Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Новый подход к повторному использованию отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов в рамках концепции РЕМИКС

19.03.2020 2020 - №01 Топливный цикл и радиоактивные отходы

Н.В. Ковалев Б.Я. Зильберман Н.Д. Голецкий А.Б. Синюхин

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.1.07

УДК: 621.039.5

Проведено моделирование и выполнен обзор ядерных топливных циклов со смешанным уран-плутониевым топливом – РЕМИКС. Концепция РЕМИКС-топлива является одним из вариантов замыкания ядерного топливного цикла (ЯТЦ), позволяющим проводить рециклирование урана и плутония в тепловых реакторах типа ВВЭР-10001200 при 100%-ой загрузке активной зоны реактора. Предложен новый подход к рециклированию ядерных материалов в тепловых реакторах. Подход заключается в упрощении фабрикации смешанного топлива при использовании плут ния в повышенной концентрации совместно с обогащенным природным ураном, при этом регенерированный уран предполагается обогащать и использовать отдельно. Доля стандартного топлива из обогащенного природного урана в таком ядерном топливном цикле составляет более 50%, доля смешанного топлива natU+Pu – 25%, остальное приходится на топливо из обогащенного регенерированного урана. Отмечено, что новый подход обладает максимальной экономической перспективой и позволяет в ближайшие сроки организовать производство такого топлива и перекрестное циклирование ядерных материалов на имеющихся в РФ мощностях. Данный вариант ЯТЦ позволяет исключить накопление отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) в виде отработавших ТВС. ОЯТ всегда перерабатывается с целью дальнейшего использования первичного регенерата урана и плутония. На склад отправляется не приемлемый для дальнейшего рециклирования в тепловых реакторах как побочный продукт переработки выжженный, вторично регенерированный уран, энергопотенциал которого сопоставим с природным ураном, и вторичный плутоний для дальнейшего использования в реакторах на быстрых нейтронах.

Ссылки

  1. Федоров Ю.С., Бибичев Б. А., Зильберман Б.Я., Кудрявцев Е.Г. Использование регенерированного урана и плутония в тепловых реакторах. // Атомная энергия. – 2005. – Т. 99. – Вып. 2. – С. 136-141. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-005-0248-9
  2. Смирнов А.Ю., Апсэ В.А., Борисевич В.Д., Невиница В.А. и др. Введение регенерированного урана в состав топлива легководных реакторов как способ защиты от распространения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2011. – № 4. – С. 93-103.
  3. Павловичев А.М., Федоров Ю.С., Бибичев Б.А. и др. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000 со 100%-ной загрузкой топливом из регенерированного урана и плутония // Атомная энергия. – 2006. – Т. 101. – Вып. 6. – С. 407-413. DOI: https:// doi.org/10.1007/s10512-006-0182-5
  4. Хаперская А.В. Проблемы обращения с ОЯТ в России и перспективы их решения. – 2015. Электронный ресурс: http://www.atomic-energy.ru/articles/2015/04/01/55910 (дата доступа: 06.08.2019).
  5. Кислов А.И., Титов А.А., Дмитриев А.М., Синцов А.Е., Романов А.В. Радиационные аспекты использования регенерированного урана на ОАО «МСЗ» при производстве ядерного топлива // Ядерная и радиационная безопасность. – 2012. Специальный выпуск. Электронный ресурс: https://www.secnrs.ru/publications/nrszine/spetsialnyy-vypusk/ Радиационные%20аспекты.pdf (дата доступа: 06.08.2019).
  6. Вергазов К.Ю. В Росатоме освоено промышленное производство МОКС-топлива для реактора на быстрых нейтронах. – 2018. Электронный ресурс: http://www.atomic-energy.ru/news/2018/12/14/91243 (дата доступа: 06.08.2019).
  7. Павловичев А.М., Павлов В.И., Семченков Ю.М. и др. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000 со 100%-ной загрузкой топливом из смеси регенерированного урана, плутония и обогащенного урана. // Атомная энергия. – 2008. – Т. 104. – Вып. 4. – С. 195-198. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-008-9025-x
  8. Зильберман Б.Я., Федоров Ю. С., Римский0Корсаков А.А. и др. Возможность использов ния топлива из смеси обогащенного регенерированного урана и регенерированного плутония для 100%-ной загрузки активной зоны ВВЭР-1000. // Атомная энергия. – 2012. – Т. 113. – Вып. 6. – С. 307-314. DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-013-9650-x
  9. Декусар В.М., Каграманян В.С., Калашников А.Г. и др. Анализ характеристик РЕМИКС- топлива при многократном рецикле в реакторах ВВЭР. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2013. – № 4. – С. 109-117. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2013.4.14
  10. Постоварова Д.В., Ковалев Н.В., Онегин М.С., Бибичев Б.А. Радиационные характеристики РЕМИКС-топлива при многократном рецикле в реакторах ВВЭР-1000. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 1. – С. 100-110. DOI: https://doi.org/10.26583/ npe.2016.1.11
  11. SCALE Nuclear Systems Modeling & Simulation. Электронный ресурс: https:// www.ornl.gov/scale (дата доступа: 06.08.2019).
  12. Гаврилов П.М., Крюков О.В., Иванов К.В., Хаперская А.В. и др. Патент РФ №2702234. РЕМИКС – топливо ядерно-топливного цикла. // Патент России. – 2019. – №2702234. – Бюл. №28. 13. Nuclear Fuel Reprocessing with Complete Recycling of Fissile Materials. Электронный ресурс: https://indico.iync2020.org/event/6/papers/125/files/342-Zhurbenko_Paper_for_International_Youth_Nuclear_Congress_2020.pdf (дата доступа: 02.03.2020).
  13. Зильберман Б.Я., Федоров Ю.С., Римский0Корсаков А.А., Бибичев Б.А., Чубаров М.Н., Алексеев П.Н. Патент РФ №2537013. Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах. // Патент России. – 2014. – №2537013. – Бюл. №36.
  14. Advanced Fuel Cycle Cost Basis // INL/EXT-17-43826. – 2017.
  15. Зильберман Б.Я., Голецкий Н.Д., Ковалев Н.В., Синюхин А.Б. Патент РФ №2691621. Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах. // Патент России. – 2019. – №2691621 – Бюл. №17.

РЕМИКС ЯТЦ ОЯТ ядерное топливо ядерный топливный цикл смешанное топливо уран-плутониевое топливо плутоний регенерированный уран рециклирование перекрестное циклирование