Использование плутония из отработавшего смешанного топлива РЕМИКС в реакторе БН-1200

28.03.2023 2023 - №01 Топливный цикл и радиоактивные отходы

Н.В. Ковалев А.М. Прокошин А.С. Кудинов В.А. Невиница

https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.06

Реактор на тепловых нейтронах (РТН) ВВЭР-1000 может работать на смешанном уран-плутониевом топливе с содержанием энергетического плутония до 5% при полной загрузке активной зоны. При этом происходит выжигание плутония до 56% по нечетным изотопам. Энергетический потенциал такого плутония крайне низкий, его дальнейшее использование в тепловых реакторах не является целесообразным. Но такой плутоний возможно использовать в реакторах на быстрых нейтронах (РБН). Приводятся результаты исследования возможности использования такого изотопного состава плутония в реакторе БН-1200 и увеличения его ценности для его возвращения в РТН. Для этого разработана прецизионная модель реактора БН-1200 с помощью кода Serpent, реализующего метод Монте-Карло. Проведена верификация модели по референтным значениям выгорания ядерного топлива и коэффициентам воспроизводства. В ходе исследования установлено, что такой плутоний можно использовать в МОКС-топливе реактора БН-1200. Для сохранения проектной длительности микрокампании в МОКС-топливе необходимо увеличение доли плутония до 2%. Установлено, что в реакторе БН-1200 происходит улучшение изотопного состава для последующего возврата плутония в тепловой реактор, т.е. увеличение нечетных изотопов плутония. Причем, чем меньше в загружаемом топливе нечетных изотопов плутония, тем сильнее происходит их увеличение. По результатам расчета видно, что плутоний из смешанного топлива ВВЭР-1000 необходимо как минимум два раза загрузить в реактор БН-1200 для увеличения доли нечетных изотопов до уровня «энергетического» плутония.

