Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины
Рассмотрены теоретические основы и рассчитаны параметры подкритического жидкосолевого электроядерного реактора с ускорителем протонов на энергию порядка 300 МэВ, для которого топливом является торий, уран, плутоний и трансурановые элементы из отработавшего топлива АЭС. Розглянуто теоретичні основи...
Збережено в:
| Опубліковано в: : | Вопросы атомной науки и техники |
|---|---|
| Дата: | 2004 |
| Автори: | , |
| Формат: | Стаття |
| Мова: | Російська |
| Опубліковано: |
Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України
2004
|
| Теми: | |
| Онлайн доступ: | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80429 |
| Теги: |
Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
|
| Назва журналу: | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| Цитувати: | Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины / И.М. Неклюдов, Б.А. Шиляев // Вопросы атомной науки и техники. — 2004. — № 4. — С. 37-42. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. |
Репозитарії
Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine| _version_ | 1859742974938710016 |
|---|---|
| author | Неклюдов, И.М. Шиляев, Б.А. |
| author_facet | Неклюдов, И.М. Шиляев, Б.А. |
| citation_txt | Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины / И.М. Неклюдов, Б.А. Шиляев // Вопросы атомной науки и техники. — 2004. — № 4. — С. 37-42. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. |
| collection | DSpace DC |
| container_title | Вопросы атомной науки и техники |
| description | Рассмотрены теоретические основы и рассчитаны параметры подкритического жидкосолевого
электроядерного реактора с ускорителем протонов на энергию порядка 300 МэВ, для которого топливом
является торий, уран, плутоний и трансурановые элементы из отработавшего топлива АЭС.
Розглянуто теоретичні основи і розраховані параметри підкритичного рідкосольового електроядерного реактора з
прискорювачем протонів на енергію порядку 300 МеВ, для якого паливом є торій, уран, плутоній і трансуранові
елементи з палива, що відробило АЕС.
It is considered theoretical bases and calculated subcritical molten salt electronuclear reactor parameters with proton
accelerator on 300 MeV energy for which thorium, uranium, plutonium and transuranium elements from AES fuel wastes.
|
| first_indexed | 2025-12-01T19:29:05Z |
| format | Article |
| fulltext |
УДК 621.039.5
ЖИДКОСОЛЕВОЙ ЭЛЕКТРОЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР В СТРУКТУРЕ
АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ УКРАИНЫ
И.М. Неклюдов, Б.А. Шиляев
ННЦ ХФТИ, 61108, Харьков, ул. Академическая, 1, Украина
Рассмотрены теоретические основы и рассчитаны параметры подкритического жидкосолевого
электроядерного реактора с ускорителем протонов на энергию порядка 300 МэВ, для которого топливом
является торий, уран, плутоний и трансурановые элементы из отработавшего топлива АЭС.
Проблемы и перспективы развития атомной
энергетики в большой степени зависят от решения
вопроса о технологии обращения с отработавшим
топливом атомных электростанций (АЭС).
Радикальным способом избавления от
радиотоксичных элементов отработавшего ядерного
топлива (ОЯТ) является их радиационное
уничтожение в потоках частиц различной природы и
энергии. Основой этого метода являются ядерные
реакции трансмутации, в которых облучаемые
радиоактивные долгоживущие элементы
преобразуются в стабильные или короткоживущие.
Для создания технологической схемы,
реализующей радиационное уничтожение
высокорадиотоксичных элементов ОЯТ АЭС,
проведены расчеты процессов трансмутации методом
математического моделирования. Анализ расчетов
позволяет выбрать источник частиц и определить
оптимальный диапазон их энергии, перечень
генерируемых элементов-потомков, влияние
плотности потоков частиц на генерацию вторичной
радиотоксичности. Основы математического
моделирования процессов трансмутации и
предварительные результаты теоретического анализа
процессов радиационной переработки элементов
потоками протонов [1], нейтронами [2], фотонами [3]
представлены в 16 публикациях и удостоены
отраслевой премии Министерства Среднего
машиностроения за 1990 год.
В широкомасштабных исследованиях
радиационного уничтожения долгоживущих
элементов ОЯТ основное внимание уделяется
трансурановым элементам, определяющим
радиотоксичность ОЯТ АЭС и длительность его
изоляции. Анализ генеалогических схем
последовательных взаимных превращений актинидов
в стационарных потоках частиц различной природы и
энергии и математическое моделирование их
трансмутационной переработки позволило
установить, что эти элементы могут быть
уничтожены в реакциях деления частицами любой
природы, и речь идет только об эффективности той
или иной технологической схемы их радиационного
уничтожения.
