Расчётные исследования быстрого исследовательского реактора с различными видами топлива | Статья в журнале «Техника. Технологии. Инженерия»

Отправьте статью сегодня! Журнал выйдет 31 августа, печатный экземпляр отправим 4 сентября.

Опубликовать статью в журнале

Библиографическое описание:

Давтян А. Р., Кузенкова Д. С., Михалев А. В. Расчётные исследования быстрого исследовательского реактора с различными видами топлива // Техника. Технологии. Инженерия. — 2019. — №1. — С. 8-12. — URL https://moluch.ru/th/8/archive/110/3848/ (дата обращения: 19.08.2019).



В работе представлены результаты расчетов выгорания МОХ-топлива и металлического топлива в реакторе МБИР за 500 эффективных суток. На основе полученных данных представлен сравнительный анализ и произведен оценочный расчет стоимости обращения с отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС).

Ключевые слова: МОХ-топливо, металлическое топливо, отработанное ядерное топливо, МБИР, захоронение радиоактивных отходов, переработка радиоактивных отходов.

МБИР — это многоцелевой быстрый исследовательский реактор с тепловой мощностью 150 МВт и натриевым теплоносителем. Реактор предназначен для экспериментальных исследований по различным направлениям: ресурсные испытания; отработка режимов эксплуатации перспективных видов топлива, твэлов, ПЭЛ, ТВС; радиационные испытания перспективных конструкционных материалов, наработка изотопов различного назначения и т. д. [1, c. 280] В корпусе реакторной установки МБИР расположены боковые экраны, а.з. состоит из 93 ТВС и петлевого канала в центре, в котором достигается плотность потока нейтронов 5·1015 1/(см2·с).

Согласно мировым тенденциям, в странах, для которых необходим высокий темп наработки плутония, наряду с МOX-топливом в быстрых энергетических реакторах планируется использовать металлическое топливо. Металлическое топливо позволяет повысить характеристики внутренней самозащищенности быстрых натриевых реакторов. В связи с этим представляется необходимым отрабатывать технологию металлического топлива в активной зоне МБИР не только ввиду его преимуществ, применительно к исследовательским реакторам, но и с учетом возможности его использования в дальнейшем в энергетических быстрых натриевых реакторах. В результате, преследуя при разработке металлического топлива для МБИР цели, характерные именно для исследовательского реактора, можно создать задел для дальнейшей проработки такого топлива для энергетических реакторов на быстрых нейтронах.

Для расчетов использовался программный комплекс на основе метода Монте-Карло. С его помощью можно провести расчеты по выгоранию любых делящихся материалов за необходимый промежуток времени. При проведении расчетов использовался разный шаг вычислений, начиная от одних суток для учёта наибольшего количества элементов и изотопов. Такой подход позволяет минимизировать погрешности вычисления.

В данной работе проведено расчетное исследование зависимости выгорания топлива в активной зоне реактора МБИР от времени за 500 эфф. суток. Расчет проводился без учета перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС). Сначала рассмотрим виброуплотненное МОХ-топливо с содержанием Pu 32,55 %. Таким образом были получены данные о концентрации основных изотопов, представленные в таблице 1.

Таблица 1

Концентрации тяжелых ядер МОХ-топлива вактивной зоне, 1024/см3

Эфф. сут.

Изотопы

0

200

300

500

U-234

-

3,99E-08

5,81E-08

9,24E-08

U-235

5,29E-05

4,69E-05

4,41E-05

3,92E-05

U-236

-

1,45E-06

2,11E-06

3,23E-06

U-237

-

3,46E-09

2,23E-08

5,56E-08

U-238

1,30E-02

1,28E-02

1,27E-02

1,25E-02

Np-237

-

5,35E-07

7,16E-07

1,54E-06

Np-238

-

6,17E-10

8,42E-10

1,93E-09

Np-239

-

2,80E-06

2,70E-06

3,05E-06

Pu-238

9,35E-06

8,62E-06

8,34E-06

7,94E-06

Pu-239

6,57E-03

6,01E-03

5,76E-03

5,33E-03

Pu-240

4,67E-04

6,01E-04

6,60E-04

7,64E-04

Pu-241

8,31E-05

8,40E-05

8,54E-05

9,16E-05

Pu-242

3,04E-05

3,13E-05

3,17E-05

3,26E-05

Pu-243

-

9,53E-10

1,06E-09

1,10E-09

Am-241

-

2,09E-06

3,08E-06

4,99E-06

Am-242

-

8,61E-09

1,82E-08

4,70E-08

Am-242m

-

7,38E-10

1,11E-09

1,77E-09

Am-243

-

7,04E-07

1,02E-06

1,63E-06

Cm-242

-

5,02E-08

9,71E-08

2,11E-07

Cm-244

-

2,81E-08

5,81E-08

1,47E-07

В варианте с металлическим топливом высокой плотности эффективная плотность топлива (плотность заполнения пространства внутри оболочки) — 15,0 г/см3. Массовая доля плутония по тяжелым ядрам в топливе составляет 20,9 %. Массовая доля изотопа U-235 в смеси изотопов урана в модели равна 0,4 %. Наибольшая массовая доля у изотопа U-238. Таким образом полученные данные о выгорании основных изотопов, представлены в таблице 2.

