Презентация на тему Содержание

старта с урана
Трансмутация МА
Ключевые развилки ЗЯТЦ

зоны, КВ – бокового экрана, КВ – торцевого экрана,

L-утечка нейтронов


Breeding Gain:

Время удвоения Т2 количества делящегося топлива в системе:

Pu
Быстрый реактор
Pu
Критическая загрузка Pu
……………………………………………
FP
Изоляция продуктов деления
FP
Изоляция продуктов деления
~ КВ-1
~

КВ-1

Т2 лет

Т2 лет

Т2 лет

из концепции минимального Т2 :
минимальная критическая загрузка g0
высокая удельная

теплонапряженность топлива (qv~1/ g0)
высокий избыточный коэффициент воспроизводства (КВ-1)
короткий внешний топливный цикл ТВН
Асимптотическая мощность ядерной энергетики


МPu –количество имеющего Pu, Mкрит – критзагрузка по Pu, Tp-кампания топлива,
В-выгорание топлива

В.В.Орлов. Каким должно быть время удвоения быстрых реакторов?
Атомная энергия, 1971, вып.3, т.31, с.195-197

из ОЯТ тепловых реакторов
XXII Век

на тепловых нейтронах и накопление ОЯТ тепловых нейтронов приводит

к тому, что до середины века при реалистичных сценариях будет доминировать Pu из ОЯТ тепловых реакторов
Высокий уровень КВ не требуется, однако и уровень КВ=1 может привести к серьезным ограничениям на мощность ядерной энергетики
Уровень КВ порядка 1.2 является приемлемым
Возможен отказ от высокой теплонапряженности и применение других (не Na) теплоносителей
Требование короткого топливного цикла не потеряло актуальности
При уменьшенной теплонапряженности активной зоны и увеличенной кампании реалистичны требования ~ 3 года

Увеличение длительности топливного цикла резко ограничивает потенциал ядерной

энергетики.
При низкой напряженности активной зоны, роль внешнего топливного цикла ниже, но и в этом случае при TТЦ = 3 года мы теряем ~1/3 энергетики.
При коротком реакторном цикле внешний топливный цикл в три раза увеличивает потребность в плутонии для запуска 1 ГВт мощности и мы уже теряем ~2/3 потенциальной энергетики

Снижение удельной теплонапряженности не приводит к автоматическому росту потребления топлива на запуск 1 ГВт
Пример (см.табл.) показывает, что при двукратном увеличении стартовой загрузки суммарное потребление Pu для запуска 1 ГВт оказывается одного
порядка ~10 т/ГВт: 9.3 - 10.7 – 11.7 т/ГВт

тепловых реакторов
Модель старта с урана-235

– «лженаука 21 века»?
Допустимо ли захоронение ОЯТ?
Можно ли оставлять

нерешенной проблему РАО будущим поколениям?
Российская концепция обращения в ОЯТ и РАО:
переработка ОЯТ с использованием Pu в быстрых реакторах
предварительная выдержка образовавшихся РАО
радиационно-миграционное захоронение РАО

Природный U

Изоляция

ОбогащениеU

Тепловой р-р

U, Pu,

FP+Np,Am,Cm

Склад для БР

Быстрый р-р

Np,Am,Cm

Pu239

FP

FP

n



n, 

n, 

n, f

n, f

 -

FP

FP

в основном 238Pu и 242Pu) хорошо согласуется с экспериментальными

значениями.

Накопление вторичных изотопов Am.
В эксперименте получено более низкое значение накопление 242mAm., образование 243Am подтверждено в пределах ~10%.

Образование изотопов Cm.
В эксперименте обнаружено заметно большее накопление изотопов кюрия 243Cm и 244Cm (~20-30%).

Эксперимент подтвердил суммарное выгорание тяжелых атомов за цикл облучения:~9.1-9.5%

Эффективность выжигания МА ограничена большой вероятностью образования вторичных актинидов:
~26-28% за цикл облучения

скорости -распада ввиду малого периода полураспада

Радиационный захват нейтронов приводит

к образованию долгоживущих изотопов Cmвместо короткоживущего 244Cm

Pu239

Pu239

FP

FP

n



Pu238

Pu238

реактора БН-1200 рассмотрены следующие возможности:
рециклирование только плутония, изоляция

МА
гомогенная трансмутация МА в составе топлива
гетерогенная трансмутация МА в специальных выжигательных сборках активной зоны
рецикл всех МА (без фракционирования )
рецикл МА с отделением Сm (без Cm)
рецикл только Np

Расчеты показали, что основные нейтронно-физические характеристики и параметры ядерной безопасности при утилизации собственных МА не изменяются существенно.
При этом:
за время работы реактора в нем может утилизировано более 2 тонн МА, т.е
снижение массы МА за счет рецикла составляет примерно порядок

МА является ухудшение радиационных свойств регенерированного топлива:

Гомогенная трансмутация МА:
тепловыделение возрастает в ~7 раз,
-излучение – в ~10 раз,
нейтронное излучение – в ~600 раз

Гетерогенная трансмутация МА:
тепловыделение возрастает в ~40 раз,
-излучение – в ~100 раз,
нейтронное излучение – в ~2000 раз

Наилучшим компромиссом является вариант в отделением Сm, который снижает:
тепловыделение в ~7 раз,
нейтронное излучение – в ~ 500 раз

топлива активной зоны (гомогенная трансмутация МА) минорные актиниды при

без существенного влияния на физику и безопасность РУ при разумной доле МА ~1-4%
Возможно также прямое выжигание МА в специальных гетерогенных сборках (гетерогенная трансмутация), однако такие сборки ухудшают распределение нейтронного поля в реакторе;
Из-за высокой величины  (большой величины радиационного захвата по отношению к делению) эффективность прямого выжигания МА может оказаться невысокой – облучение МА может приводить даже к увеличению активности образующейся композиции (отрицательному эффекту);
Наиболее эффективным способом утилизации МА является их трансмутация в плутониевые изотопы с последующим использованием в виде ядерного топлива – процесс аналогичный воспроизводству Pu из U-238. При этом Np-237 и Am-241 целесообразно добавлять в топливо, а изотопы Cm отделять и выдерживать до распада в Pu изотопы;
«Платой» за уничтожение долгоживущих МА является существенное ухудшение радиационных характеристик регенерированного топлива: нейтронной и гамма-активности топлива, радиационного тепловыделения в топливе, что осложняет изготовление топлива и обращение с ним;
В настоящее время задача трансмутации не решена на технологическом уровне, хотя возможности трансмутации продемонстрированы в экспериментах в реакторе Phenix (Франция), БН-350 (Россия, Казахстан)