Свинцовый реактор малой мощности с металлическим топливом

23.03.2018 2018 - №01 Физика и техника ядерных реакторов

Г.Л. Хорасанов Д.С. Самохин А.С. Зевякин Е.А. Земсков А.И. Блохин

https://doi.org/10.26583/npe.2018.1.04

Рассмотрена возможность получения активных зон (АЗ) реакторов малой тепловой мощности с жестким спектром нейтронов. Более жесткий спектр, нежели спектры известных быстрых натриевых и жидкосолевых реакторов, получен за счет выбора относительно малых размеров АЗ и использования металлического топлива и теплоносителя из природного свинца natPb. В расчетах этих композиций достигается повышенная средняя энергия нейтронов и высокая доля в спектре жестких нейтронов, с энергиями выше 0,8 МэВ, что обусловлено малым неупругим взаимодействием нейтронов с топливом без легких химических элементов и теплоносителем, содержащим мало замедляющий нейтроны изотоп 208Pb в количестве 52,3%.

Интерес к созданию реакторов с жестким нейтронным спектром обусловлен возможностью практического применения их в качестве специальных трансмутаторов минорных актинидов (МА), а также в качестве изотопных и исследовательских реакторов с новыми потребительскими свойствами. В рассматриваемых реакторах при замене оксидного уранового топлива UO2 металлическим уран-плутониевым топливом U-Pu-Zr средняя энергия нейтронов возрастает с 0,554 до 0,724 МэВ, а доля жестких нейтронов – с 18 до 28%. При этом одногрупповое сечение деления 241Am увеличивается с 0,359 до 0,536 барн, а вероятность деления 241Am – с 22 до 39%. В составе топлива будущих реакторовтрансмутаторов предполагается использовать высокофоновый плутоний, полученный в результате регенерации топлива, выгруженного после облучения в быстрых натриевых энергетических реакторах. В нем содержатся несгоревшие изотопы плутония и около 1% МА, которые в процессе дожигания в более жестком спектре трансмутируют в продукты деления. Это позволит снизить содержание МА в отработанном топливе реактора-трансмутатора и тем самым облегчить условия длительного хранения высокоактивных отходов атомной энергетики в специальных устройствах.

