Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Протактиний-231 – новый выгорающий поглотитель нейтронов

02.10.2017 2017 - №03 Топливный цикл и радиоактивные отходы

Г.Г. Куликов Е.Г. Куликов А.Н. Шмелёв В.А. Апсэ

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2017.3.18

УДК: 621.039.544.8

Для компенсации избыточной реактивности в ядерных реакторах используются такие выгорающие поглотители, как гадолиний и эрбий. При этом дочерние нуклиды, образующиеся в результате поглощения на гадолинии и эрбии, не играют существенной роли с точки зрения нейтронно-физических процессов, протекающих в активной зоне реактора. Представляет интерес выбор такого выгорающего поглотителя, дочерние нуклиды которого оказывали бы благоприятное влияние на развитие цепной реакции деления.

Исследуются нейтронно-физические свойства нового выгорающего поглотителя – 231Pa, а также возможности его наработки в существенных количествах. Аналогом цепочки нуклидных превращений, начинающихся с 231Pa, является цепочка, начинающаяся с 237Np. Улучшение размножающих свойств в 237Np-цепочке проявляется только в быстром спектре нейтронов, а 231Pa-цепочка характеризуется значительным положительным нейтронным балансом как в быстром, так и в тепловом спектрах нейтронов. С этой точки зрения 231Pa-цепочка уникальна. Кроме того, если 237Np может быть наработан в ядерных реакторах в результате радиационного захвата 235U, то наработка 231Pa в заметных количествах возможна только через пороговые (n,2n)- и (n,3n)-реакции на 232Th, для реализации которых необходимы нейтроны сверхвысоких энергий. Таких нейтронов практически нет даже в быстрых реакторах, но они имеются в термоядерных установках. Наработка 231Pa в термоядерных установках и его последующее использование в ядерных реакторах позволит раскрыть потенциальные возможности термоядерных установок для радикального увеличения глубины выгорания топлива ядерных реакторов. Таким образом, 231Pa является новым и уникальным выгорающим поглотителем, который ранее не предлагался.

При выполнении работы использовались библиотеки оцененных ядерных данных JENDL-4.0 и ENDF/B-V, а также расчетный комплекс SCALE-4.3. В отличие от традиционно используемых выгорающих поглотителей на основе гадолиния и эрбия предлагаемый в работе изотоп протактиния выглядит более привлекательно, поскольку позволяет не только скомпенсировать начальный запас реактивности, но и обеспечить глубокое выгорание за счет высоких размножающих свойств дочерних нуклидов. Существенные количества протактиния могут быть наработаны в гибридных термоядерных реакторах (ГТР), которые являются источниками нейтронов (а не источниками энергии), и параметры которых уже достигнуты к настоящему времени на экспериментальных установках США, Японии, Англии.

Ссылки

  1. Characteristics and Use of Urania-Gadolinia Fuels. IAEA-TECDOC-844. – Vienna: IAEA, 1995.
  2. Renier J.P.A., Grossbeck L. Development of improved burnable poisons for commercial nuclear power reactors. Oak Ridge National Laboratory, 2001.
  3. Shibata K., Iwamoto O., Nakagawa T., Iwamoto N., Ichihara A., Kunieda S., Chiba S., Furutaka K., Otuka N., Ohsawa T., Murata T., Matsunobu H., Zukeran A., Kamada S., and Katakura J. JENDL-4.0: A New Library for Nuclear Science and Engineering // J. Nucl. Sci. Technol. – 2011. – Vol. 48. – No. 1. – PP. 1-30.
  4. Куликов Г.Г., Куликов Е.Г., Крючков Э.Ф., Шмелев А.Н. Повышение глубины выгорания и защищенности топлива легководных реакторов при совместном введении в его состав 231Pa и 237Np // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2011. – № 4. – С. 80-92.
  5. Куликов Е.Г., Куликов Г.Г., Крючков Э.Ф., Шмелев А.Н. Повышение глубины выгорания топлива легководных реакторов при введении в его состав протактиния 231Pa // Ядерная физика и инжиниринг. – 2013. – Т. 4. – № 4. – С. 291-299.
  6. SCALE: A Comprehensive Modeling and Simulation Suite for Nuclear Safety Analysis and Design. Электронный ресурс: http://scale.ornl.gov/scale (дата доступа 07.07.2017).
  7. Rearden B.T., Jessee M.A. SCALE Code System, Oak Ridge National Laboratory report ORNL/TM-200539.
  8. Цветков П.В. Объединенный одномерный расчет изменения состава топлива в процессе облучения в реакторе и радиационных характеристик облученного топлива с помощью комплекса программ SCALE (версия 4.3). – Москва , 1998.
  9. Maslov V.M., Baba M., Hasegawa A., Kornilov N.V., Kagalenko A.B., Tetereva N.A. Neutron Data Evaluation of 231Pa. International Atomic Energy Agency, INDC(BLR)-019, 2004.
  10. Incoloy – Википедия (свободная энциклопедия). Электронный ресурс: https://en.wikipedia.org/wiki/Incoloy (дата доступа 07.07.2017).
  11. Nuclear Energy Agency. Uranium 2014: Resources, Production and Demand. – 2014.
  12. Stewart D.C., Macias E.S., Basile L.J., Milsted J. Buildup of radioactive products in thermal reactors. III // ANL-7486, Technical Report. – 1968.
  13. Марин С.В., Шаталов Г.Е. Изотопный состав топлива в бланкете гибридного термоядерного реактора с ториевым циклом // Атомная энергия. – 1984. – Т. 56. – Вып. 5. – С. 289-291.
  14. Кутеев Б.В., Хрипунов В.И. Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор // ВАНТ. Серия: Термоядерный синтез. – 2009. – Вып. 1. – С. 3-29.
  15. Leonard B.R. A Review of Fusion-Fission (hybrid) Concepts. // Nuclear Technology. – 1973. – Vol. 20. – PP. 161-178.
  16. Shieff H.E.J., Goodfellow H., Gray J., Mullender M.L., Weale J.W. Measurements of the reaction rate distributions produced in a large thorium cylinder by a central source of DT neutrons. United Kingdom Atomic Energy Authority, 1977.
  17. Krumbein A., Lemanska M., Segev M., Wagschal J.J., Yaari A. Reaction rate calculations in Uranium blankets surrounding a central Deuterium-Tritium neutron source // Nuclear Technology. – 1980. – Vol. 48. – PP. 110-116.
  18. Shmelev A.N., Kulikov G.G., Kurnaev V.A., Salahutdinov G.H., Kulikov E.G., Apse V.A. Hybrid Fusion–Fission Reactor with a Thorium Blanket: Its Potential in the Fuel Cycle of Nuclear Reactors // Physics of Atomic Nuclei. – 2015. – Vol. 78. – № 10. – PP. 1100-1111.
  19. Куликов Г.Г., Шмелев А.Н., Гераскин Н.И., Куликов Е.Г., Апсэ В.А. Перспективный топливный цикл ядерной энергетики РФ с привлечением незначительного количества тория от термоядерного источника нейтронов с Th-бланкетом // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 1. – С. 111-118.
  20. Kulikov G.G., Shmelev A.N., Geraskin N.I., Kulikov E.G., Apse V.A. Advanced nuclear fuel cycle for the RF using actinides breeding in thorium blankets of fusion neutron source // Nuclear Energy and Technology. – 2016. – Vol. 2. – Iss. 2. – PP.147-150.

выгорающий поглотитель протактиний-231 гадолиний эрбий глубокое выгорание сверхдлинная кампания стабилизированные размножающие свойства