ISSN 0204-3327
Язык: ru

ИЗВЕСТИЯ ВЫСШИХ УЧЕБНЫХ ЗАВЕДЕНИЙ. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

Архив статей журнала

Расчетные исследования замкнутого топливного цикла реактора типа ВВЭР-1200 на плутонии из отработавшего ядерного топлива (2024)
Выпуск: № 2 (2024)
Авторы: Исанов Кирилл Алексеевич, Колесов Валерий Васильевич, Хныкина Екатерина Сергеевна, Коробейников Валерий Васильевич, Усанов Владимир Иванович

Проведен расчетный анализ возможности замыкания ядерного топливного цикла по плутонию в реакторе ВВЭР-1200. Определены и проанализированы основные факторы, формирующие необходимость вовлечения плутония в топливный цикл и замыкания топливного цикла. Для формирования топливной композиции рассматривались несколько источников плутония, а именно, плутоний из отработавшего топлива реакторов ВВЭР, БН и РБМК и плутоний высокого качества. Информация о запасах энергетического плутония различного происхождения, в том числе низкофонового плутония, была найдена в открытых опубликованных источниках. Определены качество каждого из видов плутония и их ценность в тепловом спектре реактора. Рассмотрены стратегии однократного, двукратного и многократного вовлечения плутония. Определены недостатки и преимущества каждого из рассматриваемых видов плутония. Определены время выхода на стационарный уровень по плутонию, доля плутония подпитки при выходе на стационарный уровень, потенциал использования плутония и т.д. Проведены оценки по времени выжигания каждого из видов плутония и экономии природного урана, а также предложен вариант дожигания плутония на примере замкнутого топливного цикла реактора ВВЭР-1200.

Сохранить в закладках
О плутонии-241 и америции в двухкомпонентной системе ядерной энергетики (2024)
Выпуск: № 2 (2024)
Авторы: Троянов Владимир Михайлович, Гулевич Андрей Владиславович, Гурская Ольга Станиславовна, Декусар Виктор Михайлович, Елисеев Владимир Алексеевич, Мосеев Андрей Леонидович

Выполнено сценарное моделирование накопления америция и плутония-241 в модели двухкомпонентной ядерной энергетики России с тепловыми (ВВЭР) и быстрыми (БН) реакторами. При этом процесс переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) моделировался в двух вариантах: как приоритетная переработка ОЯТ реакторов ВВЭР или ОЯТ реакторов БН. Помимо накопления америция в системе без выжигания исследовалось накопление этого актинида с учетом его гомогенного выжигания в МОКС-топливе быстрых реакторов на уровне его равновесного содержания ~ 1%. Показано, что приоритетная переработка ОЯТ ВВЭР позволяет уменьшить накопление америция к концу века на ~8 тонн, при этом эффект достигается тем, что используется свежевыделенный плутоний с малой выдержкой, тем самым в быстром реакторе приоритетно уничтожается источник америция без непосредственного обращения с ним. Гомогенная добавка америция в топливо быстрых реакторов типа БН-1200 на уровне ~ 1% позволяет к 2070 г. остановить накопление америция в двухкомпонентной системе, стабилизировав его на уровне ~ 40 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ ВВЭР и ~ 50 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ БН.

Сохранить в закладках