Презентация на тему "Концепции замкнутого ядерного топливного цикла и ключевые развилки"

Содержание

• 
  Слайд 1
  

  Ю.С. Хомяков

• 
  Слайд 2

  Содержание

  Концепция минимального времени удвоения Современная концепция двухкомпонентной ядерной энергетики Концепция старта с урана Трансмутация МА Ключевые развилки ЗЯТЦ 2

• 
  Слайд 3

  Базовые параметры

  Коэффициент воспроизводства: где КВА - КВ активной зоны, КВ – бокового экрана, КВ – торцевого экрана, L-утечка нейтронов Breeding Gain: Время удвоения Т2количества делящегося топлива в системе: 3

• 
  Слайд 4

  Модель концепции минимального времени удвоения (Т2)

  FP Быстрый реактор Изоляция продуктов деления Pu Стартовый Pu Критическая загрузка Pu Быстрый реактор Pu Критическая загрузка Pu Быстрый реактор Pu Критическая загрузка Pu …………………………………………… FP Изоляция продуктов деления FP Изоляция продуктов деления ~ КВ-1 ~ КВ-1 Т2 лет Т2 лет Т2 лет 4

• 
  Слайд 5

  Концепция минимального времени удвоения (Т2)

  Требования , вытекающие из концепции минимального Т2 : минимальная критическая загрузка g0 высокая удельная теплонапряженность топлива (qv~1/ g0) высокий избыточный коэффициент воспроизводства (КВ-1) короткий внешний топливный цикл ТВН Асимптотическая мощность ядерной энергетики МPu –количество имеющего Pu,Mкрит – критзагрузка по Pu, Tp-кампания топлива, В-выгорание топлива 5 В.В.Орлов. Каким должно быть время удвоения быстрых реакторов? Атомная энергия, 1971, вып.3, т.31, с.195-197

• 
  Слайд 6
  

  Модель 2-х компонентной энергетики и старта с плутония из ОЯТ тепловых реакторов

  6 АЭ на ТН Осколки +МА Природный U 99.3% 238U 0.7% 235U U, Pu хранение хранение АЭ на ТН Осколки U, Pu, МА хранение АЭ на БН Осколки U, Pu, МА АЭ на БН Осколки U, Pu, МА хранение 238U 235U <0.7% Отвержденные формы осколков деления в геологических формациях XX Век XXI Век XXII Век

• 
  Слайд 7

  Современные оценки развития 2-х компонентной ЯЭ

  Развитие ЯЭ на тепловых нейтронах и накопление ОЯТ тепловых нейтронов приводит к тому, что до середины века при реалистичных сценариях будет доминировать Puиз ОЯТ тепловых реакторов Высокий уровень КВ не требуется, однако и уровень КВ=1 может привести к серьезным ограничениям на мощность ядерной энергетики Уровень КВ порядка 1.2 является приемлемым Возможен отказ от высокой теплонапряженности и применение других (не Na) теплоносителей Требование короткого топливного цикла не потеряло актуальности При уменьшенной теплонапряженности активной зоны и увеличенной кампании реалистичны требования ~ 3 года 7

• 
  Слайд 8
  

  Роль факторов длительности топливного цикла и удельной теплонапряженности

  8 Увеличение длительности топливного цикла резко ограничивает потенциал ядерной энергетики. При низкой напряженности активной зоны, роль внешнего топливного цикла ниже, но и в этом случае при TТЦ= 3 года мы теряем ~1/3 энергетики. При коротком реакторном цикле внешний топливный цикл в три раза увеличивает потребность в плутонии для запуска 1 ГВт мощности и мы уже теряем ~2/3 потенциальной энергетики Снижение удельной теплонапряженности не приводит к автоматическому росту потребления топлива на запуск 1 ГВт Пример (см.табл.) показывает, что при двукратном увеличении стартовой загрузки суммарное потребление Pu для запуска 1 ГВт оказывается одного порядка ~10 т/ГВт: 9.3 - 10.7 – 11.7 т/ГВт