Таблица 2

Концентрации тяжелых ядер металлического топлива вактивной зоне, 1024/см3

Эфф. сут.

Изотопы

0

200

300

500

U-234

-

4,65E-08

6,98E-08

9,73E-08

U-235

1,08E-04

9,71E-05

9,43E-05

9,20E-05

U-236

-

2,98E-06

4,01E-06

5,97E-06

U-237

-

1,53E-07

1,62E-07

1,75E-07

U-238

2,69E-02

2,65E-02

2,62E-02

2,58E-02

Np-237

-

1,12E-06

2,01E-06

3,20E-06

Np-238

-

3,26E-10

5,14E-10

9,38E-10

Np-239

-

5,96E-06

6,07E-06

6,34E-06

Pu-238

9,22E-06

8,72E-06

8,51E-06

8,19E-06

Pu-239

6,51E-03

6,11E-03

5,94E-03

5,61E-06

Pu-240

4,65E-04

5,78E-04

6,38E-04

7,13E-04

Pu-241

8,30E-05

8,40E-05

8,46E-05

8,53E-05

Pu-242

3,05E-05

3,11E-05

3,14E-05

3,22E-05

Pu-243

-

8,70E-10

8,94E-10

9,35E-10

Am-241

-

2,07E-06

3,02E-06

4,98E-06

Am-242

-

9,87E-10

4,37E-09

6,59E-09

Am-242m

-

2,67E-10

3,16E-10

6,32E-10

Am-243

-

8,46E-07

9,30E-07

1,49E-06

Cm-242

-

3,79E-08

7,62E-08

1,84E-07

Cm-244

-

3,16E-08

6,29E-08

1,93E-07

Наиболее промышленно освоенный метод переработки ОЯТ — Purex-процесс — жидкостная экстракция урана и плутония. Эта технология позволяет достигать высокой степени очистки элементов. В настоящее время в России Purex используется в ПО «Маяк» на заводе РТ-1 [2, c. 272].

Таблица 3

Массы элементов вразличных видах топлива вконце кампании, кг

Топливо

Элемент

MOX-топливо

Металлическое топливо

U

537,50

1162,57

Pu

268,07

290,89

Малые актиниды

0,50

0,74

осколки

57,02

45,79

Поскольку металлическое топливо изначально имело большую плотность, то и к концу кампании масса урана, основной вклад в которую осуществляет изотоп U-238, остаётся большей. Большая масса отработавшего топлива неминуемо увеличит стоимость переработки и возможное количество средне и низко активных отходов. Технологии переработки и обращения с отработавшим топливом всё ещё требуют развития, однако являются перспективными и важными для изучения [3, c. 150]. Выделенные уран и плутоний могут быть направлены на повторную фабрикацию, малые актиниды направляются на хранение, а осколки деления и жидкие радиоактивные отходы, полученные после переработки, подлежат окончательному захоронению.

Литература:

1. Жемков, И.Ю. и др. Экспериментальные исследования в БОР-60 и анализ возможности их продолжения в МБИР/ А. Л. Ижутов, А. Е. Новоселов, Н. С. Погляд, М. Н. Святкин// Атомная энергия. — 2014. — Т. 116. — Вып. 5. — С. 280–283.

2. Зильберман Б. Я. Развитие пурекс-процесса для переработки высоко-выгоревшего топлива АЭС в замкнутом ЯТЦ с точки зрения локализации долгоживущих радионуклидов //Современные проблемы химии и технологии экстракции т. — 1999. — С. 271.

3. Лавринович Ю. Г. и др. Виды, характеристика и свойства отходов и продуктов, полученных при опытной переработке топлива реактора БОР-60 пироэлектрохимическим методом //Тезисы докладов III Российской конференции по радиохимии «Радиохимия. — 2000. — С. 150.

Основные термины (генерируются автоматически): металлическое топливо, таблица, реактор, изотоп, отработавшее топливо.

Ключевые слова

МОХ-топливо, металлическое топливо, отработанное ядерное топливо, МБИР, захоронение радиоактивных отходов, переработка радиоактивных отходов

Похожие статьи

Атомные электростанции | Статья в журнале «Молодой ученый»

Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС).

Особенность процесса в том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых.

Торий — лучший источник энергии

Топливо в таких реакторах находится в жидкой форме, представляя собой расплав солей— фторидов тория и урана и некоторых вспомогательных веществ.

При этом наработанные изотопы нептуния, плутония также будут выгорать в активной зоне такого реактора.