Для выбора наиболее перспективной
технологической схемы были проведены расчеты
затрат на трансмутационное уничтожение годовой
выгрузки актиноидов из реактора ВВЭР-1000
потоками нейтронов существующих и
разрабатываемых ядерно-энергетических установок
(ЯЭУ). При проведении расчетов предполагалось
снижение радиотоксичности выгрузки в процессе их
радиационной переработки в 100 раз, актиноиды в
облучаемом нейтронами материале составляли 1%
(остальное - буферный материал). Оказалось, что
все технологии радиационного уничтожения
радиотоксичных элементов ОЯТ АЭС - затратны
(см. табл. 1). Исключение составляют
трансурановые элементы, которые могут быть
уничтожены быстрыми нейтронами в реакциях
деления. В реакторах на быстрых нейтронах с
жидкометалическим теплоносителем можно
получить положительный энергобаланс (до 10%)
при замене урана-238 в его загрузке малыми
актиноидами (МА) при одновременном снижении
загрузки по плутонию. Эта технология требует
разработки топливного элемента (твэла) из
трансурановых элементов или смеси с ураном [4].
Производительность такой установки ограничена
конструкцией активной зоны (АЗ) реактора на
быстрых нейтронах. Увеличение
производительности реактора на быстрых нейтронах
возможно только при создании специального
реактора-выжигателя в связи с осложнением
процесса управления, связанного с количеством и
временными характеристиками запаздывающих
нейтронов, возникающих при делении ядер МА (для
плутония и МА количество запаздывающих
нейтронов в 2...3 раза меньше, чем для урана).
Альтернативой реактору на быстрых нейтронах
является жидкосолевой электроядерных реактор
(ЭЛЯР) с подкритической АЗ ( ). 1<effK
Электроядерный метод генерации нейтронов,
основанный на использовании ядерной реакции
расщепления (spallation) ядер-мишени тяжелых
элементов ускоренными до высоких энергий
(1…1,5 ГэВ) протонами является альтернативой
методам, использующим реакции синтеза и
деления ( ). Теоретические исследования и
эксперименты начались в 1949 г. проектом МТА
(Material Testing Accelerator, 1949-1954 г.г.) в
радиационной лаборатории Лоуренса в Ливерморе
(с 1971 г. получила статус Национальной – Lawrence
Livermore National Laboratory (LLNL)) и с середины
60-х - в СССР (ОИЯИ, Дубна). Интенсивность
исследований то уменьшалась, то возрастала,
менялись задачи и цели этих исследований. В
начале целью было получение вторичного
делящегося ядерного материала по уран-
)n,d(T
f,n
___________________________________________________________
ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ. 2004. № 4.
Серия: Плазменная электроника и новые методы ускорения (4), с.37-42. 37
плутониевой или торий-урановой схеме. Когда
надобность в электроядерном способе производства
такого материала отпала, целью этих установок
стала генерация нейтронов. Затем эти установки
ориентируются на уничтожение радиоактивных
отходов АЭС в комплексе с генерацией вторичного
топлива из естественного урана или тория,
Таблица 1
Затраты на хранение отработанного топлива АЭС и радиационную переработку 237Np в различных ЯЭУ,
отнесенные к стоимости выработанной на АЭС электроэнергии (ВВЭР-1000, ежегодная выгрузка 30 т
выгорание 33⋅103 МВт⋅сут. ф=0,7, выработка 6,14⋅109 кВт⋅час/год)
Технологические операции Относительные годовые
затраты, %
Кондиционирование отработавшего топлива с удалением на 10-40 лет в хранилище 0.64...1.66
Химическая переработка отработавшего топлива, остекловывание продуктов
деления (ПД) и трансурановых элементов (актиноидов, ТУЭ) и их хранение 3.0...3.7
Радиационная переработка 237Np нейтронами источника на основе реакции
расщепления ядер Pb/U протонами с энергией 600...1200 МэВ. КПД ускорителя 0.1
(используется 50% нейтронов)
Pb U
58,7 / 50,8
То же холодными нейтронами с Ен=2,52⋅10-10 МэВ после криозамедлителя Pb U
51,4 / 42,9
Радиационная переработка 237Np нейтронами термоядерного реактора синтеза на
основе реакции T(d,n) с КПД=0.33 (используется 50% нейтронов) 11,7
То же холодными нейтронами с Ен=2,52⋅10-10 МэВ после криозамедлителя 8.2
Радиационная переработка 237Np нейтронами термоядерного взрывного устройства
на основе реакции T(d,n) мощность взрыва 10 кт ТНТ, КПД=1 (используется 50%
нейтронов)
Разброс по количеству
нейтронов
0,06...1,81
Радиационная переработка в реакторе ВВЭР-1000 подмешиванием 237Np к топливу
при увеличении обогащения по 235U
Разброс стоимости доп.