• 
  Слайд 9

  Концепция «старта с урана-235»

  ПриродныйU FP Быстрый р-р Изоляция продуктов деления U, Pu, МА Обогащение U Модель старта с PuОЯТ тепловых реакторов Модель старта с урана-235 ПриродныйU FP Быстрый р-р Изоляция продуктов деления U, Pu, МА ОбогащениеU Тепловой р-р U, Pu, МА 9

• 
  Слайд 10

  Трансмутация МА: постановка проблемы

  Дискуссия по трансмутации МА: Трансмутация – «лженаука 21 века»? Допустимо ли захоронение ОЯТ? Можно ли оставлять нерешенной проблему РАО будущим поколениям? Российская концепция обращения в ОЯТ и РАО: переработка ОЯТ с использованием Puв быстрых реакторах предварительная выдержка образовавшихся РАО радиационно-миграционное захоронение РАО 10 ПриродныйU Изоляция ОбогащениеU Тепловой р-р U, Pu, FP+Np,Am,Cm Склад для БР Быстрый р-р Np,Am,Cm

• 
  Слайд 11

  Трансмутация МА: 1-ая базовая физическая идея

  МА Pu239 U238 Pu239 FP FP Pu239 FP FP n  11 n,  n,  n, f n, f  - FP FP

• 
  Слайд 12

  Исследования трансмутации 241Am

  Накопление Pu. Расчетное накопление плутония ( в основном 238Pu и 242Pu) хорошо согласуется с экспериментальными значениями. Накопление вторичных изотопов Am. В эксперименте получено более низкое значение накопление 242mAm., образование 243Am подтверждено в пределах ~10%. Образование изотопов Cm. В эксперименте обнаружено заметно большее накопление изотопов кюрия 243Cm и 244Cm (~20-30%). Эксперимент подтвердил суммарное выгорание тяжелых атомов за цикл облучения:~9.1-9.5% Эффективность выжигания МА ограничена большой вероятностью образования вторичных актинидов: ~26-28% за цикл облучения 12

• 
  Слайд 13

  Трансмутации 241Am возможна?

  242Am 16.02 ч 241Am 432.2 г 241Pu 14.4 г 242Pu 3.76+5 л 242mAm 141 г 242Сm 162.8д 240Pu 6537 л 239Pu 24065 л 238Pu 87.74 г (n,γ) (n,γ) (1-ω)·( n,γ) 83% 17% ИП 243Сm 28.5г 244Сm 18.1г 243Am 7380л 244Am 10.1 ч (n,2n) (n,γ) (n,γ) ω(n,γ) (n,γ) (n,γ) (n,γ) 13

• 
  Слайд 14

  Исследования трансмутации 237Np

  238Np 2.12 д 237Np 2.14·106л 237U 6.75д 238Pu 87.7г 236U 2.34·107л (n,γ) (n,γ) 236Pu 2.85 г 237Pu 45.6 д ω·(n,2n) (n,γ) 234U 2.44·105л 236Np 1.15·105л 236mNp 22.5 ч (n,2n) 14

• 
  Слайд 15

  Исследования трансмутации 244Cm

  241Pu 14.4 г 240Pu 6537 л 239Pu 24065 л (n,γ) (n,γ) 243Сm 28.5г 244Сm 18.1г 247Cm 1.56+7 л (n,γ) (n,γ) (n,γ) 245Сm 8500 л 246Сm 4730л α α 242Pu 3.76+5 л α α (n,2n) Трансмутация 244Cm неэффективна с учетом большой скорости -распада ввиду малого периода полураспада Радиационный захват нейтронов приводит к образованию долгоживущих изотопов Cmвместо короткоживущего 244Cm 15