Преимущества тория в ЯТЦ | Статья в журнале «Молодой ученый»

Таблица 1. Физические характеристики тория и урана под действием тепловых нейтронов.

Топливо на основе диоксида тория имеет высокую температуру плавления 3370°С [3], что в 1

Первыми экспериментальными реакторами выступали высокотемпературные реакторы с...

Характеристика продуктов аварии при радиоактивном загрязнении...

Таблица 2. Удельная активность наиболее значимых изотопов РБГ ийодов воблучаемом топливе ВВЭР-1000, Бк/т.

В целом суммарная активность отработанного топлива в реакторе на всю загрузку по актиноидам и продуктам деления может достигать значения 4,2...

Использование ядерных материалов в мирных целях

В качестве топлива использовался уран, в качестве теплоносителя — калий-натриевый расплав. Получение электрического тока обеспечивалось полупроводниковым термоэлектрическим генератором. От установки с выходной электрической мощностью 3 кВт питался бортовой...

Расчетные исследования по определению условий...

Характеристики изотопов и реакций для ЭА первой группы.

В таблице 4 представлена расчетная рекомендуемая номинальная мощность реактора.

Жесткий нейтронный спектр, большие интегральные дозы облучения топлива и.

Современные тенденции развития реакторов на быстрых нейтронах

Также следует отметить, что реакторы на быстрых нейтронах предоставляют возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых

Идеи и технические решения, отработанные на БР-10, были использованы при создании и...

Конкурентоспособность России на мировом рынке атомной...

...используемого топлива, возможность повторного использования топлива (после

Таблица 2. Анализ конкурентоспособности России на мировом рынке атомной энергетики.

излучения, реактор, Российская Федерация, короткоживущий изотоп, водоводяной реактор, атомный...

Атомные электростанции | Статья в журнале «Молодой ученый»

В них происходит накопление делящихся изотопов.

- Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные.

Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или...

Октаноповышающие компоненты бензинов и их свойств

Бензины являются одним из основных видов горючего для двигателей современной техники. Автомобильные и мотоциклетные, лодочные и авиационные поршневые двигатели потребляют бензины.

Похожие статьи

Атомные электростанции | Статья в журнале «Молодой ученый»

Топливом для АЭС является ядерное топливо, содержащееся в твэлах, представляющих из себя тепловыделяющие сборки (ТВС).

Особенность процесса в том, что масса выгружаемых после отработки определенного срока ТВС такая же, как и масса свежезагружаемых.

Торий — лучший источник энергии

Топливо в таких реакторах находится в жидкой форме, представляя собой расплав солей— фторидов тория и урана и некоторых вспомогательных веществ.

При этом наработанные изотопы нептуния, плутония также будут выгорать в активной зоне такого реактора.

Преимущества тория в ЯТЦ | Статья в журнале «Молодой ученый»

Таблица 1. Физические характеристики тория и урана под действием тепловых нейтронов.

Топливо на основе диоксида тория имеет высокую температуру плавления 3370°С [3], что в 1

Первыми экспериментальными реакторами выступали высокотемпературные реакторы с...

Характеристика продуктов аварии при радиоактивном загрязнении...

Таблица 2. Удельная активность наиболее значимых изотопов РБГ ийодов воблучаемом топливе ВВЭР-1000, Бк/т.

В целом суммарная активность отработанного топлива в реакторе на всю загрузку по актиноидам и продуктам деления может достигать значения 4,2...

Использование ядерных материалов в мирных целях

В качестве топлива использовался уран, в качестве теплоносителя — калий-натриевый расплав. Получение электрического тока обеспечивалось полупроводниковым термоэлектрическим генератором. От установки с выходной электрической мощностью 3 кВт питался бортовой...

Расчетные исследования по определению условий...

Характеристики изотопов и реакций для ЭА первой группы.

В таблице 4 представлена расчетная рекомендуемая номинальная мощность реактора.

Жесткий нейтронный спектр, большие интегральные дозы облучения топлива и.

Современные тенденции развития реакторов на быстрых нейтронах

Также следует отметить, что реакторы на быстрых нейтронах предоставляют возможность использования не делящихся в реакторах на тепловых нейтронах изотопов тяжелых

Идеи и технические решения, отработанные на БР-10, были использованы при создании и...

Конкурентоспособность России на мировом рынке атомной...

...используемого топлива, возможность повторного использования топлива (после

Таблица 2. Анализ конкурентоспособности России на мировом рынке атомной энергетики.

излучения, реактор, Российская Федерация, короткоживущий изотоп, водоводяной реактор, атомный...

Атомные электростанции | Статья в журнале «Молодой ученый»

В них происходит накопление делящихся изотопов.

- Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные.

Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или...

Октаноповышающие компоненты бензинов и их свойств

Бензины являются одним из основных видов горючего для двигателей современной техники. Автомобильные и мотоциклетные, лодочные и авиационные поршневые двигатели потребляют бензины.

Задать вопрос