обогащения 4,32...5,77
Реактор на быстрых нейтронах (1000 МВт) 237Np (и все трансплутониевые
элементы) являются топливом для реактора
Выработка энергии реактора
за счет трансплутониевых
элементов составляет 10%(*)
(*) Увеличение загрузки РБН трансплутониевыми элементами изменит баланс нейтронов в его активной зоне, потребует
создания специального раствора-выжигателя на быстрых нейтронах.
использование которого позволило бы
компенсировать затраты на уничтожения РАО.
Среди различных схем электроядерного
производства энергии рассматривался ядерный
реактор на естественном уране, управляемый
ускорителем протонов LADR (Linear Accelerator
Driven Reactor) с глубоко подкритичной активной
зоной ( ). Коэффициент усиления
мощности, вводимой в АЗ такого реактора, достигал
≈5 и оценивался соотношением
90,Keff =
,n
K
K
E
E
P yp
eff
eff
p
f ηη
ν−
+=
1
1
где и − энергия деления (~200 МэВ) и
протонов; − количество нейтронов в расчете на
один протон, рождаемых в мишени-конверторе;
fE pE
n
ν −
количество нейтронов на акт деления; и −
КПД ускорителя и реактора.
yη pη
Основным препятствием развитию этого метода
являлось создание ускорителя протонов на энергию
1000 МэВ с током пучка 300 мА, работающего в
непрерывном режиме ускорения с КПД≥0,5.
Первой головной организацией, ответственной за
развитие и координацию работ в этом направлении
в СССР, был ФТИ АН УССР (1977 г., затем ИТЭФ,
ИАЭ им. Курчатова).
38
Исследования проводились в рамках темы
«Математическое моделирование радиационных
эффектов, вызванных воздействием на металлы
интенсивных потоков излучений» и касались, в
основном, уровня удельной генерации нейтронов из
мишеней различного состава и геометрии
([нейтрон/протон]), так как энергетическая
стоимость генерации нейтрона очень сильно влияет
на экономику метода. При этом считалось, что КПД
ускорителя , − при меньшем значении этой
величины метод электроядерной генерации
нейтронов неэффективен. Однако ускорение
протонов с током пучка более 100 мА
сопровождается большими потерями его
интенсивности в процессе ускорения из-за
кулоновского расталкивания частиц. Кроме того,
энергетический спектр нейтронов из мишени-
конвертора весьма широк, − от тепловых энергий до
энергии первичного протона, − и для использования
нейтронов необходимо формирование этого спектра
(замедление). Это касается и трансмутации
актинидов, так как этот процесс происходит в двух
реакциях, − радиационном захвате нейтронов (в
тепловой части спектра) и в пороговых реакциях
деления и т.д. быстрыми нейтронами.
В любом случае затраты на трансмутацию не
окупаются снятой с мишени-конвертора энергией.
50,y ≥η
)nf,n(),f,n(
В качестве перспективного направления
использования электроядерного метода генерации
нейтронов для уничтожения оружейного плутония и
МА в последнее время рассматривается
управляемый ускорителем энергетический
подкритический реактор, активная зона которого
загружается этими элементами (Pu и МА),
естественным ураном, обедненным ураном из
отходов заводов по его обогащению, или торием [5].
Интенсивность нейтронов в реакторе [н/с]
изменяется со временем в соответствии с
уравнением
( 1)
,effN KdN I
dt ι
−
= +
где N − общее количество нейтронов в АЗ реактора;
I – вклад источника нейтронов, введенного в АЗ;
ι − среднее время жизни поколения нейтронов.
Решение этого уравнения зависит от степени
соизмеримости величины коэффициента
размножения с единицей. effK
Для подкритического реактора ( )
решение имеет вид
1<effK
( ) .
1 eff
N t I
Kι
=
−
Таким образом, число нейтронов в
подкритической АЗ реактора зависит от
интенсивности постоянного источника нейтронов.
Реактор работает как усилитель потока нейтронов,
причем усиление возрастает с увеличением по
мере приближения его значения к единице.
Величина ( ) имеет название
«подкритичность». При уменьшении
подкритичности ( ) при величина
.
effK
effK−1
effK−1 1→effK
∞→)t(N
Для математического описания кинетики
реактора хорошим приближением является
одноточечная модель. Ее положения заключаются в
том, что при вводе в АЗ реактора источника
нейтронов не изменяются: геометрия АЗ;
энергетический спектр нейтронов; среднее время
жизни поколения нейтронов; эффективные значения
констант для запаздывающих нейтронов.
