Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Анализ характеристик ремикс-топлива при многократном рецикле в реакторах ВВЭР

29.12.2013 2013 - №04 Топливный цикл и радиоактивные отходы

В.М. Декусар В.С. Каграманян А.Г. Калашников Э.Н. Капранова В.Е. Коробицын А.Ю. Пузаков

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2013.4.14

УДК: 621.039.516

Выполнены расчетные исследования состава топлива в реакторе ВВЭР-1000 при многократном рецикле плутония и урана с подпиткой 20% ураном (РЕМИКС-топливо). Даны результаты расчета потребления природного урана, работы разделения, накопления младших актинидов и мощности дозы от ТВС со свежим топливом. Выполнено сравнение реакторов ВВЭР-1000 с различными видами топлива (UO2, РЕМИКС и МОКС-топливо) по указанным характеристикам.

Ссылки

  1. Федоров Ю.С., Бибичев Б.А., Зильберман Б Я., Кудрявцев Е.Г. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. / Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 2. С. 136-141.
  2. Fedorov Yu.S., Kudryavtsev E.G., Bibichev B.A. et al. Use of regenerated uranium and plutonium in VVER reactors. – In Proc. of Intern. Conf. Global’2005, Tsukuba, Japan. Oct. 9-13, 2005, paper 124, p. 5.
  3. Павловичев А.М., Павлов В.И., Семченков Ю.М. и др. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000 со 100%-ной загрузкой топливом из регенерированного урана и плутония. / Атомная энергия, 2006, т. 101, вып. 6. С. 407-413.
  4. Nuclear Science. Physics of Plutonium Recycling. Volume VI. Multiple Pu Recycling in Advanced PWRs. NEA OECD, 2002. ISBN: 92-64-19957-8. Page 9.
  5. Nikolaev M., Tsiboulia A., Zherdev G. et al. Updating, Supplementing and Validation of the WIMS-D4 Group Constant Set: S&T Report. French-Russian Seminar. Obninsk, April 24-25, 1995.
  6. Askew J.R., Fayers E.J., Kemshell P.B. A General Description of the Lattice Code WIMS: J. Brit. Nucl. Soc., 5, 564 (1966).
  7. Neutronics Benchmarks for the Utilization of Mixed-Oxide-Fuel: JointU.S./Russian Progress Report for FiscalYear 1997. v.3 – Calculations Performed in the Russian Federation. ORNL/TM-13603/V3. p. 6-8, 1998.
  8. Кочетков А.Л. Программа CARE – расчет изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке. Препринт ФЭИ-2431, Обнинск, 1995.
  9. DOORS -3.2: One-, Two- and Three-Dimensional Discrete Ordinates Neutron/ Photon Transport Code System, RSIC Computer Code Collection CCC-650 / Oak Ridge National Laboratory, 1997.
  10. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1: Ядерные константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучений.//Сб. ВАНТ. Серия Ядерные константы. Вып.1, с. 59-98. М., 1996.
  11. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Программа подготовки констант CONSYST . Описание применения. Препринт ФЭИ – 2828, Обнинск, 2000.
  12. Павловичев А.М., Павлов В.И., Стырин Ю.А. и др. Проект МНТЦ-1443. Системный анализ сценариев утилизации оружейного и энергетического плутония в ядерном топливном цикле России с учетом факторов экономики, нераспространения, экологии. Исходные данные по ядерным реакторам для системного анализа. Часть I. С. 70-91. Москва. 2001.
  13. Там же, с. 134-136.
  14. Shropshire D.E. et al. Advanced Fuel Cycle Cost Basis, INL/EXT-07-1207 Rev.1. 2008. http://www.inl.gov./technicalpublications/Documents/3915965.pdf.

МОКС-топливо РЕМИКС-топливо легководный реактор ВВЭР топливный цикл уран плутоний активная зона рециклирование урана рециклирование плутония изотопный состав ОЯТ