Ссылки

1. Ковалев Н.В., Зильберман Б.Я., Голецкий Н.Д., Синюхин А.Б. Новый подход к повторному использованию отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов в рамках концепции РЕМИКС. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2020. – № 1. – С. 67-77. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2020.1.07 .
2. Ковалев Н.В., Прокошин А.М., Яковлев В.А., Сидоров Н.М., Холупенко Е.И., Кудинов А.С. Нейтронно-физические характеристики загрузки активной зоны реактора ВВЭР-1000 уран-плутониевым топливом РЕМИКС-Е. / Тез. докл. X Всероссийской молодёжной конференции «Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения». Димитровград, НИИАР, 17-18 марта 2021 г. – М.: НИИАР, 2021. – С. 33-36.
3. Eliseev V.A., Klinov D.A., Camarcat N., Lemasson D., Meriot C., Pershukov V.A., Troyanov V.M., Velardo H. On the possibility to improve mixed uranium-plutonium fuel in fast reactors. // Nuclear Energy and Technology. – 2020. – No. 6 (2). – PP. 131-135. DOI: https://doi.org/10.3897/nucet.6.51587 .
4. Кузьмин А.М., Шмелев A.H., Апсэ B.A. Моделирование физических процессов в энергетических ядерных реакторах на быстрых нейтронах: учебное пособие для вузов. – Москва: Издательский дом МЭИ, 2013. – 128 c. – ISBN 978-5-383-00733-4.
5. Реактор БН-1200. Электронный ресурс: https://ippe.ru/nuclear-power/fast-neutron-reactors/122-bn1200-reactor (дата доступа 17.10.2022).
6. Васильев Б.А. Цели и задачи разработок активных зон реакторов БН. / Всероссийская научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики». Презентация. Обнинск, 27-29 ноября 2019 г. Электронный ресурс: https://www.ippe.ru/images/science_info/conference/neutron2019/presentation/plenary-session/Vasiliev-development-active-zones-fast-reactors.pdf (дата доступа 17.10.2022).
7. Васильев Б.А., Фаракшин М.Р., Белов С.Б., Киселёв А.В. Анализ пространственного возмущения нейтронного поля активной зоны реактора БН при нормальной эксплуатации. // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2018. – Вып. 2. – С. 62-70. Электронный ресурс https://elibrary.ru/item.asp?id=35123517 (дата доступа 17.10.2022).
8. Курашов С.С. Численное моделирование теплообмена в ТВС реактора БН-1200. / Слайд 4 презентации дипломной работы ИАТЭ НИЯУ МИФИ, 2015. Электронный ресурс: https://theslide.ru/uncategorized/chislennoe-modelirovanie-teploobmena-v-tvs-reaktora (дата доступа 17.10.2022).
9. Мосунова Н.А. Развитие научно-методических основ и разработка интегрального программного комплекса для моделирования реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями. – Дисс. д-ра техн. наук. – М.: ИБРАЭ РАН, 2018. – 333 с. Электронный ресурс: http://www.ibrae.ac.ru/docs/108/dissertatsiyaimosunovoy_n.a..pdf (дата доступа 17.10.2022).
10. Дробышев Ю. Ю. Гибридная топливная загрузка реактора большой мощности на быстрых нейтронах. Дисс. канд. техн. наук. – М.: ВНИИАЭС, 2021. – 200 с. Электронный ресурс: https://ds.mephi.ru/documents/762/Дробышев_Ю_Ю_Текст_диссертации.pdf (дата доступа 17.10.2023).
11. Аникин А.Ю., Курындин А.В., Синегрибов С.В., Строганов А.А. Верификация программного средства Serpent для оценки ядерной безопасности объектов использования атомной энергии. / Материалы IX Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, ГИДРОПРЕСС, 19-22 мая 2015 г. Электронный ресурс: http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2015/documents/mntk2015-109.pdf (дата доступа 17.10.2022).
12. Белов С.Б., Киселёв А.В., Марова Е.В., Фаракшин М.Р., Фролов В.М., Малышева И.В., Перегудов А.А., Семёнов М.Ю., Стогов В.Ю., Цибуля А.М., Алексеев П.Н., Бояринов В.Ф., Зизин М.Н., Невиница В.А., Тимошинов А.В., Фомиченко П.А. Результаты верификации программ расчёта нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора типа БН-1200. // ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов. – 2014. – Вып. 4. – С. 66-76. Электронный ресурс: https://elibrary.ru/item.asp?id=22905474 (дата доступа 17.10.2022).
13. Egorov A.V., Khomyakov Y.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. – No. 5 (4). – PP. 353-359. DOI: https://doi.org/10.3897/nucet.5.46517 .
14. Nuclear Physics and Reactor Theory. – Washington. U.S. Department of Energy Publ., 1993. – 142 p.
15. Бабушкин С.В., Васильев Б.А., Васяев А.В., Воронцов В.Е., Душев С.А., Зверев Д.Л., Кирюшин А.И., Марова Е.В., Седаков В.Ю., Староверов А.И., Тимофеев А.В., Шепелев С.Ф. Реакторные установки с быстрыми реакторами с натриевым теплоносителем для двухкомпонентной ядерной энергетики. // Атомная энергия, – 2020 – Т. 129. – Вып. 1. – С. 20-29.
16. Васильев Б.А. Оценка эффективности конструкторских решений быстрых натриевых реакторов и их развитие в новых проектах / Труды VII Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва, 26-27 мая 2010 г. –М.: Концерн Росэнергоатом, 2010. – С. 25-28. Электронный ресурс: http://www.reamntk.ru/mediafiles/u/files/Archive/SbornikTrudov2010.pdf (дата доступа 17.10.2022).

ядерное топливо РЕМИКС РЕМИКС-Е МИКС МОКС плутоний быстрый натриевый реактор БН-1200 облагораживание плутония

Ссылка для цитирования статьи: Ковалёв Н.В., Прокошин А.М., Кудинов А.С., Невиница В.А. Использование плутония из отработавшего смешанного топлива РЕМИКС в реакторе БН-1200. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2023. – № 1. – С. 70-81. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2023.1.06 .