УДК 530.517.4
Читать препринт полностью
Авторы
Иванов Р.Э., Деменева И.В., Коробейников В.В.
Аннотация
В статье представлены расчетные результаты исследования по сжиганию младших актинидов (МА) в реакторных установках с быстрым спектром нейтронов.
Использование быстрых реакторов для сжигания МА может явиться весьма, эффективным путем в решении общей проблемы снижения активности долгоживущих отходов ядерной энергетики. Анализ возможностей быстрых реакторов для этой цели показывает целесообразность рассмотрения двух направлений:
- использование традиционных быстрых энергетических реакторов, топливо которых содержит в виде небольшой примеси малые актиниды;
- использование специализированных активных зон (или специализированных
быстрых реакторов), топливо которых содержит максимально возможное количество
малых актинидов.
Технически первый вариант является более экономически выгодным из-за того,
что для его реализации потребуется усовершенствовать уже существующие реакторы.
Но с точки зрения радиохимии, более выгодным может быть использование специализированных активных зон которые позволят достичь больших глубин выгорания, а значит меньшего объема отходов.
В качестве расчетной модели такой активной зоны выбран реактор типа БН-600 с
гибридной активной зоной и боковым экраном, содержащим ТВС с ТВЭЛ с МА.
Также приведены рекомендации по требованию к невозвратимым потерям МА при
их рециклировании.
Проведенные исследования показали возможность использования даже реактора
БН-600 (а не специализированного быстрого реактора) для сжигания МА требуемой
глубины выжигания с топливом, содержащим пористую металлическую матрицу, пропитанную оксидами МА.
Ключевые слова
минорные актиниды, выжигание, переработка отходов, технологические потери,
реакторы на быстрых нейтронах, боковой экран, пористая сталь, БН-600, рецикл, топливные циклы
Список литературы
1. Status of Minor Actinide Fuel Development http://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/Pub1415_web.pdf
2. А.Н. Шмелев В.А., Апсэ Г.Г. Куликов. Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов. Потенциал инновационных технологий. Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2008. с. 102.
3. Иванов А.П., Матюхин Н.М., Портяной А.Г., Сердунь Е.Н., Сорокин А.П., Сорокин Г.А. Методы измерения и расчета теплофизических характеристик
пористых структур: Препринт ФЭИ-2757. – Обнинск, 1999. – С. 32.
4. Анциферов В.Н., Храмцов В.Д., Питиримов О.М., Щурик А.Г. Свойства высокопористых металлов // Порошковая металлургия. – 1980. – №12. – C. 20–24.
5. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. – М.: Атомиздат, 1968. – 484 с.
6. Скороход В.В. Теория физических свойств пористых и композиционных материалов и принципы управления их микроструктурой в технологических
процессах. // Порошковая металлургия. – 1995. – №1/2. – С. 53–71.
7. Серегин А.С. Аннотация программы TRIGEX для малогруппового нейтронно-физического расчета реактора в трехмерной геометрии. // ВАНТ, Серия:
Физика и техника ядерных реакторов, вып. 4(32), 1983 г.
8. Михеев М.А., Михеева И.М. Основы теплопередачи. – М.: Энергия, 1977. – С. 94.
Препринт ФЭИ – 3270, Обнинск, 2017. – 12 с.
