Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Исследование запаса реактивности в инновационных реакторах на быстрых нейтронах большой мощности в ЗЯТЦ

16.09.2020 2020 - №03 Физика и техника ядерных реакторов

Н.П. Головин А.В. Егоров Е.А. Родина Ю.С. Хомяков

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.3.07

УДК: 621.039.51

В рамках проектного направления «Прорыв» в Российской Федерации разрабатывается комплекс технологий замыкания топливного цикла с использованием смешанного (U-Pu-МА) нитридного топлива. Одна из ключевых задач новой технологии – обеспечение такого состава топлива и таких характеристик активных зон с новым топливом, при которых реактор имеет минимальный запас реактивности в процессе кампании. Это должно привести к снижению или исключению риска реактивностных аварий с тяжелыми последствиями.

В новой технологии при достижении коэффициента воспроизводства в активной зоне (КВА), близкого к единице, возможна реализация равновесного режима, характеризующегося стабильностью как реактивности, так и изотопного состава топлива. Однако реакторная установка длительное время (более 10-ти лет) должна работать в переходном режиме, который требует специальных мер по управлению выбегом реактивности по кампании.

Представлены результаты расчетных исследований, показывающие, что использование в топливе стартовых загрузок быстрых реакторов минорных актинидов из отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов позволяет улучшить кривую изменения реактивности РУ, приводя к снижению запаса реактивности на выгорание. В работе представлены результаты моделирования полного жизненного цикла быстрого реактора мощностью 1200 МВт, перехода топливной композиции к равновесному составу и изменения нуклидного и изотопного составов ОЯТ в этом процессе.

Ссылки

  1. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Степень приближения к радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана в топливном цикле ядерной энергетики России. // Атомная энергия. – 1996. – Т. 81. – № 6. С. 403-409.
  2. Лопаткин А.В., Величкин В.И., Никипелов Б.В. и др. Радиационная эквивалентность и природоподобие при обращении с радиоактивными отходами. // Атомная энергия. – 2002. – Т. 92. – Вып. 4. – С. 308-317.
  3. Rachkov V.I., Adamov E.O., Lopatkin A.V., Pershukov V.A., Troyanov V.M. Fast Reactor Development Programm in the Russian Federation (FR 13). // International Atomic Energy Agency, Fast Reactors and related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios. – Paris, France. – March 4, 2013. – PP. 93-102.
  4. Адамов Е.О., Орлов В.В., Рачков В.И. и др. Ядерная энергетика с естественной безопасностью: смена устаревшей парадигмы, критерии. // Известия Российской академии наук. Энергетика. – 2015. – № 1. – С. 13-29.
  5. Адамов Е.О., Забудько Л.М., Матвеев В.И. и др. Сравнительный анализ преимуществ и недостатков использования металлического и нитридного смешанного уран-плутониевого топлива в быстрых реакторах. // Известия Российской академии наук. Энергетика. – 2015. – № 2. С. 3-15.
  6. Орлов В.В., Адамов Е.О., Велихов Е.П., Слесарев И.С., Солонин М.И., Хромов В.В. Нетрадиционные концепции АЭС с естественной безопасностью. // Атомная энергия. – 1992. – Т. 72. – Вып. 4. – С. 3-17.
  7. Egorov A.V., Khomyakov Yu.S., Rachkov V.I., Rodina E.A., Suslov I.R. Minor Actinides Transmutation in Equilibrium Cores of Next Generation FRs. // Nuclear Energy and Technology. – 2019. – Vol. 5 (4). – PP. 353-359; DOI: https://doi.org/10.3897/nucet.5.46517 .

быстрые реакторы нитридное топливо замкнутый ядерный топливный цикл запас реактивности равновесный цикл