Кизуб П.А., Блохин А.И., Блохин П.А.
Работа посвящена предварительному анализу ядерной безопасности новых аппаратов пирохимической переработки смешанного нитридного уран-плутониевого отработавшего ядерного топлива (СНУП ОЯТ) реактора БРЕСТ-ОД-300 – аппаратов высокотемпературной обработки, электролизёра «металлизации», аппарата рафинировочного переплава, рафинировочного электролизёра и аппарата «мягкого» хлорирования. Для этого разработаны соответствующие расчетные модели аппаратов для двух нейтронно-физических кодов (MCU-FR и MCNP) и проведены расчеты на критичность методом Монте-Карло. При этом, анализ ядерной безопасности каждого аппарата выполнен с использованием нормы загрузки делящегося материала (ДМ) и увеличенной массы разовой загрузки ДМ в аппарат. Также рассмотрены различные аварийные ситуации: охлаждение установок до комнатной температуры, образование просыпей ДМ и увеличение уровня электролита в аппарате «металлизации», попадание воды в камеру и тигель аппарата рафинировочного переплава. Показано, что для всех рассмотренных расчетных моделей аппаратов пирохимической переработки СНУП ОЯТ соблюдаются условия ядерной безопасности. С целью исследования слабосвязанности аппарата «металлизации» при наличии просыпи ДМ на дне тигля проведен анализ источников нейтронов деления данной системы для различных высот просыпи. Показано, что система не является слабосвязанной и не требует дополнительного анализа сходимости рассчитываемых функционалов.
1. О проекте «Прорыв». Доступно на: https://proryv2020.ru/o-proekte/ (дата обращения 30.01.2023).
2. Адамов Е.О., Алексахин Р.Н., Большов Л.А., Дедуль А.В., Орлов В.В., Першуков В.А., Рачков В.И., Толстоухов Д.А., Троянов В.Н. Проект «Прорыв» – технологический фундамент для крупномасштабной ядерной энергетики. Изв. РАН. Энергетика, 2015, № 1, с. 5–12.
3. Orlov V.V., Filin A.I., Lopatkin A.V. et al. The closed on-site fuel cycle of the BREST reactors. Progress in Nuclear Energy, 2001, vol. 47, no. 1–4, pp. 171–175.
4. Драгунов Ю.Г., Лемехов В.В., Смирнов В.С., Чернецов Н.Г. Технические решения и этапы разработки реакторной установки БРЕСТ-ОД-300. Атомная энергия, 2012, т. 113, № 1, с. 58–64.
5. Lewin R.G., Harisson M.T. International developments in electrorefining technologies for pyrochemical processing of spent nuclear fuels. In: Robin Taylor. Reprocessing and Recycling of Spent Nuclear Fuel, 1st edition. Woodhead Publ., 2015. Pp. 373–413.
6. Salyulev A., Potapov A., Khokhlov V., Shishkin V. The electrical conductivity of model melts based on LiCl-KCl, used for the processing of spent nuclear fuel. Electrochim. Acta, 2017, vol. 257, pp. 510–515.
7. Zhitkov A., Potapov A., Karimov K., Shishkin V., Dedyukhin A., Zaykov Y., Interaction between UN and CdCl2 in molten LiCl-KCl eutectic. I. Experiment at 773 K. Nuclear Engineering and Technology, 2022, vol. 52, pp. 123–134. DOI: https://doi.org/10.1016/j.net.2019.07.006.
8. Salyulev A., Potapov A. Electrical Conductivity of (LiCl-KCl)eut.-SrCl2 Molten Mixtures. J. Chem. Eng. Data, 2021. DOI: https://doi.org/10.1021/acs.jced.1c00591.
9. Salyulev A.B., Shishkin A.V., Shishkin V.Yu., Zaikov Yu.P. Distillation of lithium chloride from the products of uranium dioxide metallization. Atomic Energy, 2019, vol. 126, pp. 226–229. DOI: 10.1007/s10512-019-00541-1.
10. Zaikov Yu.P., Shishkin V.Yu., Potapov A.M., Dedyukhin A.E., Kovrov V.A., Kholkina A.S., Volkovich V.A., Polovov I.B. Research and Development of the pyrochemical processing for the mixed nitride uranium-plutonium fuel. J. Phys.: Conf. Series, 2020, vol. 1475, p. 012027. DOI: 10.1088/1742-6596/1475/1/012027.
