EDN: UHLZWP
Авторы
Колесов В.В.1, Коробейников В.В.2, Пупко Л.П.2
Организация
1 Обнинский институт атомной энергетики НИЯУ МИФИ, Обнинск, Россия
2 Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Колесов В.В.1 – доцент, кандидат физико-математических наук.
Коробейников В.В.2 – 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..
Пупко Л.П.2 – научный сотрудник.
Аннотация
Приведены результаты исследований по применению минорных актинидов для наработки 238Pu. Наиболее распространённым стартовым материалом для наработки 238Pu в ядерном реакторе является изотоп нептуния 237Np. Традиционно для этой цели используются реакторы на тепловых нейтронах. В данной работе рассматривается подход для наработки 238Pu, основанный на облучении минорных актинидов в реакторе на быстрых нейтронах. В качестве стартового материала исследуется применение не только 237Np, но и 241Am. Отрицательной стороной использования для наработки 238Pu из 237Np является возможность реакции 237Np(n, 2n)236Pu, в результате которой 236Pu, испытавший α-распад превращается в высокотоксичный 232U. Наличие даже относительно небольших количеств 232U приводит к большим проблемам обращения с 238Pu. Проведён анализ эффективности наработки 238Pu с использованием двух разных схем. Рассмотрены их достоинства и недостатки. Для исследований использовались три варианта облучательных устройств, отличающихся количеством замедляющего вещества, окружающего ТВС со стартовыми материалами. Результаты показали, что наличие замедлителя в облучательных устройствах с 237Np снижает накопление «вредного» 236Pu. Сравнение замедлителей из графита и гидрида циркония при наработке 238Pu показало более высокую эффективность графита. Использование в качестве стартового материала 241Am показало достаточно низкий уровень накопления 236Pu даже при отсутствии замедлителя. Однако доля 238Pu оказывается ниже в случае использования 241Am по сравнению с 237Np.
Ключевые слова
трансмутация, выжигание минорных актинидов, отработавшее топливо, радиоактивность, биологическая опасность, хранение отработавшего топлива, спектр нейтронов, гетерогенность
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Куликов Г.Г., Шмелев А.Н., Глебов В.Б., Апсэ В.А., Куликов Е.Г. Нейтронно-физические основы масштабной наработки 238Pu для автономных источников энергии. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2023, № 2, c. 162–168. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.2.13.
- Шмелев А.Н., Гераскин Н.И., Апсэ В.А., Куликов Г.Г., Куликов Е.Г., Глебов В.Б. Оценка возможности крупномасштабной наработки 238Pu в энергетическом реакторе типа ВВЭР-1000. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2023, № 3, c. 118–126.
- Charles R. Daily, Joel L. McDuffee. Design Studies for the Optimization of 238Pu Production in NpO2 Tarhets irradiated at the High Flux Isotope Reactor. Nuclear Technology, 2020, 206:8, pp. 1182–1194. DOI: 10.1080/00295450.2019.1674594.
- US Department of Energy startup plan for plutonium-238 production for radioisotope power systems. Доступно на: https://www.energy.gov/sites/prod/files/2015/09/f26/Final_Startup_Plan_for_Plutonium238.pdf (дата обращения 24.11.2025).
- An exploration of mission concepts that could utilize small RPS. Доступно на: http://anstd.ans.org/NETS2019Papers/Track2–MissionConceptsandLogistics/ abstract310.pdf (дата обращения 24.11.2025).
- Коробейников В.В., Колесов В.В., Каражелевская Ю.Е., Терехова А.М. Исследования возможности выжигания и трансмутации 241Am в реакторе с америциевым топливом. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2019, № 2, с. 153–163.
- 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.
- Колесов В.В., Коробейников В.В., Исанов К.А., Пупко Л.П. Использование минорных актинидов в качестве выгорающих поглотителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2024, вып. 4, с. 123–135.
- Дзугкоева Э.М., Евдокимов В.П., Стогов В.Ю., Шагинян Р.А. Исследование возможности наработки кобальта-60 заданной удельной активности в реакторе типа БН-800. Сборник материалов научно-практической конференции «Ядерные технологии: от исследований к внедрению – 2021». Нижний Новгород, 16 апреля 2021 года. Нижний Новгород: НГТУ им. Р.Е. Алексеева, 2021. С. 38–40.
- Leppanen Jaakko. PSG2/SERPENT – A Continious Energy Monte-Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. Helsinki: VTT Technical Research Centre of Finland, 2015. Доступно на: https://serpent.vtt.fi/download/Serpent_manual.pdf (дата обращения 24.11.2025).
- Radioisotope Power Systems for Deep Space Exploration – Some Background. Доступно на: https://www.nationalacademies.org/event/03052021/docs/D7D82520CDCFA8423E16CD569643B93B8837DDEA9EDB (дата обращения 24.11.2025).
- Шагинян Р.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю. Исследование зависимости эффективности наработки различных изотопов от энергетической структуры плотности нейтронного потока. Препринт ФЭИ-3302. Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 2022. 44 c.
- Пустовалов А.А., Гусев В.В., Панкин М.И., Сметанников В.П. Состояние, области применения и перспективы использования РИТЭГ на плутонии-238 для исследования планет Солнечной системы. Тезисы международной конференции «Ядерная энергетика в космосе – 2005». Москва, НИКИЭТ, 2005, с. 14.
- Пустовалов А.А., Панкин М.И., Прилепо Ю.П., Рыбкин Н.Н., Синявский В.В. Космические радиоизотопные термоэлектрические генераторы на америции-241. Космическая техника и технологии, 2016, № 1(12), с. 57–63.
УДК 621.039.5
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 4, c. 154–163
