эффекты гетерогенности при выжигании Am-241 в реакторе на быстрых нейтронах с уран-ториевым топливом.
– Моделирование выжигания минорных актинидов при разных способах их размещения в реакторе типа БН-600 показало наиболее эффективные пути утилизации минорных актинидов.
– Исследована эффективность выжигания Am-241 в быстро-тепловой системе на основе реактора типа БН-600.
Результаты проведённых исследований помогут выбрать эффективные подходы к выжиганию минорных актинидов.
1. Boris Bergelson, Alexander Gerasimov, Tamara Zaritskaya, Gennady Kiselev, Alexander Volovik. Decay Heat Power and Radiotoxicity of Spent Uranium, Plutoniu
m and Thorium Fuel at Long-Term Storage. Proc. of the 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology SMiRT18. Beijing, 2005, pp. 4745–4751.
2. Salvatores M., Slessarev I., and Uematsu M. A Global Physics Approach to Transmutation of Radioactive Nuclei. Nuclear Science and Engineering, 1994, vol. 116, p. 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: URL: https://wwwndc.jaea.go.jp/jendl/j40/j40.html (дата обращения 12.09.2022).
4. OECD NEA. French R&D on the Partitioning and Transmutation of Long-lived Radionuclides: An International Peer Review of the 2005 CEA Report. Papers: OECD Publishing, 2006.
5. Oak Ridge National Laboratory. Preliminary Multicycle Transuranic Actinide Partitioning-Transmutation Studies. 2007. ORNL/TM-2007/24.
6. Naoyuki Takaki. 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. Доступно на: http://www.janleenkloosterman.nl/papers/klooster9803.pdf (дата обращения 20.01.2023).
8. Youinou G. Plutonium Multirecycling in Standard PWRs Loaded with Evolutionary Fuels. Nuclear Science and Engineering. ANS, 2005, vol. 151, issue 1, pp. 25–45.
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. Kostadin Zashev. Transmutation of VVER-1000 Spent Nuclear Fuel in Candu Reactors. Proc. of the Energy Forum'2017. Varna, 2017. 5 p.
11. Prunier C., Boussard F., Koch L., Coquerelle M. Some Specific Aspects of Homogeneous Americium- and Neptunium-Based Fuels Transmutation through the Outcomes of the SUPERFACT Experiment in Phenix Fast Reactor. Nuclear Technology, 1997, vol. 119, pp. 141–147. JRC15648.
12. Guillaumont R. The Bataille's law: scientific research for nuclear wastes in France. L'Actualité chimique, 2005, vol. 285–286, pp. 8–12.
13. Jean-Marc Bonnerot, et al. First Results of the Irradiation Program of Inert Matrices, Targets and Fuels for Minor Actinides Transmutation in Fast Reactor. Montpellier. 2008. Доступно на: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/40/003/40003966.pdf (дата обращения 20.01.2023).
14. Chichester J.M. et al. Overview of the FUTURIX-FTA Irradiation Experiment in the Phénix Reactor. Proc. of Global 2015. Paris, France, September 20–24, 2015, p. 5268. Доступно на: https://inldigitallibrary.inl.gov/sites/sti/sti/7146507.pdf (дата обращения 20.01.2023).
15. Idaho National Laboratory. Postirradiation Examination of FUTURIX-FTA metallic alloy experiments. Idaho: INL, 2019. INL/JOU-18-52239-Revision-0.
16. The EBR-II X501 Minor Actinide Burning Experiment. Idaho: INL, 2008. INL/CON-08-13828 Preprint.
17. Tomonori SOGA, Takashi SEKINE, Kosuke TANAKA, Ryoichi KITAMURA, Takafumi AOYAMA. Irradiation Test of Fuel Containing Minor Actinides in the Experimental Fast Reactor Joyo. Journal of Power and Energy Systems, 2008, vol. 2, issue 2, pp. 692–702.
18. International Atomic Energy Agency (IAEA). Status of Minor Actinide Fuel Development. Vienna: IAEA, 2009. No. NF-T-4.6.
19. International Atomic Energy Agency (IAEA). Advanced Reactor Technology Options for Utilization and Transmutation of Actinides in Spent Nuclear Fuel. Vienna: IAEA, 2009. IAEA-TECDOC-1626.
20. 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.
21. Косякин Д.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю. Исследование зависимости эффективности трансмутации Am-241 от энергетической структуры плотности нейтронного потока. Препринт ФЭИ-3294. Обнинск, АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», 2021. 32 с.
22. Коробейников В.В., Колесов В.В., Игнатьев И.А. Расчётное моделирование выжигания минорных актинидов в реакторе на быстрых нейтронах с топливом без урана и плутония: Препринт ФЭИ-3299. Обнинск, АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», 2022. 38 с.
23. 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.
24. Мосеев А.Л., Декусар В.М., Коробейников В.В., Елисеев В.А. Исследования потенциала двухкомпонентной системы ЯЭ в разных условиях её развития. Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы, 2019, вып. 2, с. 189–205.
25. 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. 153–163.
26. Декусар В.М., Зродников А.В., Елисеев В.А., Мосеев А.Л. К вопросу накопления и реакторной утилизации америция в ядерной энергетике. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2019, вып. 1, с. 215–222.
27. BN-600 MOX core benchmark analysis results from phases 4 and 6 of a coordinated research project on updated codes and methods to reduce the calculational uncertainties of the LMFR reactivity effects. IAEA-TECDOC-1700. International Atomic Energy Agency, Vienna, 2013.
28. Alekseev P., Vasiliev А., Mikityuk К., Subbotin S., Fomichenko P., Schepetina Т. “Lead-bismuth reactor RBEC: optimization of conceptual decisions”. Preprint IAE-6229/4. 2001.
