Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Тяжеловодный уран-ториевый реактор-размножитель на тепловых нейтронах

14.12.2022 2022 - №04 Физика и техника ядерных реакторов

К.А. Исанов М.Ю. Егоров

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.4.01

УДК: 621.039.574.5

Проанализирована проблема истощения природных запасов урана и дальнейший переход на уран-ториевый топливный цикл. Представлены варианты реализации расширенного воспроизводства топлива и реакторов-размножителей. Предложена концепция торий-уранового реактора-размножителя на тепловых нейтронах. Описаны принципы реализации теплового бридера. Проведен нейтронно-физический расчет модели ТВС бесконечного размера.

Выполнена оптимизация компоновки ТВС.

Многогрупповым методом определены эффективный коэффициент размножения и коэффициент воспроизводства, а также действующий спектр. Рассмотрены особенности изменения нуклидного состава, характерные для торий-уранового топливного цикла. Обсуждается протактиниевый эффект.

Проведено моделирование изменения нуклидного состава в течение двухгодичной кампании (720 эффективных суток). Определено изменение эффективного коэффициента размножения и коэффициента воспроизводства в течение кампании.

Сформулированы перспективы реализации торий-уранового бридера. Продемонстрирована возможность реализации торий-уранового бридера на тепловых нейтронах, а также, расширенной наработки топлива.

Ссылки

  1. Uranium 2020: Resources, Production and Demand: Technical report. Nuclear Energy Agency Organisation for Economic Co-Operation and Development (2020). Электронный ресурс: https://oecd-nea.org/upload/docs/application/pdf/2020 (дата доступа 02.07.2022).
  2. Зверев Д.Л., Самойлов О.Б., Романов А.И., Панов А.И., Фальков А.А., Шолин Е.В., Зотов С.А. Топливо для ВВЭР и PWR. Современное состояние и перспективы. // Атомная энергия. – 2020. – Т. 129. – Вып. 2. – С. 63-65. Электронный ресурс: http://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/3437 (дата доступа 02.07.2022).
  3. Calculation of the isotopic composition, crossections and fluxes for a typical PWR-cell loaded with (PU-Th) O2-fuel, as a function оf the fuel burnup. – IAEA Report, 1996.
  4. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Расширенное воспроизводство 233U в торий-урановом топливном цикле в реакторах типа ВВЭР с использованием тяжелой воды. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2013. – Вып. 3. – С. 12-29.
  5. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Утилизация энергетического плутония и высокообогащенного урана с наработкой изотопа 233U в реакторах типа ВВЭР с использованием тория и тяжелой воды. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2014. – Вып. 3. – С. 42-60.
  6. Юрова Л.Н., Поляков А.А., Рухло В.П. и др. Исследование возможностей накопления 233U в реакторах типа ВВЭР при минимальном образовании 232U. // Атомная Энергия. – 1978. – Т. 45. – № 1. – С. 20-24. Электронный ресурс: http://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t45-1_1978/go,20/ (дата доступа 02.07.2022).
  7. Маршалкин В.Е. Концепция замкнутого торий-уран-плутониевого топливного цикла ядерной энергетики. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2018. – Вып. 4. – С. 5-28.
  8. Маршалкин В.Е., Повышев В.М., Трутнев Ю.А. Целесообразность использования избыточных количеств оружейного урана и плутония и энергетического плутония для перевода тепловых реакторов на замкнутый торий-урановый топливный цикл. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2019. – Вып. 4. – С. 43-60.
  9. Reda S.M., Gomaa I.M., Bashter I.I., Amin E.A. Neutronic Performance of the VVER-1000 Reactor Using Thorium Fuel with ENDF Library. // Science and Technology of Nuclear Installations. – 2021. – Vol. 4. – PP. 1–9. DOI: https://doi.org/10.1155/2021/8838097 .
  10. Marshalkin V.E., Povyshev V.M. Breeding of 233U in the Thorium-Uranium Fuel Cycle in VVER Reactor Using Heavy Water. // Physics of Atomic Nuclei. – 2015. – Vol. 78. – No. 11. – PP. 1274-1286. DOI: https://doi.org/10.1134/S1063778815110113 .
  11. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233U. // Изобретения. Полезные модели. – 2015. – № 5. – C. 1-20. – Пат. 2541516 РФ. – МПК G21C1/00.
  12. Marshalkin V.E., Povyshev V.M. Utilization of Non-Weapons-Grade Plutonium and Highly Uranium with Breeding of the 233U Isotope in the VVER Reactors Using Thorium and Heavy Water. // Physics of Atomic Nuclei. – 2015. – Vol. 78. – No. 11. – PP. 1287-1300. DOI: https://doi.org/10.1134/S1063778815110125 .
  13. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. // Изобретения. Полезные модели. – 2017. – № 14. – С. 1-20. – Пат. 2619599 РФ. – МПК G21C1/00.
  14. Marshalkin V.E., Povyshev V.M. On the Equilibrium Isotopic Composition of the Thorium-Uranium-Plutonium Fuel Cycle. // Physics of Atomic Nuclei. – 2016. – Vol. 79. – No. 8. – PP. 1290-1297. DOI: https://doi.org/10.1134/S1063778816080135 .
  15. Пономарев-Степной Н.Н. и др. Легководный ториевый реактор ВВЭР-Т. // Атомная энергия. – 1998. – Т. 85. – Вып. 4. – С. 263-277. Электронный ресурс: http://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/issue/view/334 (дата доступа 02.07.2022).
  16. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Естественная трансмутация актиноидов реакцией деления в замкнутом торий-уран-плутониевом топливном цикле. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2016. – Вып. 4. – С. 64-75.
  17. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Делящиеся материалы второго поколения в ядерной энергетике. // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов. – 2017. – Вып. 4. – С. 54-75.
  18. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа урана 233U. // Изобретения. Полезные модели. – 2017. – № 31. – С. 1-20. – Пат. 2634476 РФ, МПК G21C1/00.
  19. Alvarez R. Thorium Reactors: Their Backers Overstate the Benefits. Nuclear information and resource service. – 2014. Электронный ресурс: https://www.nirs.org/wp-content/uploads/factsheets/th (дата доступа 02.07.2022).
  20. Thorium-based nuclear fuel: current status and perspectives. – Vienna: IAEA, 1987, 164 p. (IAEA-TECDOC-412). Электронный ресурс: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/ (дата доступа 02.07.2022).
  21. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Групповые константы для расчета реакторов и защиты. – М.: Энергоиздат, 1981. – 232 c.
  22. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1. Ядерные константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучений. // ВАНТ. Сер. Ядерные константы. – 1996. – Вып.1. – С. 59.
  23. Шаманин И.В., Чертков Ю.Б., Беденко С.В. Ториевая реакторная установка малой мощности, работающая в сверхдлинной кампании. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – No. 2. – PP. 121-132. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.2.12 .
  24. Sylvain D., Elisabeth H., Herve N. Thorium-uranium nuclear fuel cycle. // Euro-Physics News. – 2007. – Vol. 38. – №. 2 – PP. 24-27. DOI: https://doi.org/10.1051/EPN:2007007 .

торий-урановый топливный цикл расширенное воспроизводство топлива тепловой реактор размножитель протактиниевая яма коэффициент воспроизводства изменение нуклидного состава наработка топлива

Ссылка для цитирования статьи: Исанов К.А., Егоров М.Ю. Тяжеловодный уран-ториевый реактор-размножитель на тепловых нейтронах. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 4. – С. 5-18. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.4.01 .

Открыть PDF файл