Обоснование физических параметров специализированных активных зон быстрых реакторов для эффективной утилизации актинидов

• Автор: Поплавская, Елена Вячеславовна
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Место защиты: Б.м.
• Количество страниц: 136 с. : ил.

ВВЕДЕНИЕ

Глава I. Обзор зарубежных исследований, выполненных по рассматриваемой проблеме.

Выводы к Главе

Глава II. Расчстнотсоретичсскнй анализ характеристик быстрых реакторов при использовании топлива без урана8.

2.1.Особенности физики активных зон с топливом без урана8.

2.2.Топливные композиции без урана8 с различными инертными матрицами.

2.3.Результаты расчетнотеоретических исследований по выбору компоновок и обоснованию физических параметров активных зон быстрых реакторов с топливом без урана8. Эффективность выжигания плутония и МА в таких активных зонах.

2.3.1.Выбор расчетной модели реактора и е основные характеристики.

2.3.2.Результаты расчетов по влиянию различных инертных матриц на спектр нейтронов и эффекты реактивности.

2.3.3.Оптимизация режима перегрузок ТВС.

2.3.4.0собенности физики выжигания МА

2.3.5.Исследование эффективности выжигания МА в выбранной активной зоне, работающей в открытом топливном цикле.
2.3.6.Выжигание МА в специализированных активных зонах реактора типа БН0, работающем в замкнутом топливном цикле с реакторами ВВЭР.
2.3.7. Моделирование активной зоны реактора типа БН0 с топливом без урана8 и инертной матрицей на критической сборке БФС1И1.
Выводы к Главе
Глава III. Использование 1ЮХтоплива для эффективного выжигания плутония и МА.
3.1. Некоторые особенности выжигания плутония в быстрых и тепловых реакторах.
3.2. Результаты нейтроннофизического расчета быстрого реактора типа БН
0 с ОХтопливом.
3.2.1. Исходная модель активной зоны реактора типа БН0.
3.2.2. Исследование возможности увеличения Доплерэффекта при использовании ЯОХтоплива.
3.2.3. Исследование возможности улучшения основных физических характеристик топливного цикла рассматриваемой активной зоны с ЯОХтопливом.
3.2.4.Методические исследования проблемы достижения глубины выгорания топлива.
3.2.5.Максимально возможная глубина выгорания топлива в активной зоне
3.3.Оптимизация активной зоны для обеспечения максимально возможной глубины выгорания топлива в быстром реакторе.
3.4.Дополнительное повышение глубины выгорания топлива за счет его дожигания в зоне с замедленным спектром нейтронов.
3.5.Проблемы регулирования реакторавыжигателя с ЯОХ топливом.
3.5.1.Температурный и мощностной коэффициенты и эффекты реактивности.
3.5.2.Влияние зоны дожигания на коэффициенты реактивности быстротеплового реактора
3.5.3. Эффективность системы СУЗ.
3.5.4.Баланс реактивности реактора.
Выводы к Главе
Глава IV. Выжигание МА в специальных выжигательных ТВС с замедлителем, располагаемых в активной зоне.
4.1. Расчетнотеоретические исследования.
4.2. Возможные конструкции сборок для глубокого выжигания МА.
4.2.1. Выжигание америция.
4.2.2. Выжигание нептуния.
4.3. Вопросы выравнивания энерговыдсления по активной зоне.
4.4. Проблема НПЭР.
Выводы к главе 4 Заключение.
Приложение.
Список литературы


В связи с этим требуется экономическая оптимизация использования накопленного энергетического плутония его долгосрочное хранение или его более ранняя утилизация. Главная проблема состоит в утилизации младших актинидов. Плутоний как эффективное ядерное горючие целесообразно использовать в тепловых и быстрых реакторах для производства электроэнергии. Младшие актиниды для этих целей в тепловых реакторах использовать невозможно, их постоянное накопление в атомной энергетике создает значительную экологическую угрозу. Отметим еще раз, что в плутонии отработанного топлива тепловых реакторов содержится примерно 7 МЛ при нулевой выдержке отработавшего топлива, количество которого в связи с распадом i2,7 года и его превращения в 1Лгп возрастает со временем. Так как активность и радиационная опасность МА составляет заметную часть долгоживущих отходов, то сама по себе утилизация только лишь плутония не решает проблемы экологической безопасности ядерных отходов. Для решения этой проблемы можно использовать быстрые реакторы с оксидным топливом, в которых утилизация МА может осуществляться как попутная функция. Однако, действующие в настоящее время в России Правила ядерной безопасности ПБЯ РУ АС существенно ограничивают количество МА, которое можно ввести в топливо. Это связано с увеличением натриевого пустотного эффекта реактивности НПЭР. В этом случае в составе атомной энергетики должно быть значительное количество быстрых реакторов. Эффективное решение этой проблемы может быть найдено при использовании в быстрых реакторах активных зон с топливом без урана8, в которых НПЭР существенно ниже, чем в традиционных активных зонах 4, 5. Ниже будет показано, что в специализированных активных зонах быстрого реактора типа БН0 с топливом без урана8, замененного инертной матрицей, с гомогенным введением в топливо МА можно выжигать до 0 кг младших актинидов МА в год. МА. Существует перспектива более эффективного выжигания МА в подкритическнх реакторах с использованием ускорителей система . Здесь при использовании подкритического реактора на быстрых нейтронах мощностью 0 МВт эл. МА в год 6. Таким образом, использование топлива без урана8 в быстрых реакторах типа БН и в перспективных подкритическнх быстрых реакторах открывает реальные пути уничтожения высокоактивных и долгоживущих отходов АЭ. Существует, однако, и другой путь эффективной утилизации младших актииидовв быстрых реакторах. Он связан с гетерогенным введением в активную зону МА за счет использования специальных выжигательных устройств, содержащих сильный замедлитель и элементы с младшими актинидами, которые вводятся в какуюлибо инертную матрицу. Эти выжигательные устройства, по внешней конфигурации выполненные в виде ТВС, могут располагаться в активной зоне с обычным топливом или боковом экране. Выжигание МА в таких устройствах происходит за счет превращения в результате нейтронного облучения пороговых изотопов в непороговые, которые эффективно выжигаются в присутствии замедлителя. По сути дела такие процессы идут в любом реакторе, в том числе и в тепловом, однако, их скорость существенно зависит от величины нейтронного потока. Реализация такой идеи позволит, при условии достаточно высоких выгораний МА, отказаться от многократного рецикла МА. Расчетнотеоретические исследования по поиску эффективных путей выжигания плутония и младших актинидов с использованием топлива без урана8, замененного инертной матрицей, были начаты в ФЭИ в начале х годов прошлого века Матвеевым В. И. и Ивановым А. П. Одна из первых работ в этом направлении, выпущенная указанными авторами совместно с Байбуриным Г. Г. ВНИИНМ. МАГАТЭ в г. В дальнейшем эта работа была продолжена под руководством Матвеева В. И. с участием Кривицкого И, Цикунова А. Г., автора настоящей диссертации и ряда других сотрудников ФЭИ 5, 6, 7. В этих работах были исследованы различные варианты активных зон быстрых реакторов типа БН0 и БН, оптимизированы физические параметры таких активных зон. С г. Елисеевым В. А., Кривицким И. Ю., Малышевой И. В., Бурьевским И.