Ценим
ПРОШЛОЕ,
работаем
на БУДУЩЕЕ

До юбилея Первой в мире АЭС

  Дни
  Часы
  Минуты
  Секунды
70 лет со дня пуска Первой в мире АЭС

Научная информация

Книги, препринты, материалы конференций

Исследование зависимости эффективности трансмутации Am-241 от энергетической структуры плотности нейтронного потока

УДК 621. 039

Читать препринт полностью

Авторы

Косякин Д.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю.

Аннотация

Радикальное сокращения объёмов МА, содержащихся в ОЯТ энергетических реакторов, возможно за счёт их трансмутации — перевода долгоживущих радиоактивных изотопов в короткоживущие или стабильные при их облучении в ядерных реакторах. Однако различие свойств МА, характеристик различных типов ядерных реакторов и способов трансмутации требует проведения комплексной оценки и выбора путей обращения как с отдельными нуклидами — Np-237, Am, Сm, так и выработки общей позиции о способах реализации трансмутации МА. Особенностью данной работы является исследование зависимости эффективности трансмутации Am-241 от энергетической структуры спектра нейтронного потока. Результаты исследования позволяют определить спектральные условия, при которых эффективность трансмутации будет максимальной.

Ключевые слова

трансмутация, минорные актиниды, отработавшее топливо, радиоактивность, биологическая опасность, хранение отработавшего топлива, спектр нейтронов

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. – Вып. 2.

2. Bergelson B., Gerasimov A., Zaritskaya T., Kiselev G., Volovik A. Decay heat power and radiotoxicity of spent uranium, plutonium and thorium fuel atlong-term storage // 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology. – Beijing: SMiRT18, 2005.

3. Salvatores M., Slessarev I., Uematsu M. A Global Physics Approach to Transmutation of Radioactive Nuclei // Nuclear Science and Engineering. – 1994. – V. 116. – Pp. 1–184. Japan Atomic Energy Agency – Nuclear Data Center. Japanese standardlibrary for fast breeder reactors, thermal reactors, fusion neutronics and shielding calculations, and other applications (JENDL-4.0). JAEA-NDC, 2010. – URL:https://wwwndc.jaea.go.jp/jendl/j40/j40.html.

5. OECD NEA. French R&D on the Partitioning and Transmutation of Long-lived Radionuclides: An International Peer Review of the 2005 CEA Report.Papers: OECD Publishing, 2006.

6. Oak Ridge National Laboratory. Preliminary Multicycle Transuranic Actinide Partitioning-Transmutation Studies. 2007. ORNL/TM-2007/24.367. Takaki Naoyuki. Neutronic potential of water cooled reactor with actinide closed fuel cycle // Progress in Nuclear Energy. – 2000. – vol. 37, pp. 1–4.

8. Kloosterman J.L. Multiple Recycling of Plutonium in Advanced PWRs. Netherlands Energy Research Foundation (ECN), 1998.9. Youinou G. Plutonium Multirecycling in Standard PWRs Loaded with Evolutionary Fuels // Nuclear Science and Engineering: the Journal of the American Nuclear Society. – 2005. – Т. 151.

10. Atomic Energy of Canada Limited (AECL). Scenarios for the Transmutation of Actinides in Candu Reactors: Company WIDE. Ontario: AECL, 2010.CW-123700-CONF-010.

11. Kostadin Zashev. Transmutation of VVER-1000 Spent Nuclear Fuel in Candu Reactors // София: ЕНЕРГИЕН ФОРУМ. – 2017.

12. Prunier C, Boussard F, Koch L, Coquerelle M. Some Specific Aspects of Homogeneous Am and Np Based Fuels Transmutation through the Outcomes of the Superfact Experiment in PHENIX Fast Reactor // GLOBAL 1993. – URL:https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/24/070/24070171.pdf?r=113. Guillaumont R. The Bataille's Law: Scientific Research for Nuclear Wastes in France. L'Actualité Chimique. – 2005.

14. Jean-Marc Bonnerot, et al. First Results of the Irradiation Program of Inert Matrices, Targets and Fuels for Minor Actinides Transmutation in Fast Reactor. – Montpellier. 2008.

15. E. Brunon, et al. The FUTURIX-FTA Experiment in PHÉNIX.

16. J. M. Chichester, et al. Overview of the FUTURIX-FTA Irradiation Experiment in the Phénix Reactor // Global 2015. – Paris, 2015. Paper 5268.

17. Postirradiation Examination of FUTURIX-FTA Metallic Alloy Experiments/ Idaho National Laboratory, 2019. INL/JOU-18-52239-Revision -0.

18. The EBR-II X501 Minor Actinide Burning Experiment / Idaho: INL, 2008. INL/CON-08-13828 PREPRINT.

19. Tomonori Soga, Takashi Sekine, Kosuke Tanaka, Ryoichi Kitamura, Takafumi Aoyama. Irradiation Test of Fuel Containing Minor Actinides in the Experimental Fast Reactor Joyo // Journal of Power and Energy Systems, 2008.ISSN: 1881-3062.

