Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Обоснование безопасности РУ ВВЭР-1000 при использовании топливных композиций с допингом протактиния и нептуния

19.03.2020 2020 - №01 Физика и техника ядерных реакторов

Т. Баатар Е.Г. Куликов

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.1.03

УДК: 621.039.544.8

В ядерной энергетике повышение выгорания топлива является одним из важных направлений развития отрасли. Наиболее распространенный в настоящее время тип реакторов (легководные) характеризуется выгоранием на уровне 5% т.а., т.е. лишь небольшая доля топлива используется для получения электроэнергии.

Демонстрируется возможность существенного повышения выгорания топлива за счет включения в состав топливной композиции протактиния и нептуния. Цепочки нуклидных превращений, начинающиеся с протактиния и нептуния, характеризуются постепенным улучшением размножающих свойств, что обеспечивает повышенное выгорание топлива. При этом может наблюдаться ситуация, когда размножающие свойства топливной композиции улучшаются в течение кампании, что свидетельствует о том, что в определенный момент времени скорость накопления делящихся нуклидов из протактиния и нептуния превосходит скорость накопления продуктов деления.

В то время как протактиний труднодоступен в существенных количествах, нептуний содержится в составе отработавшего ядерного топлива, значительный объем которого находится в пристанционных хранилищах. Поэтому с практической точки зрения введение нептуния в состав топливной композиции выглядит предпочтительнее.

Новизной работы является анализ влияния протактиния и нептуния на коэффициенты реактивности в течение кампании топлива. Расчеты проводились для реактора типа ВВЭР-1000 с использованием программного комплекса SCALE-6.2.

Ссылки

  1. Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 352 с.
  2. 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.
  3. Shmelev A.N., Kulikov G.G., Kulikov E.G., Apse V.A. Protactinium-231 as a new fissionable material for nuclear reactors that can produce nuclear fuel with stable neutron-multiplying properties. // Kerntechnik. – 2016. – Vol. 81. – No. 1. – PP. 34-37. DOI: https://doi.org/ 10.3139124.110598
  4. Maershin, A.A., Tsykanov, V.A., Golovanov, V.N. Development and Tests of the Fast Reactor Fuel Elements with Vibropacked Oxide Fuel (VOF). // Atomnaya Energiya. – 2001. – Vol. 91. – No.5. – PP. 378-385.
  5. Subrata B. TIC Benchmark Analysis. Joint IAEA-ICTP Workshop on Nuclear Reaction Data for Advanced Reactor Technologies. – Atomic Energy Regulatory Board of India, 2008. – 19 p. Электронный ресурс: http://indico.ictp.it/event/a07153/session/60/contribution/34/ material/0/0.pdf (дата доступа 10.03.2019).
  6. SCALE – A Comprehensive Modeling and Simulation Suite for Nuclear Safety Analysis and Design. Электронный ресурс: http://scale.ornl.gov (дата доступа 10.03.2019).
  7. Gauld I. C., Radulescu G., Ilas G., Murphy B.D., Williams M.L., Wiarda D. Isotopic Depletion and Decay Methods and Analysis Capabilities in SCALE. // Nuclear Technology. – 2011. – Vol. 174(2). – PP. 169-195. DOI: https://doi.org/10.13182/NT11-3
  8. Bowman S.M. Overview of the SCALE Code System. // Nuclear Science and Engineering. American Nuclear Society. – 2007. – Vol. 97. – PP. 589-591.
  9. Rearden B. T., Jessee M. A. SCALE Code System. ORNL/TM-200539, Version 6.2. prepared by Oak Ridge National Laboratory for the US Department of Energy, April 2016. – 2715 p.
  10. Soppera N., Bossant M., Dupont E. JANIS 4: An Improved Version of the NEA Java-based Nuclear Data Information System. // Nuclear Data Sheets. – 2014. – Vol. 120. – PP. 294-296. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nds.2014.07.071
  11. 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. // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2011. – Vol. 48(1). – PP. 1-30. DOI: https://doi.org/ 10.108018811248.2011.9711675
  12. 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. – 126 p.
  13. Бабичев А.П., Бабушкина Н.А., Братковский А.М. и др. Физические величины. Справочник. – М.: Энергоатомиздат, 1991. – 1232 с.
  14. Safety of Nuclear Power Reactors, World Nuclear Association. Электронный ресурс: http://www.world-nuclear.org/information-library/safety-and-security/safety-of-plants/safety-of-nuclear-power-reactors.aspx (дата доступа 10.03.2019).
  15. Бекурц К.Г., Виртц К. Нейтронная физика. – М.: Атомиздат, 1968. – 456 с.
  16. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. – М.: Атомиздат, 1974. – 494 с. Электронный ресурс: http://lib.wwer.ru/fizika-yadernyh-reaktorov/bell-teoriya-yader-reaktorov.zip (дата доступа 10.03.2019).
  17. Thomas W. K., Belle R. U. Dynamics and Control of Nuclear Reactors. Academic press, 2019. – 402 p.
  18. Calculator: Water Steam Pro. Электронный ресурс: http://www.wsp.ru/en/ (дата доступа 10.03.2019).
  19. Кутеев Б.В., Хрипунов В.И. Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор. // ВАНТ. Серия: Термоядерный синтез. – 2009. – Вып. 1. – С. 3-29.
  20. 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. – PP. 1100-1111. DOI: https:// doi.org/10.1134/S1063778815100117
  21. Krumbein A., Lemanska M., Segev M., Wagschal J.J., Yaari A. Reaction Rate Calculations in Uranium and Thorium Blankets Surrounding a Central Deuterium-Tritium Neutron Source. // Nuclear Technology. – 1980. – Vol. 48. – PP. 110-116. DOI: https://doi.org/10.13182/NT80-A32457
  22. Status and Trends in Spent Fuel and Radioactive Waste Management. – IAEA Nuclear Energy Series, 2018. – 72 p.

сверхглубокое выгорание легководный реактор протактиний нептуний коэффициент реактивности по температуре топлива коэффициент реактивности по температуре теплоносителя