Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Исследования возможности выжигания и трансмутации америция в реакторе с Am-топливом

24.06.2019 2019 - №02 Топливный цикл и радиоактивные отходы

В.В. Коробейников Ю.Е. Каражелевская В.В. Колесов А.М. Терехова

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.13

УДК: 621.039.54(04)

Проведены исследования по трансмутации америция в реакторе, в котором вместо традиционных видов ядерного топлива – урана или (и) плутония – используется америций. Преимущества реализации такого подхода к трансмутации по сравнению с традиционными видами топлива очевидны. Так, если использовать, например, реактор с урановым или МОХ-топливом для трансмутации, то кроме выжигания «чужих» младших актинидов он дополнительно наработает «свои». В случае топлива из одних младших актинидов он будет выжигать только «свои». Анализ показал, что такой реактор может быть только на быстрых нейтронах, что связано с особыми свойствами нейтронных сечений захвата и деления младших актинидов по сравнению с традиционными топливными нуклидами. Результаты расчетов показали достаточно высокую скорость трансмутации америция в реакторе с америциевым топливом.

Исследования по трансмутации Am показали довольно интересный эффект. Значение kэфф в начале облучения растет, а затем падает, что связано с нарабатываемыми изотопами, которые оказываются более эффективны по вкладу в коэффициент размножения, чем исходный Am. Важным аргументом в пользу реактора с америциевым топливом является то, что сжигая долгоживущие отходы, мы получаем электрическую энергию. Усложнение ядерного реактора на уране или MOX-топливе является еще и проблемой трансмутации, что ухудшает его технические и экономические параметры. Открытой остается проблема разработки реальной конструкции такого реактора. Необходимо прежде всего решить проблему высокого тепловыделения реакторного топлива.

Ссылки

  1. Use of Fast Reactors for Actinide Transmutation. / Proc. of the Specialists Meeting held in Obninsk. Russian Federation. September 22-24, 1992. IAEA-TECDOC-693. – Vienna. IAEA, 1993. – P. 125.
  2. Matveev V.I., Ivanov A.P., Efimenko E.M. Concept of Specialized Fast Reactor for Minor Actinide Burning. / Proc. of the Specialists Meeting held in Obninsk. Russian Federation. September 22-24, 1992. IAEA-TECDOC-693. – Vienna. IAEA, 1993. – P. 114.
  3. Гай Е.В., Игнатюк А.В., Работнов Н.С., Шубин Ю.Н. Концепция обращения с долгоживущими ядерными отходами». // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 1994. – № 1. – С. 17-21.
  4. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ. // Атомная энергия. – 2000. – Т. 89. – № 5. – С. 362-365.
  5. Герасимов А.С., Киселев Г.В. Научно-технические проблемы создания электроядерных установок для трансмутации долгоживущих радиоактивных отходов и одновременного производства энергии (российский опыт). // Физика элементарных частиц и атомного ядра. – 2001. – Т. 32. – Вып. 1. – С. 188.
  6. Попов В.Е., Стребков Ю.С., Сысоев А.Г., Кутеев Б.В., Шпанский Ю.С. Гибридный бланкет термоядерного источника нейтронов и его нейтронно-физические характеристики. / V Международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» 2–5 октября 2018 г. – M.: АО «НИКИЭТ», 2018. – С. 215-217.
  7. 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. – 273 с.
  8. Salvatores M., Slessarev I., Uematsu M. A Global Physics Approach to Transmutation of Radioactive Nuclei. // Nucl. Sci. Eng. – 1994. – Vol. 116. – PP. 1-18.
  9. Елисеев В.А., Поплавская Е.В. Возможности глубокого выжигания америция и нептуния в активной зоне быстрого натриевого реактора. // Атомная энергия. – 2004. – Т. 96. – № 3. – С.193-199.
  10. Поплавский В.М., Чебесков А.Н., Матвеев В.И. Реактор БН-800 как новый этап в развитии технологии быстрых натриевых реакторов. // Атомная энергия. – 2004. – Т. 96. – № 6. – С. 426-432.
  11. Декусар В.М., Иванов Р.Э., Деменева И.В., Коробейников В.В. Выбор эффективных сценариев трансмутации МА с учетом экономических затрат. / Тезисы докладов XIV Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров». – Обнинск, ИАТЭ, 2015. – С. 228-229.
  12. 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.
  13. McLane V., Editor. ENDF-102, Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6. BNL-NCS-44945–1/04-Rev. – Brookhaven National Laboratory, 2001. – 300 p.
  14. McFarlane R.E. and Muir D.W. The NJOY Nuclear Data Processing System. LA-12740-M. Los Alamos National Laboratory, 1994. Электронный ресурс: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/26/044/26044961.pdf?r=1&r=1 (дата доступа 10.11.2018).
  15. Technical features to enhance proliferation resistance of nuclear energy systems, IAEA, Vienna, 2010 Электронный ресурс: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1464_web.pdf (дата доступа 10.11.2018).
  16. IAEA Advisory material for the IAEA regulations for the safe transport of radioactive material, safety Guide № TS-G-1.1, IAEA, Vienna, 2008. Электронный ресурс: https://www-pub.iaea.org/mtcd/publications/pdf/pub1325_web.pdf (дата доступа 10.11.2018).
  17. Иванов В.К., Чекин С.Ю., Меняйло А.Н., Максютов М.А., Туманов К.А., Кащеева П.В., Ловачев С.С., Адамов Е.О., Лопаткин А.В. Сравнительный анализ уровней «радиотоксичности» отдельных радионуклидов ОЯТ реакторов БРЕСТ и ВВЭР при различных временах выдержки на основе современных моделей «доза-эффект» МКРЗ. // Радиация и риск. Бюллетень Национального радиационно-эпидемиологического регистра. – 2018. – Т. 27. – №. 4. – С. 8-27.
  18. Alekseev P., Vasiliev А., Mikityuk K., Subbotin S., Fomichenko P., SchepetinaТ. Lead-bismuth reactor RBEC: optimization of conceptual decisions. Preprint IAE-62294.-2001. – Moscow. NRC «Kurchatov Institute», 2001.
  19. Leppaanen Jaakko, PSG2/SERPENT – A Continuous Energy Monte-Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. – Helsinki: VTT Technical Research Centre of Finland, 2015. Электронный ресурс: http://montecarlo.vtt.fi/download/Serpent_manual.pdf (дата доступа 10.11.2018).
  20. X15 Monte Carlo Team, MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 5, Volume II: User’s Guide, Appendix B, April 2003. – B-2. Электронный ресурс: https://mcnp.lanl.gov/pdf_files/la-ur-03-1987.pdf (дата доступа 10.11.2018).

трансмутация младшие актиниды отработавшее топливо радиоактивность биологическая опасность хранение отработавшего топлива