20. International Atomic Energy Agency (IAEA). Status of Minor Actinide Fuel Development. VIENNA: IAEA, 2009. No. NF-T-4.6.

21. Погляд С.С. Реализация проекта ЕОТП и опыт фабрикации топлива с минорными актинидами // Отраслевой семинар «Технологии фракционирования и трансмутации минорных актинидов. Достижения и перспективы развития». – Москва, 2019.

22. International Atomic Energy Agency (IAEA). Advanced Reactor Technology Options for Utilization and Transmutation of Actinides in Spent Nuclear Fuel. Vienna: IAEA, 2009. IAEA-TECDOC-1626.

23. Гулевич А.В., Елисеев В.А., Клинов Д.А., Коробейникова Л.В., Крячко М.В., Першуков В.А., Троянов В.М. Возможность выжигания америция в быстрых реакторах. // Атомная энергия. – 2020. – Т. 128. – C.82–87.

24. Euratom. Plutonium and Minor Actinide Management in Thermal High-Temperature Gas-Cooled Reactors (PUMA): Publishable Final Activity Report.2010.

25. High Temperature Reactor (HTR) Deep Burn Core and Fuel Analysis: Design Selection for the Prismatic Block Reactor With Results from FY-2011 Activities/ Idaho National Laboratory, Idaho, 2011. INL/EXT-11-23997.

26. ALFRED-Project. Members. ALFRED. – URL: http://www.alfredreactor.eu/index.php/falcon-2/members/.

27. News, World Nuclear. Nuclearelectrica to Cooperate in Development of ALFRED. World Nuclear News. WNN, 2019. – URL: https://www.worldnuclear-news.org/Articles/Nuclearelectrica-to-cooperate-in-development-of-AL.

28. (SKB). Partitioning and Transmutation Current Developments – 2013: A report from the Swedish reference group for P&T-research / Solna: Swedish Nuclear Fuel and Waste Management Co, 2017. SKB TR-13-29.

29. Craig F. Smith, et al. SSTAR: The US Lead-Cooled Fast Reactor (LFR)// Journal of Nuclear Materials, 2008. – URL: http://www.gammaexplorer.com/wp-content/uploads/ 2017/03/SSTARLCFR.pdf.

30. Лемехов В.В., Петренко А.В., Яшкин А.В. Энергоблок с РУБРЕСТ-ОД-300 // Сборник докладов отраслевой конференции «Замыкание топливного цикла ядерной энергетики на базе реакторов на быстрых нейтронах». – Томск, 2018 – C. 159.

31. Чамовских Ю.В. и др. Особенности проектирования, изготовления и внедрения лабораторного и промышленного оборудования для фабрикации таблеток МОКС и нитридного топлива в РФ //, Международная конференция по реакторам на быстрых нейтронах и соответствующим топливным циклам (FR-17). – Екатеринбург, 2017.

32. Хомяков Ю.С. Проект «Прорыв»: задачи, состояние и программа работ в части технологий трансмутации минорных актинидов / Отраслевой семинар «Технологии фракционирования и трансмутации минор-актинидов. Достижения и перспективы». – Москва, 2019.

33. Грачев А.Ф. и др. Вовлечение минорных актинидов в замкнутыйтопливный цикл проекта «Прорыв» // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. – 2017. – Вып. 4.

34. Иванов В.К., и др. Проблема оптимального выделения америция из ОЯТ БРЕСТ-ОД-300 на трансмутацию для обеспечения радиационной эквивалентности РАО и природного урана // Радиация и риск (бюллетень национального радиационно-эпидемиологического регистра). – 2020. – Т. 29.

35. Bin Liu, et al. Minor actinide transmutation in the lead-cooled fast reactor. Progress in Nuclear Energy –2019.36. International Atomic Energy Agency (IAEA). Advanced Reactor Technology Options for Utilization and Transmutation of Actinides in Spent NuclearFuel. Vienna: IAEA, 2009. IAEA-TECDOC-1626.

37. Пономарев Л.И., и др. Быстрый жидкосолевой реактор на основе эвтектики LiF–NaF–KF как сжигатель Np, Am, Cm. // Атомная энергия. –2019. – Т. 126. – № 3.

38. Дегтярев А.М., Пономарев Л.И. Жидкосолевой реактор с быстрым спектром нейтронов на основе LiF–NaF–KF. // Атомная энергия. – 2012 .– Т. 112. – Вып.6. – С. 367–368.

39. Тормышев И. В. Программный комплекс для расчета радиационных характеристик топлива и конструкционных материалов. ISKRA, версия 1.0., № 2020660280; заявл. 09.09.2020; опубл. 26.10.2020. – 1 с.

40. Матвеев В.И., Хомяков Ю.С. Техническая физика быстрых реакторов. – Москва : Издательский дом МЭИ. – 2012. – 356 с. – ISBN 978-5-383-00717-4. – URL: http://www.studmedlib.ru/book/MPEI187.html.

41. 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 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные константы – 1996. – Вып.1. – С. 59–98.

Препринт ФЭИ – 3294. Обнинск, АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», 2021. 38 с.