11. Adamov E.O., Mochalov Yu.S., Rachkov V.I., Khomyakov Yu.S., Shadrin A.Yu., Kascheev V.A., Khaperskaya A.V. Spent nuclear fuel reprocessing and nuclear materials recycling in two-component nuclear energy. Atomic Energy, 2021, vol. 130, issue 1, pp. 29–35. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-021-00769-w.
12. Zherebtsov A.A., Mochalov Yu.S., Shadrin A.Yu., Zaikov Yu.P., Gorbachev M.K., Sokolov K.A., Kisly V.A., Goncharov D.A. Development of the general design of the industrial energy complex with CNFC. J. Phys.: Conf. Series, 2020, vol. 1475, p. 012007. DOI: 10.1088/1742-6596/1475/1/012007.
13. Laidler J.J. et al. Development of pyroprocessing technology. Progress in Nuclear Energy, 1997, vol. 31, pp. 131–140.
14. Simpson M.F. Developments of Spent Nuclear Fuel Pyroprocessing Technology at Idaho National Laboratory. Idaho National Laboratory (INL), 2012, INL/EXT-12-25124.
15. Inoue T., Koyama T., Arai Y. State of the Art of Pyroprocessing Technology in Japan. Energy Procedia, 2011, vol. 7, pp. 405–413.
16. Nagarajan K. et. al. Development of Pyrochemical Reprocessing for Spent Metal Fuels. Energy Procedia, 2011, vol. 7, pp. 431–436.
17. Mendes E.et al. Application of the Pyrochemical DOS, Developed by the CEA, within Reprocessing of CERCER Transmutation Fuel Targets. Procedia Chemistry, 2016, vol. 21, pp. 433–440.
18. Over two decades of spent nuclear fuel reprocessing R&D efforts about to fizzle out. Businesskorea, 2020. Доступно на: http://www.businesskorea.co.kr/news/articleView.html?idxno=53358 (дата обращения 11.04.2021).
19. Gao F. et. al. Criticality safety evaluation of materials concerning pyroprocessing. Journal of Nuclear Science and Technology, 2011, vol. 48, pp. 919–928.
20. Kizub P.A., Blokhin A.I., Blokhin P.A., Mitenkova E.F., Mosunova N.A., Kovrov V.A., Shishkin A.V., Zaikov Yu.P., Rakhmanova O.R. Criticality analysis of pyrochemical reprocessing apparatuses for mixed uranium-plutonium nitride spent nuclear fuel using the MCU-FR and MCNP program codes. J. Nuclear Engineering and Technology (в печати).
21. Правила ядерной безопасности для объектов ядерного топливного цикла (НП-063-05). Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору, Москва, 2005.
22. Гуревич М.И., Калугин М.А., Олейник Д.С., Шкаровский Д.А. Характерные особенности MCU-FR. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2016, вып. 5, с. 17–21.
23. X-5 Monte Carlo Team, “MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code”, version 5, April 2003.
24. Alekseev N.I., Bol’shagin S.N., Gomin E.A., Gorodkov S.S., Gurevich M.I., Kalugin M.A., Kulakov A.S., Marin S.V., Novosel’tsev A.P., Oleynik D.S., Pryanichnikov A.V., Sukhino-Khomenko E.A., Shkarovskiy D.A., Yudkevich M.S. The Status of MCU-5. Physics of Atomic Nuclei, 2012, vol. 75, pp. 1634–1646.
25. Кизуб П.А., Митенкова Е.Ф. Источник нейтронов деления в расчетах методом Монте-Карло для слабосвязанных систем. Препринт ИБРАЭ РАН № IBRAE-2015-02. Москва, 2015. 30 c.
26. Митенкова Е.Ф., Колташев Д.А., Кизуб П.А. Распределение скорости реакции деления в слабосвязанной системе для тестовой модели «шахматная доска». Атомная энергия, 2014, т. 116, № 6, с. 345–349.
27. Plompen A. et al. The Joint Evaluated Fission and Fusion Nuclear Data Library, JEFF-3.3. European Physical Journal A, ISSN 1434-6001, 2020, vol. 56, p. 181, JRC118001.
28. Забродская С.В., Игнатюк А.В., Кощеев В.Н., Манохин В.Н., Николаев М.Н., Проняев В.Г. РОСФОНД – российская национальная библиотека нейтронных данных. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные константы, 2007, вып. 1–2, с. 3.
