|

Исследование выгорания минорных актинидов в активной зоне быстрого реактора

Авторы: Зимин В.А., Столотнюк Я.Д., Семишин В.В.
Опубликовано в выпуске: #6(95)/2024
DOI:


Раздел: Энергетическое, металлургическое и химическое машиностроение | Рубрика: Ядерные энергетические установки

Ключевые слова: минорные актиниды, облученное ядерное топливо, трансмутация, быстрые реакторы, замкнутый ядерный топливный цикл, изотопный состав

Опубликовано: 04.01.2025

Целью данной работы является изучение процессов выгорания минорных актинидов (МА), размещаемых в активной зоне быстрого реактора с натриевым теплоносителем для их трансмутации. Для определения состава смеси трансмутируемых МА, которая потенциально может быть загружена в быстрый реактор, выполнена оценка изотопного и количественного состава облученного ядерного топлива водо-водяного теплового энергетического реактора по минорным актинидам. Для исследования влияния на эффективность трансмутации различных схем размещения изотопной смеси МА в тепловыделяющей сборке (ТВС) реактора выполнено расчетное моделирование гомогенной и гетерогенной загрузки минорных актинидов в ТВС. На основе анализа полученных результатов выполнено сравнение рассматриваемых способов размещения МА, определены их особенности, преимущества и недостатки.


Литература

[1] Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гомогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ. Атомная энергия, 2000, т. 89, с. 355–361.

[2] Рыжков С.Н., Петрушков В.А. Исследование современных методик трансмутации минорных актинидов в тепловых и быстрых реакторах. Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы, 2022, вып. 2, с. 5–31.

[3] Гулевич А.В., Елисеев В.А., Клинов Д.А. и др. Возможность выжигания америция в быстрых реакторах. Атомная энергия, 2020, т. 128, вып. 2, с. 82–87.

[4] Адамов Е.О., Драгунов Ю.Г., Орлов В.В. и др. Машиностроение ядерной техники. T. IV-25. В 2 кн. Кн 1. Москва, Машиностроение, 2005, 960 с.

[5] Шкаровский Д.А., ред. Описание применения и инструкция для пользователей программ, собранных из модулей пакета MCU-5. Москва, МИФИ, 2012, 146 с.

[6] Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А. и др. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций. Подольск, ОКБ «Гидропресс», 2004, 333 с.

[7] Koning A.J., Rochman D., Sublet J. et al. TENDL: Complete Nuclear Data Library for Innovative Nuclear Science and Technology. Nuclear Data Sheets, 2019, vol. 155, no. 1. https://doi.org/10.1016/j.nds.2019.01.002

[8] Бельтюков А.И., Карпенко А.И., Полуяктов А.И. и др. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. В 2 ч. Ч. 1. Екатеринбург, УрФУ, 2013, 548 с.

[9] Мурогов В.М., Ваньков А.А., Илюнин В.Г. Перспективы использования металлического топлива в быстрых реакторах. Обнинск, ФЭИ, 1988, 64 с.

[10] Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ. Атомная энергия, 2000, т. 89, с. 362–365.