Сравнение характеристик топливных циклов стационарной ядерной энергетики на основе реакторов ВВЭР-ТОИ и БН-1200

29.12.2014 2014 - №04 Топливный цикл и радиоактивные отходы

В.С. Каграманян А.Г. Калашников Э.Н. Капранова А.Ю. Пузаков

https://doi.org/10.26583/npe.2014.4.10

В работе определяются характеристики топливных циклов (ТЦ) стационарной ядерной энергетики (ЯЭ) на основе реакторов ВВЭР-ТОИ и БН-1200 с топливом различного состава. Характеристики систем реакторов с частичной или полной переработкой ОЯТ и рециклом плутония сравниваются с характеристиками референсной системы, состоящей только из реакторов ВВЭР-ТОИ с урановым оксидным топливом, работающих в открытом ТЦ.

В качестве характеристик системы рассматриваются – доля реакторов ВВЭР-ТОИ с урановым оксидным топливом, ВВЭР-ТОИ с частичной загрузкой МОКС-топлива, БН-1200; – доля МОКС-ТВС в реакторах ВВЭР; – расход природного урана; – содержание плутония в МОКС-ТВС реакторов ВВЭР-ТОИ и БН-1200; – накопление ОЯТ, плутония и МА.

Для систем с полной переработкой ОЯТ ставилось условие полного замыкания ТЦ по плутонию. Решение уравнений баланса плутония в системе в этом случае определялось методом итераций.

Показано, что в системе, состоящей только из реакторов ВВЭР-ТОИ, полное замыкание ТЦ по плутонию невозможно. При многократном рецикле плутония в этой системе происходит сильная деградация его изотопного состава. Поэтому необходимое содержание плутония в МОКС-ТВС намного превышает величину, допустимую из условия отрицательности пустотного эффекта реактивности.

Введение в систему дополнительно к реакторам ВВЭР-ТОИ с частичной загрузкой МОКС-топлива реакторов БН-1200 с быстрым спектром нейтронов позволяет остановить деградацию изотопного состава плутония при его многократном рецикле и обеспечить величину содержания плутония в МОКС-ТВС реакторов ВВЭР-ТОИ, не превышающую предел безопасности. При этом потребление природного урана в системе снижается в 2,6 раза по сравнению с референсной системой, накопление ОЯТ и плутония отсутствует.

Ссылки

1. Wiese H.W. Investigation of the nuclear inventories of high exposure PWR-mixed oxide fuels with multiple recycling of self generated plutonium // Nucl. Technol. -Vol. 102. -April 1993. -PP. 68-80.
2. Languille A., Garnier J.C., Verrier D., Sunderland R.E., Kiefhaber E., Newton T. CAPRA Core Studies-the Oxide Reference Option, Proc. GLOBAL ’95,Versailles, France. -1995.-Vol. 1. -P. 874.
3. Baets U., Raedt Ch. De Limitations of actinide recycle and fuel cycle consequences: a global analysis. // Nuclear Engineering and Design -1997. - Vol. 168. -PP. 191- 201.
4. Fedorov Yu. S., Bibichev B.A., Zil’berman B.Ya., Kudryavtsev E.G. Use of recovered uranium and plutonium in thermal reactors.// At. Energy. -2005. -Vol. 99. -PP. 572–576.
5. Alekseev P.N., Bobrov E.A., Chibinyaev A.V., Teplov P.S., Dudnikov A.A. Variants of the perspective closed fuel cycle, based on Regenerated Mixture – Technology, combining use of thermal and fast reactors. // Progress in Nuclear Energy. –April 2014. –Vol. 72. –PP. 126–129.
6. Nikolaev М., Tsiboulia A., Gerdev G., Rozhikhin Е., Koscheev V. Updating, Supplementing and Validation of the WIMS-D4 Group Constant Set: S&T Report. French-Russian Seminar. Obninsk, April 24 - 25, 1995.
7. Askew J.R., Fayers E.J., Kemshell P.B. A General Description of the Lattice Code WIMS // J. Brit. Nucl. Soc., -1966. - Vol. 5. -P. 564.
8. Neutronics Benchmarks for the Utilization of Mixed-Oxide-Fuel: Joint U.S./Russian Progress Report for Fiscal Year 1997. Vol. 3 – Calculations Performed in the Russian Federation. ORNL/TM-13603. –1998. – PP. 6 – 8.
9. Яценко А.М., Чебесков А.Н., Каграманян В.С., Калашников А.Г. Методика эквивалентирования плутония различного изотопного состава применительно к системным исследованиям в атомной энергетике. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2012, – №1. – С. 31-41.
10. Артемьев Н.И., 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-1679,1985.
11. Групповые константы для расчета реакторов и защиты / Под ред. Николаева М.Н. – М.: Энергоиздат. 1981.
12. Le Mer J., Carzenne C, Lemasson D. France EDF Research Scenarios for Closing the Plutonium Cycle. International Conference of Fast Reactors and Related Fuel Cycles. Safe Technologies and Sustainable Scenarios FR13, 4-7 March 2013, Paris, France. Paper N IAEA-CN-199-292.

ядерные энергосистемы ВВЭР-ТОИ БН-1200 характеристики топливного цикла замыкание топливного цикла по плутонию накопление малых актинидов

Ссылка для цитирования статьи: Каграманян В.С., Калашников А.Г., Капранова Э.Н., Пузаков А.Ю. Сравнение характеристик топливных циклов стационарной ядерной энергетики на основе реакторов ВВЭР-ТОИ и БН-1200. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 4. – С. 92-101. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.4.10 .