Ценим
ПРОШЛОЕ,
работаем
на БУДУЩЕЕ

Научная информация

Книги, препринты, материалы конференций

Расчётное моделирование выжигания минорных актинидов в реакторе на быстрых нейтронах с топливом без урана и плутония

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Коробейников В.В., Колесов В.В., Игнатьев И.А.

Аннотация

Проведены исследования по выжиганию минорных актинидов (МА) в реакторе, который вместо традиционных видов ядерного топлива — урана или/и плутония — использует полный набор МА, извлекаемых из ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах. Преимущества реализации такого подхода к трансмутации МА состоят в том, что при таком подходе происходит утилизация долгоживущих отходов и при этом производится энергия, которую можно использовать, например, для производства электричества. Кроме того, если использовать, например, реактор с урановым или МОКС-топливом для трансмутации, то кроме выжигания «чужих» минорных актинидов, он дополнительно наработает «свои». В случае топлива из одних минорных актинидов будут выжигаться только «свои».

Ключевые слова

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

Список литературы

1. Salvatores M., Slessarev I., Uematsu M. A Global Physics Approach to Transmutation of Radioactive Nuclei // Nuclear Science and Engineering. — 1994. — V. 116. — Pp. 1—18.

2. Bergelson B., Gerasimov A., Zaritskaya T., Kiselev G., Volovik A. Decay Heat Power and Radiotoxicity of Spent Uranium, Plutonium and Thorium Fuel at Long-Term Storage. Beijing: SMiRT18, 2005 // 18th International Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology (SMiRT 18), China, August 7–12, 2005.

3. Japan Atomic Energy Agency — Nuclear Data Center. Japanese standard library 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 (дата обращения 20.01.2022).

4. 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.

5. Oak Ridge National Laboratory. Preliminary Multicycle Transuranic Actinide Partitioning-Transmutation Studies. 2007. ORNL/TM-2007/24.

6. Takaki Naoyuki. Neutronic potential of water cooled reactor with actinide closed fuel cycle // Progress in Nuclear Energy. — 2000. — Т. 37, pp. 1—4.

7. Kloosterman, J.L. Multiple Recycling of Plutonium in Advanced PWRs. Netherlands Energy Research Foundation (ECN), 1998.

8. Youinou, G. Plutonium Multirecycling in Standard PWRs Loaded with Evolutionary Fuels // Nuclear Science and Engineering. — 2005. — Т. 151.

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

10. 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.

11. 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.

12. Коробейников В.В., Колесов В.В., Каражелевская Ю.Е., Терехова А.М. Исследование возможности выжигания минорных актинидов в быстром реакторе с металлическим топливом на основе только минорных актинидов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные константы. — 2020. — Вып.1. — С. 59—68.

13. Joint Evaluated Fission and Fusion (JEFF) Nuclear Data Library. — URL: https://oecd-nea.org/dbdata/jeff/ (дата обращения 20.01.2022).

14. Ayodeji B. Alajo et al. Utilization of Transuranics as Fuel Component in VHTR Systems: The Back-end Considerations // Proc. Global 2009, Paris, France, 6—11, September 2009.

15. Technical features to enhance proliferation resistance of nuclear energy systems, IAEA, Vienna, 2010/ — URL: https://www-pub.iaea.org/MTCD/ Publications/PDF/Pub1464_web.pdf (дата обращения 01.02.2022).

16. IAEA Advisory material for the IAEA regulations for the safe transport of radioactive material, safety Guide № TS-G-1.1, IAEA, Vienna, 2008. — URL: https://www-pub.iaea.org/mtcd/publications/pdf/pub1325_web.pdf (дата обращения 01.02.2022).

17. Косякин Д.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю. Исследование зависимости эффективности трансмутации Am-241 от энергетической структуры плотности нейтронного потока : Препринт ФЭИ – 3294 // Обнинск, АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», 2021. — С. 38.

18. Szieberth M., Halász M., Reiss T., Fehér S. Fuel Cycle Studies on Minor Actinide Burning in Gas Cooled Fast Reactors // Proc. of Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation 12th Information Exchange Meeting, Prague, Czech Repubic, 24–27 September 2012.

19. Alekseev P., Vasiliev А., Mikityuk К., Subbotin S., Fomichenko P., Schepetina Т. Lead-bismuth reactor RBEC: optimization of conceptual decisions. Preprint IAE-6229/4. – 2001.

20. Leppanen J. PSG2/SERPENT — A Continious Energy Monte-Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. — Helsinki: VTT Technical Research Centre of Finland, 2015. — URL: http://montecarlo.vtt.fi/download/ Serpent_manual.pdf/ (дата обращения 10.02.2022).

21. X-5 Monte Carlo Team: MCNP – A General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5, volume II: user’s guide, appendix B, April 2003, – B-2. — URL: https://mcnp.lanl.gov/pdf_files/la-ur-03-1987.pdf (дата обращения 10.02.2022).

22. BN-600 MOX core benchmark analysis results from phases 4 and 6 of a coordinated research project on updated codes and methods to reduce the calculational uncertainties of the LMFR reactivity effects. IAEA-TECDOC-1700. International atomic energy agency Vienna, 2013.

Препринт ФЭИ-3299. Обнинск, АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», 2022. 32 с.