EDN: UYGIBS
Авторы
Декусар В.М., Гурская О.С., Мосеев А.Л.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Декусар В.М. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-86-22; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Гурская О.С. – научный сотрудник.
Мосеев А.Л. – старший научный сотрудник.
Аннотация
В работе изложены результаты расчетов содержания 232U в уране при многократном рецикле топливных материалов в быстрых реакторах. Расчетным путем исследовано влияние различных режимов рецикла топливных материалов в быстром реакторе – рецикла только плутония, урана или их смеси, временных параметров внешнего топливного цикла и др. – на накопление 232U. При этом учитывались частичные перегрузки топлива и топливные переделы в рамках замкнутого топливного цикла быстрого реактора. В рамках топливного цикла только быстрых реакторов типа БН максимальное накопление 232U в уране составляет ~ 1,0·10–6 %. Это значение соответствует 20-й микрокампании при рецикле урана и плутония в виде неразделенной смеси при годичной выдержке выгруженного топлива. Увеличение выдержки до реально реализуемых 3–5 лет приводит к снижению накопления 232U до (0,90–0,95)·10–6 %. Переход к другим рассмотренным опциям рецикла топливных материалов (рециклы по отдельности плутония и урана, снижение количества рециклов, увеличение выдержки ОЯТ) приводит к снижению накопления. Вследствие этого, по-видимому, за верхний предел накопления 232U с некоторым запасом можно принять значение 1,0·10–6 %. Показано, что достаточно быстро – за 2 микрокампании – содержание 232U в уране достигает предельно допустимых значений при производстве уранового топлива для тепловых реакторов на машиностроительном заводе (АО «МСЗ», г. Электросталь). Вместе с тем отмечается, что для быстрых реакторов с МОКС-топливом, где используется дистанционное производство, применение такого урана может быть допустимо. Тем не менее, все аспекты использования регенерата урана, особенно радиационной обстановки на различных этапах топливного цикла, требуют дальнейших исследований.
Ключевые слова
реактор на быстрых нейтронах, замкнутый топливный цикл, уран, плутоний, рецикл топливных материалов, накопление 232U, микрокампания, моделирование
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Хабр. Ввоз немецких урановых хвостов в Россию. Часть 2. Дообогащение. Доступно на: https://habr.com/ru/post/481890/?ysclid=l8d3a80q7m512618371 (дата обращения 25.08.2023).
2. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле. Под ред. Н.Н. Пономарева-Степного. М.: Техносфера, 2016. 160 c.
3. Белая книга ядерной энергетики. Замкнутый ЯТЦ с быстрыми реакторами. Под общ. ред. Е.О. Адамова. М.: Изд-во АО «НИКИЭТ», 2020. 496 с.
4. Алексеев П.Н., Бобров Е.А., Чибиняев А.В. и др. Многократный рецикл РЕМИКС-топлива при работе ВВЭР-1000 в замкнутом топливном цикле. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2014, № 4, с. 115–126.
5. Матвеев Л.В., Центер Э.М. Уран-232 и его влияние на радиационную обстановку в ядерном топливном цикле. М.: Энергоатомиздат, 1985. 69 с.
6. A Present Review of the Thorium Nuclear Fuel Cycles. M. Lung. Final Report. European Commission, EUR 17771 EN. 1997.
7. Звонарев А.В., Зильберман Б.Я., Иванов В.И. и др. Исследование тория, облученного в боковом экране быстрого реактора, и в тепловом спектре графитового реактора. Известия ВУЗов. Ядерная энергетика, 1999, № 1, с. 37.
8. Артемьев Н.А., Декусар В.М., Калашников А.Г., Мосеев А.Л.RZA – комплекс программ многогруппового расчета двумерного реактора в областях замедления и термализации нейтронов с учетом выгорания. Препринт ФЭИ-1679. Обнинск, 1985.
9. Декусар В.М., Мосеев А.Л., Пупко Л.П.Модель топливного цикла быстрого реактора, реализованная в коде CYCLE. Препринт ФЭИ-3298, Обнинск, 2022. 24 с.
10. Андрианов А.А., Гурин А.В., Птицын П.Б. Расчетные тесты для кросс-верификации программных средств технико-экономического моделирования ядерно-энергетических систем. М.: ЧУ «НиИ», 2020. 31 с.
11. Андрианов А.А., Валуев О.Н., Гурин А.В. и др. Программные комплексы технико-экономического моделирования, анализа и оценки систем ядерной энергетики и объектов использования атомной энергии: каталог. М.: ЧУ «НиИ», 2021. 112 c.
12. Калашников А.Г., Мосеев А.Л., Декусар В.М., Коробейников В.В., Мосеев П.А. Развитие программного комплекса CYCLE для системного анализа ядерного топливного цикла. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2016, № 1, с. 91–99.
13. Кислов А.И., Титов А.А., Дмитриев А.М., Синцов А.Е. Радиационные аспекты использования регенерированного урана на ОАО «МСЗ» при производстве ядерного топлива. Ядерная и радиационная безопасность, специальный выпуск, 2012, с. 52–59.
УДК 621.039
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 3, c. 59–75
