ТЕХНОЛОГИИ ДОЖИГАНИЯ Np, Am В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ СО СМЕШАННЫМ НИТРИДНЫМ УРАН-ПЛУТОНИЕВЫМ ТОПЛИВОМ

Ю. С. Хомяков, Ю. С. Мочалов, А. А. Жеребцов, А. В. Егоров, В. Л. Виданов, Г. Н. Власкин, М. В. Скупов, А. Ю. Шадрин

Аннотация


Опасность отходов переработки отработавшего ядерного топлива во многом определяется наличием в них долгоживущих актиноидов, в первую очередь, америция и кюрия. Решением проблемы может быть вовлечение в топливный цикл быстрых реакторов совместно с плутонием сопутствующих актиноидов. Рассмотрены технологии (реакторные, изготовления топлива и переработки отработавшего топлива), необходимые для сжигания актиноидов в составе смешанного нитридного уран-плутониевого топлива. Показано, что концентрация актиноидов, нарабатываемых в быстром реакторе, в топливе не превысит 0,5% тяж. ат. Для трансмутации актиноидов, выделяемых из отработавшего топлива ВВЭР одновременно с плутонием, целесообразно повысить долю америция в топливе до 1,2%. Обсуждены возможность использования планируемых к реализации на опытно-демонстрационном энергокомплексе с реактором БРЕСТ-300 карботермического синтеза исходных порошков и таблеточной технологии изготовления смешанного нитридного уран-плутониевого топлива, а также комбинированной технологии переработки отработавшего топлива, их пригодность для вовлечения в топливный цикл нептуния и америция наряду с плутонием и ураном. Рис. 5, табл. 2, список лит. 20 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Адамов Е.О., Рачков В.И. Новая технологическая платформа формирования национальной стратегии развития ядерной энергетики. — Изв. Российской академии наук. Энергетика, 2017, № 2, с. 3—12.

Храмцов М.В. Опыт использования МОКС-топлива в зарубежных легководных реакторах: состояние работ по подготовке к внедрению МОКС-топлива в реакторах ВВЭР-1000. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы, 2012, № 1(72), с. 6—13.

Алексеев П.Н., Бобров Е.А., Чибиняев А.В. и др. Многократный рецикл РЕМИКС-топлива при работе ВВЭР-1000 в замкнутом топливном цикле. — Там же. Сер. Физика ядерных реакторов, 2014, № 4, с. 115—126.

Гаврилов П.М., Крюков О.В., Иванов К.В. и др. РЕМИКС — топливо ядерно-топливного цикла. Патент на изобретение RU 2702234 C1, 07.10.2019. Заявка № 2019108804 от 26.03.2019.

Игнатьев В.В., Абалин С.С., Гуров М.Ю. и др. Реактор с циркулирующим топливом на основе расплавов фторидов металлов для сжигания Np, Am, Cm. — Атомная энергия, 2020, т. 129, вып. 3, с. 130—134.

Пономарев Л.И., Белоногов М.Н., Волков И.А. и др. Быстрый жидкосолевой реактор на основе эвтектики LIF—NAF—KF как сжигатель Np, Am, Cm. — Там же, 2019, т. 126, вып. 3, с. 123—131.

Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле. Под. ред. Н.Н. Пономарева-Степного. М.: ТЕХНОСФЕРА, 2016. 159 с.

Петров А.Ю., Шутиков А.В., Пономарев-Степной Н.Н. и др. Перспективы создания двухкомпонентной ядерной энергетической системы. — Изв. вузов. Ядерная энергетика, 2019, № 2, с. 5—15.

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Мосеев П.А. Характеристики топливных циклов ядерно-энергетических систем, основанных на совместной работе быстрых и тепловых реакторов. — Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерно-физические константы, 2017, вып. 3, с. 210—221.

Клинов Д.А., Гулевич А.В., Елисеев В.А. и др. Возможность облагораживания плутония в БН-800. — Там же. Сер. Ядерно-физические константы, 2020, вып. 2, с. 15—21.

Egorov A.V., Khomyakov Yu.S., Rachkov V.I. e.a. Minor actinides transmutation in equilibrium cores of next generation FRs. — Nucl. Energy Technol., 2019, v. 5, № 4, p. 353—359.

Власкин Г.Н., Рачков В.И., Хомяков Ю.С. Нейтронно-физическое обоснование трансмутации Np, Am, Cm. — Атомная энергия, 2014, т. 116, вып. 5, с. 262—266.

Бурьевский И.В., Елисеев В.А., Кривицкий И.Ю. Концептуальные исследования использования ROХ-топлива в быстрых натриевых энергетических реакторах: Препринт ФЭИ 2958, 2002. 34 с.

Shadrin A., Dvoeglazov K., Kasheev V. РH process as a technology for reprocessing mixed uranium—plutonium fuel from BREST-OD-300 reactor. — Radiochemistry, 2016, v. 58, № 3, p. 234—241.

Shadrin A., Dvoeglazov K., Ivanov V. Fuel fabrication and reprocessing for nuclear fuel cycle with inherent safety demands. — Radiochimica Acta, 2015, v. 103, № 3, p. 163—173.

Shadrin A.Yu., Dvoeglazov K.N., Mochalov Yu.S. Hydrometallurgical and combined technologies fast reactor MNUP and MOX UNF reprocessing. — IOP Conf. Ser.: J. Phys.: Conf. Ser. 1475 (2020) 012021.

Адамов Е.О., Кащеев А.В., Мочалов Ю.С. и др. Переработка отработавшего ядерного топлива и рециклирование ядерных материалов в двухкомпонентной ядерной энергетике. — Атомная энергия, 2021, т. 130, вып. 1, с. 28—34.

Shadrin A., Mochalov Yu., Dvoeglazov K., Kascheev V. Reprocessing of fast reactors mixed U—Pu used nuclear fuel in Russian Federation. Studies and industrial test. — In: Proc. Intern. Conf. Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17). Ekaterinburg, 2017, Paper IAEACN245-76.

Гелис В.М., Харитонов О.В., Фирсова Л.А. Выделение и очистка америция и кюрия из растворов после переработки ОЯТ РБН методом вытеснительной комплексообразовательной хроматографии. — Вопросы радиационной безопасности, 2013, т. 71, № 3, с. 65—71.

Milutin V., Kharitonov O., Firsova L. Hot test of technique separation of americium and curium. — In: Proc. Intern. Conf. Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17). Ekaterinburg, 2017, Paper IAEA-CN245-237.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.