• 
  Слайд 16

  От Npи Cm – к Pu

  16 238Pu 87.7 года 239Pu 24060л 240Pu 6537 лет 241Pu 15.2 лет 238U 4.5·109 л 237Np 2.1·106 л 243Cm 28.5 лет 244Cm 18.1 года 245Cm 8500 лет 246Cm 4730 лет захват n α-распад Трансмутация Cm Трансмутация Np Воспроизводство топлива

• 
  Слайд 17

  От AM – к Cm

  17 238Pu 87.7 года 239Pu 24060л 237Np 2.1·106 л 242Cm 162.8 сут 241Am 433 года захват n α-распад Трансмутация Am (основной канал) 240Pu 6537 лет 242Pu 3.8·105 л 243Am 7380 л 244Cm 18.1 года 241Am 433 года захват n α-распад Трансмутация Am (дополнительный канал)

• 
  Слайд 18

  Трансмутация МА: базовая физическая идея

  Am241 Pu239 Np237 Pu239 FP FP Pu239 Pu239 FP FP n  18 Pu238 Pu238

• 
  Слайд 19

  Оценка возможности использования МА в БН-1200

  19 При разработке концепции реактора БН-1200 рассмотрены следующие возможности: рециклирование только плутония, изоляция МА гомогенная трансмутацияМА в составе топлива гетерогенная трансмутация МА в специальных выжигательных сборках активной зоны рецикл всех МА (без фракционирования ) рецикл МА с отделением Сm (без Cm) рецикл только Np Расчеты показали, что основные нейтронно-физические характеристики и параметры ядерной безопасности при утилизации собственных МА не изменяются существенно. При этом: за время работы реактора в нем может утилизировано более 2 тонн МА, т.е снижение массы МА за счет рецикла составляет примерно порядок

• 
  Слайд 20

  Радиационные последствия рецикла МА

  20 “Платой” за утилизацию МА является ухудшение радиационных свойств регенерированного топлива: Гомогенная трансмутация МА: тепловыделение возрастает в ~7 раз, -излучение – в ~10 раз, нейтронное излучение – в ~600 раз Гетерогенная трансмутация МА: тепловыделение возрастает в ~40 раз, -излучение – в ~100 раз, нейтронное излучение – в ~2000 раз Наилучшим компромиссом является вариант в отделением Сm, который снижает: тепловыделение в ~7 раз, нейтронное излучение – в ~ 500 раз

• 
  Слайд 21

  Трансмутация МА: выводы

  Быстрые реакторы способны использовать в составе топлива активной зоны (гомогенная трансмутация МА) минорные актиниды при без существенного влияния на физику и безопасность РУ при разумной доле МА ~1-4% Возможно также прямое выжигание МА в специальных гетерогенных сборках (гетерогенная трансмутация), однако такие сборки ухудшают распределение нейтронного поля в реакторе; Из-за высокой величины  (большой величины радиационного захвата по отношению к делению) эффективность прямого выжигания МА может оказаться невысокой – облучение МА может приводить даже к увеличению активности образующейся композиции (отрицательному эффекту); Наиболее эффективным способом утилизации МА является их трансмутация в плутониевые изотопы с последующим использованием в виде ядерного топлива – процесс аналогичный воспроизводству Puиз U-238. При этом Np-237 и Am-241 целесообразно добавлять в топливо, а изотопы Cm отделять и выдерживать до распада в Pu изотопы; «Платой» за уничтожение долгоживущих МА является существенное ухудшение радиационных характеристик регенерированного топлива: нейтронной и гамма-активности топлива, радиационного тепловыделения в топливе, что осложняет изготовление топлива и обращение с ним; В настоящее время задача трансмутации не решена на технологическом уровне, хотя возможности трансмутации продемонстрированы в экспериментах в реакторе Phenix(Франция), БН-350 (Россия, Казахстан) 21

• 
  Слайд 22

  Ключевые развилки при создании ЗЯТЦ

  22

• 
  Слайд 23
  

  Спасибо за внимание 23