УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Гурская О.С.

Аннотация

Рассмотрены физические аспекты наработки минорных актинидов (МА) в ЯЭ и основные положения концепции выжигания/трансмутации МА. На основе расчетной модели развития ЯЭ России проведена оценка накопления нептуния, америция и кюрия на горизонте 21-го столетия. Показано, что накопление МА отечественной ЯЭ будет значительным, причем в случае перехода к двухкомпонентной ядерной энергетической системе с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле имеет место существенное сокращение наработки америция и нептуния. Оценено возможное увеличение накопления МА в случае возврата в Россию ОЯТ зарубежных энергоблоков российского дизайна.

Ключевые слова

ядерная энергетическая система, минорные актиниды, сценарий, развитие, двухкомпонентная ЯЭ, тепловые реакторы, быстрые реакторы, плутоний, америций, смешанное топливо, трансмутация.

Список литературы

1. Коробейников В.В., Колесов В.В., Каражелевская Ю.Е., Терехова А.М. Исследования возможности выжигания и трансмутации Am-241 в реакторе с америциевым топливом. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 2. – С. 153–163. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.13.
2. Коробейников В.В., Колесов В.В., Игнатьев И.А. Расчётное моделирование выжигания минорных актинидов в реакторе типа БН-600 с топливом без урана и плутония. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – № 3. – С. 134–145. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2022.3.12.
3. Декусар В.М., Зродников А.В., Елисеев В.А., Мосеев А.Л. К вопросу накопления и реакторной утилизации америция в ядерной энергетике // ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2019 – Вып. 1. – С. 215– 223.
4. Use of Fast Reactors for Actinide Transmutation. Proceedings of a Specialists Meeting held in Obninsk. Russian Federation. 22–24 September 1992. IAEA-TECDOC-693. IAEA.1993, p. 125.
5. Matveev V.I., Ivanov A.P., Efimenko E.M. Concept of Specialized Fast Reactor for Minor Actinide Burning. Proceedings of a Specialists Meeting held in Obninsk. Russian Federation. 22–24 September 1992. IAEA-TECDOC-693. IAEA.1993, p. 114.
6. Гай Е.В., Игнатюк А.В., Работнов Н.С., Шубин Ю.Н. Концепция обращения с долгоживущими ядерными отходами // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 1994. – № 1. – С. 17–21.
7. Ганев И.Х., Лопаткин А.В. Орлов В.В. Гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ // Атомная энергия. – 2000. – Т. 89. – Вып. 5. – С. 362–365.
8. Герасимов А.С., Киселев Г.В. Научно-технические проблемы создания электроядерных установок для трансмутации долгоживущих радиоактивных отходов и одновременного производства энергии (российский опыт) // Физика элементарных частиц и атомного ядра – 2001. – Т.32. – Вып. 1. – С. 188.
9. Rineiski А., Ignatiev V., Feinberg O., e.a. Safety-related neutronics parameters of a molten salt actinide recycler & transmuter, Proc. of PHYSOR- 2006, 2006, September 10–14, Vancouver, Canada.
10. Попов В.Е., Стребков Ю.С.,  Сысоев  А.Г.,  Кутеев  Б.В., Шпанский Ю.С. Гибридный бланкет термоядерного источника нейтронов и его нетйронно-физические характеристики // Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики : V Международная научно-техническая конференция 2–5 октября 2018 г. – Москва (АО «НИКИЭТ», Москва, Россия), с. 215–217.
11. Герасимов А.С., Зарицкая Т.С., Рудик А.П. Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах. – Москва. Энергоатомиздат, 1989.
12. Матвеев В.И., Хомяков Ю.С. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. – Москва, Издательский дом МЭИ, 2012.
13. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле / Под ред. Н.Н. Пономарева-Степного. – М.: Техносфера, 2016. 160 c.
14. Neutronics Benchmarks for the Utilization of Mixed-Oxide Fuel: Joint U.S./Russian Progress Report for Fiscal Year 1997. Volume 3 – Calculation Performed in the Russian Federation. Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tennessee 37831-6285, 1998.
15. Chebeskov A.N, Troyanov M.F., Fomichenko P.A. ISTC Project-1443. Input Data on Nuclear Reactors for System Analysis. Part I. Obninsk, 2001.
16. Стратегия развития ядерной энергетики России до 2050 года и перспективы на период до 2100 года / Одобрено решением Президиума НТС Госкорпорации «Росатом» 26 декабря 2018 г.
17. Калашников А.Г., Мосеев А.Л., Декусар В.М., Коробейников В.В., Мосеев П.А. Развитие программного комплекса CYCLE для системного анализа ЯТЦ // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – №1. –      С. 91–99.
18. Декусар В.М., Мосеев А.Л., Пупко Л.П. Модель топливного цикла быстрого реактора, реализованная в коде CYCLE : Препринт ФЭИ-3298. – Обнинск, АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», 2022. 24 с.

Препринт ФЭИ–3304, Обнинск, АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», 2023. 17 с