EDN: ZUOKQU
Авторы
Колесов В.В.1, Коробейников В.В.2, Исанов К.А.2, Пупко Л.П.2
1 Обнинский институт атомной энергетики ИАТЭ НИЯУ МИФИ, Обнинск, Россия
2 Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Коробейников В.В. – главный научный сотрудник, профессор, доктор физико-математических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доб. 82-76), 910-863-70-98; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Исанов К.А.1 – инженер-исследователь.
Пупко Л.П. – научный сотрудник.
Колесов В.В. – доцент, кандидат физико-математических наук.
Аннотация
Проведены теоретические и расчетные исследования возможности применения минорных актинидов в качестве выгорающих поглотителей в реакторах на быстрых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах рассматриваются не только качестве производства электрической и тепловой энергии и эффективного увеличения топливного ресурса, но и утилизации накопленных минорных актинидов.
Для исследований использовался Am с разным нуклидным составом и Np-237. В расчетных исследованиях рассматривались урановое и МОКС-топливо с использованием разных количеств добавок окиси Am и Np. Оценено влияние спектральных эффектов на разные виды и количества добавок в урановое и МОКС-топливо для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.
Проведено сравнение вариантов топлива по эффективности выжигания минорных актинидов Am и Np.
В работе исследована величина экономии урана и плутония при добавлении в топливо Am или Np-237. Видно, что в вариантах без добавок Am или Np расход урана существенно возрастает. Таким образом, можно говорить о получении дополнительной тепловой и электрической энергии при выжигании долгоживущих высокоактивных отходов Am-241 и Np-237 в ядерных реакторах.
Показано, что америций, используемый в качестве добавки в МОКС или урановое топливо в реакторе на быстрых нейтронах, позволяет не только снизить начальный запас реактивности, но и существенно продлить кампанию реактора.
Ключевые слова
трансмутация, выжигание минорных актинидов, отработавшее топливо, радиоактивность, биологическая опасность, хранение отработавшего топлива, спектр нейтронов, гетерогенность
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Пономарев-Степной Н.Н. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с замкнутым ядерным топливным циклом на основе БН и ВВЭР. Атомная энергия, 2016, т. 120, вып. 4, c. 183–190. Доступно на: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t120-4_2016/p183/ (дата обращения 04.12.2024).
- Усанов В.И. и др. Многокритериальная оценка и ранжирование возможных сценариев развития российской двухкомпонентной ядерной энергетики с тепловыми и быстрыми натриевыми реакторами. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2021, № 1, с. 16–28. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2021.1.02.
- Алексеев П.Н., Алексеев С.В., Андрианова Е.А. и др. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом топливном цикле. М.: Техносфера, 2016. 160 с. Доступно на: https://elib.biblioatom.ru/text/dvuhkomponentnaya-yadernaya-systema_2016/p0/ (дата обращения 04.12.2024).
- 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, вып. 2, с. 82–87. Доступно на: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/3150 (дата обращения 04.12.2024).
- 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, № 2, с. 153–163. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.13.
- 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.
- 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. 38 с.
- Eliseev V.A., Korobeinikova L.V., Levanova M.V. et al. Possibilities of minor actinides utilization in advanced large power sodium cooled fast reactor. Proc. Intern. Conf. GLOBAL 2009. Paris, Sep. 6–11, Id. 9239.
- Тузов А.А., Гулевич А.В., Гурская О.С., Декусар В.М., Елисеев В.А., Зарапина Э.М., Троянов В.М. Особенности выжигания америция в быстром реакторе типа БН-1200М. Атомная энергия, 2023, т. 134, вып. 5–6, с. 230–238.
- Троянов В.М., Гулевич А.В., Гурская О.С., Декусар В.М., Елисеев В.А., Мосеев А.Л. О плутонии-241 и америции в двухкомпонентной системе ядерной энергетики. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2024, вып. 2, с. 8–18.
- Котов Я.А., Невиница В.А., Фомиченко П.А. Выжигание минорных актинидов в реакторе типа БН-1200 с использованием ТВС с внутрикассетной гетерогенностью. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2023, вып. 2, с. 102–110.
- Белов С.Б., Киселёв А.В., Марова Е.В. и др. Результаты верификации программ расчета нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора типа БН-1200. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2014, вып. 4, с. 66–76. Доступно на: https://elibrary.ru/item.asp?id=22905474 (дата обращения 04.12.2024).
- Исанов К.А., Колесов В.В., Коробейников В.В., Усанов В.И., Хныкина Е.С. Расчетные исследования замкнутого топливного цикла реактора типа ВВЭР-1200 на плутонии из отработавшего ядерного топлива. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2024, № 2, с. 185–201. DOI: https://doi.org/ 10.26583/npe.2024.2.15.
- На Атомэкспо про сырьевое обеспечение ЯТЦ. ATOMINFO.RU. Электронное периодическое издание, 2022. Доступно на: http://www.atominfo.ru/newsz05/a0788.htm. (дата обращения 04.01.2024).
- Алимов Ю.В., Галеева Н.М., Давыдов В.К. и др. Перевод реакторов РБМК-1000 на регенерированное топливо с повышенным содержанием четных изотопов урана. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2020, вып. 3, с. 63–67.
- Клинов Д.А. и др. Возможность облагораживания плутония в БН-800. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2020, вып. 2, с. 15–21. DOI: 10.55176/2414-1038-2020-2-15-21.
УДК 621.039.54(04)
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 4, c. 123–136