Ссылки

1. Ганев И.Х., Орлов В.В., Адамов Е.О. Достижение радиационной эквивалентности при обращении с радиоактивными отходами ядерной энергетики // Атомная энергия. – 1996. – Т. 81. – Вып. 6. – С. 452-458.
2. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядерной энергетике России. – М.: ГУП НИКИЭТ,1999.
3. Лопаткин А.В. Топливный цикл крупномасштабной ядерной энергетики России на принципах топливного и радиационного баланса и нераспространения. / Автореферат дисс. докт. техн. наук. – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2013. – 45 с.
4. Троянов В.М. Два плюс один. Двухкомпонентная система (ВВЭР и БН) как основа будущего и решения проблемы ОЯТ. // РЭА, – 2016. – № 9. – С. 22-29.
5. Haas D., Garbil R., Hugon M. The European activity on ADS. The EURATOM Research Framework Program. / Proc. 2nd Int. Workshop «Technology and Components of Accelerator-driven Systems». – NEA/NSC/DOC (2015) 7. – 2015. – PP. 25-29.
6. Gabrielli F. Fuel for ADS: state-of-the-art, requirements, current and future programmes. // Ibid. – PP. 38-48.
7. Khorasanov G.L., Blokhin A.I. Neutron spectrum hardening in critical and subcritical reactors cooled with 208Pb // Ibid. – PP. 65-69.
8. Хорасанов Г.Л., Блохин А.И. Выжигание младших актинидов в жестких нейтронных спектрах // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2013. – № 3. – C. 96-103.
9. Khorasanov G.L., Ed. Application of Stable Lead Isotope Pb-208 in Nuclear Power Engineering and Its Acquisition Techniques. – New-York: Nova Publishers, 2013. – 184 p.
10. Khorasanov G. and Blokhin A. Concerning Am-241 Incineration in the Nuclear Power Installations // Transactions of the American Nuclear Society. – 2014. – Vol. 111. – Iss. 2. – PP. 1329-1330.
11. Khorasanov G. Isotopic Tailored Lead Coolant with New Consuming Properties for Fast Reactors // Transactions of the American Nuclear Society. – 2015. – Vol. 112. – Iss. 1. – PP. 803-804.
12. Khorasanov G, Zemskov E and Blokhin A. Concerning advantages in using 208Pb as such a FR coolant. // Journal of Physics Conference Series 781 (1): 012005 January 2017.
13. Хорасанов Г.Л., Блохин А.И. Некоторые макрохарактеристики активных зон быстрых реакторов средней мощности // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2012. – № 3. – С. 18-22.
14. Гулевич А.В., Земсков Е.А., Комлев О.Г., Пономарев Л.И. Ускорительно-бланкетная система как сжигатель Np, Am, Cm в различных сценариях замыкания ядерного топливного цикла // Атомная энергия. – 2013. – Т. 115. – Вып. 3. – С. 123-132.
15. Казанский Ю.А., Романов М.И. Трансмутация малых актинидов в спектре нейтронов реактора на тепловых нейтронах // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 2. – С. 140-146.
16. Казанский Ю.А., Иванов Н.В., Романов М.И. Результаты трансмутации малых актинидов в спектре нейтронов реакторов на тепловых и быстрых нейтронах // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 2. – С. 77-86.
17. Самохин Д.С., Хорасанов Г.Л., Тормышев И.В., Земсков Е.А., Гостев А.Л., Терехова А.М., Кузьмичев С.А. Быстрый свинцовый реактор малой мощности для учебных целей. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – № 3. – С.135-143.
18. Хорасанов Г.Л., Самохин Д.С., Зевякин А.С. Вероятность выжигания америция-241 в быстрых свинцовых реакторах. / Сб. докладов научно-практической конференции с международным участием «Экологическая, промышленная и энергетическая безопасность-2017», 11-15 сентября 2017 года, г. Севастополь, Россия. – Севастополь: СевГУ, 2017. – С. 1467-1471.
19. Ваганов И.В., Гаджиев Г.И., Косулин Н.С., Сюзев В.Н. Результаты испытаний и послерадиационных исследований ТВС УПЦ-1 с металлическим U-Pu-Zr-топливом. / Сб. докладов VI Межотраслевой конференции по реакторному материаловедению. – Димитровград: НИИАР, 2000. – Т. 2.
20. Хорасанов Г.Л., Самохин Д.С. Концепция малых реакторов серии БРУЦ. / Сб. тезисов докладов II Международной конференции молодых ученых, специалистов, аспирантов, студентов «Инновационные ядерные реакторы малой и сверхмалой мощности», Обнинск, 15-17 мая 2017 г. – Обнинск: ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2017. – С. 19-21.
21. Briesmeister J.F. MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4B, LA-12625-M. – Los Alamos National Laboratory, March 1997.
22. Aitkalieva A, Papesch C.A. Microstructural characterization of metallic transmutation fuels. / Presentation at the 14-th Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Products Partitioning and Transmutation, IEMPT-14, 17-20 October 2016, San Diego, USA. Abstract is published in the IEMPT-14 Proceedings: NEA/NSC/R (2017) 3. – PP. 181-182.

быстрый реактор жесткий спектр нейтронов металлическое уран-плутониевое топливо теплоноситель из природного свинца америций-241

Ссылка для цитирования статьи: Хорасанов Г.Л., Самохин Д.С., Зевякин А.С., Земсков Е.А., Блохин А.И. Свинцовый реактор малой мощности с металлическим топливом. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2018. – № 1. – С. 33-40. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.1.04 .