2022

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».

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Коробейников В.В., Колесов В.В., Михалёв А.В., Пупко Л.П.

Аннотация

Проведены теоретические исследования спектральных и гетерогенных эффектов для повышения эффективности выжигания минорных актинидах в реакторе на быстрых нейтронах типа БН-600. В рамках исследований решены следующие задачи:
- Проведены расчёты активных зон быстрых реакторов с топливом U-238+Am-241 и Th-232+Am-241 для выжигания Am-241;
- Оценено влияние спектральных эффектов на разные варианты выжигания Am-241 в реакторе типа БН-600;
- Рассчитаны эффекты гетерогенности при выжигании Am-241 в реакторе на быстрых нейтронах с уран-ториевым топливом;
- Проведено моделирование выжигания минорных актинидов при разных способах их размещения в реакторе типа БН-600 показало наиболее эффективные пути утилизации минорных актинидов;
Исследована эффективность выжигания Am-241 в быстро-тепловой системе на основе реактора типа БН-600.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Гурская О.С.

Аннотация

В работе изложены результаты расчетов содержания ²³²U в уране при многократном рецикле топливных материалов в быстрых реакторах. Расчетным путем исследовано влияние различных режимов рецикла топливных материалов в быстром реакторе — рецикла только плутония, урана или их смеси, временных параметров внешнего топливного цикла и др. — на накопление ²³²U. При этом учитывались частичные перегрузки топлива и топливные переделы в рамках замкнутого топливного цикла быстрого реактора. Показано, что достаточно быстро — после 2-й микрокампании — содержание ²³²U в уране достигает предельно допустимых значений при производстве уранового топлива для тепловых реакторов на ЭМЗ. Вместе с тем отмечается, что в случае топливного цикла быстрых реакторов с МОКС-топливом, когда используется защищенное производство, использование такого урана, по-видимому, допустимо при непревышении выдержки регенерированного урана после его химического выделения определенного предела по времени. Тем не менее все аспекты использования рефабриката урана, особенно радиационной обстановки на этапах топливного цикла, требуют дальнейших исследований.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Шагинян Р.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю.

Аннотация

Исследована зависимость удельной активности различных нуклидов (⁶⁰Co, ⁶³Ni, ¹⁷⁷Lu, ²³⁸Pu), полученных из разных мишенных материалов (⁵⁹Co, ⁶²Ni, ⁶³Cu, ¹⁷⁶Lu, ¹⁷⁶Yb, ^241Am, ²³⁷Np) путём облучения каждой группы одногрупповым потоком, от энергетической структуры спектра нейронного потока и времени облучения.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Пупко Л.П.

Аннотация

В работе применительно к коду CYCLE, предназначенному для моделирования и системного анализа ядерного топливного цикла, излагается алгоритм моделирования топливного цикла быстрого реактора при переходе ядерной энергетики России в режим двухкомпонентной ЯЭС с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ЯТЦ. Моделируется изменение нуклидного состава выгружаемого топлива при выгорании топлива в быстром реакторе с учетом частичных перегрузок и изменяющегося во времени вектора потребляемого плутония.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Гулевич А.В., Декусар В.М., Мосеев А.Л., Гурская О.С.

Аннотация

Сценарные исследования показывают, что при переходе к двухкомпонентной ЯЭС при отложенной переработке ОЯТ реакторов БН и даже при отказе в них от бокового воспроизводящего бланкета количество выделенного и выделяемого плутония оказывается достаточным для ввода и продолжения эксплуатации малой серии реакторов БН. Полномасштабную переработку ОЯТ БН целесообразно начать после 2050 г. на централизованных топливных производствах, когда можно ожидать, что количество ОЯТ быстрых реакторов окажется достаточным, чтобы удельная стоимость его переработки существенно снизилась. При этом преимущественное использование наиболее «свежего» плутония, содержащего максимальное количество ²⁴¹Pu, позволяет сократить количество накапливаемого америция в сбалансированной по плутонию системе до двух раз без непосредственного обращения с ним. Такой подход позволяет существенно снизить удельную топливную составляющую стоимости производства электроэнергии при заметном снижении полной стоимости. Еще более существенный эффект достигается при учете масштабного фактора при фабрикации и рефабрикации свежего топлива и переработке ОЯТ.

На основе полученных результатов предлагается поэтапная схема начального этапа перехода к двухкомпонентной ЯЭС с быстрыми реакторами типа БН и тепловыми реакторами ВВЭР с замыканием ЯТЦ.

УДК 621.039.54

Читать препринт полностью

Авторы

Стогов В.Ю., Шагинян Р.А., Шакиров А.М.

Аннотация

Рассмотрены поглощающие свойства HfHx как замены B₄C в органах СУЗ быстрых реакторов.