Единственный параметр, который изменяется
при этом, связанная с мощностью реактивность
,
K
K
eff
eff 1−
=ρ
характеризующая реакцию АЗ на изменение ее
размножающих свойств в результате воздействия
различных материальных и геометрических
факторов, непосредственно связанных с уровнем
мощности реактора (температура, плотность
размножающей среды).
Величина подкритичности ( ) зависит от
установившегося энергетического спектра
нейтронов в подкритической АЗ и связана с долей
запаздывающих нейтронов
effK−1
β соотношением
effeffK β<<−1 ,
и зависит от состава делящихся материалов. Для
реакторов на быстрых нейтронах доля
запаздывающих нейтронов колеблется в диапазоне
0042000350 ,...,=β , для PWR величина β
находится в диапазоне значений 0065000500 ,...,=β .
Максимальный коэффициент размножения
определяется в момент начала равновесного
выгорания топлива, которое начинается после
изменения реактивности за счет выработанной
мощности и эффектов отравления ксеноном и
самарием.
effK
При выведении реактора на стационарный
режим происходит потеря критичности за счет
шлакования исходного топлива. Наибольшая потеря
реактивности происходит в ядерных реакторах на
промежуточных нейтронах ( ≈nE 100 эВ),
наименьшая − в ядерных реакторах на быстрых
нейтронах. Потеря реактивности приводит к
возрастанию подкритичности ( ) и
уменьшению коэффициента умножения нейтронов,
равного . Потеря реактивности в
реакторах на тепловых нейтронах происходит из-за
образования продуктов деления и
(
effK−1
)K/( eff−11
Xe135 Sm149
%3)1( ≈−=Δ effK ), потеря реактивности при
выводе на мощность (за счет выгорания топлива и
температурного изменения его плотности)
составляет %5)1( ≈−=Δ effK , поэтому
и коэффициент умножения нейтронов
. В ядерных реакторах на быстрых
нейтронах температурный и плотностной эффекты
приводят к возрастанию подкритичности ( )
на 1,1%, отравление ксеноном и самарием ничтожно
и им можно пренебречь; в итоге
920,Keff =
51211 ,)K/( eff =−
effK−1
( ) %21 ≈− effK и
коэффициент усиления потока нейтронов составляет
. 5011 =− )K/( eff
Величина коэффициента размножения нейтронов
.
MB
K
LB
)Bexp(K
Keff 2222
2
11 +
≈
+
−
= ∞∞ τ
В этом выражении − площадь
миграции нейтрона (L − длина диффузии нейтрона;
τ+= 22 LM
τ − возраст нейтрона); − геометрический
лапласиан (баклинг), зависящий от распределения
потока нейтронов в АЗ. Для гомогенных реакторов
действительны простые соотношения для ,
приведенные в различных монографиях. Величина
определяется ядерно-физическими
параметрами нуклидов топливной смеси и
конструкционных материалов и не учитывает
геометрии АЗ, считая среду бесконечной
(отсутствия утечки)
2B
2B
∞K
,
∑
∑
=∞
k
a
k
a
k
a
k
i
f
i
f
i
f
i
N
N
K
σν
σν
39
где и − микроскопические
сечения деления и поглощения,
f
ifc
a σσσσ ,+= a
kσ
iν − количество
нейтронов на акт деления, − атомная плотность
делящихся (f) и поглощающих (a) материалов.
N
При введении в АЗ объемом V источника
нейтронов с интенсивностью I [н/с] плотность
нейтронов
/ ,n I Vι= [н/см3], где
)(
1
ccff NNv σσ
ι
+
= в
предположении, что запаздывающих нейтронов нет,
cσ − эффективное сечение захвата нейтрона (не
путать с сечением поглощения ), fca σσσ += v −
средняя скорость нейтронов.
Нейтроны заполняют АЗ и в размножающейся
среде для конкретного уровня подкритичности
устанавливается интенсивность нейтронов в
процессе последовательного (во времени)
размножения нейтронов источника I
последовательными поколениями нейтронов
.
11
1
32
eff
i
eff
i
eff
i
effeffeffeff
K
I
K
K
I
IKIKIKIKII
−
⎯⎯→⎯
−
−
=
=+++++=
∞→
L
Величина называется
подкритическим коэффициентом размножения
нейтронов. В приведенном выше выражении
)1/(1 effK−
/i t ι= количество поколений нейтронов за время t
при времени жизни поколения ι .
Плотность потока нейтронов в подкритической
АЗ ( ) при введении источника с
интенсивностью I
1<effK
,/VIvnФист vι== [н/см2с]
через время t достигнет значения
,)1/()1( )/(
eff
et
effистподкрит KKФФ −−= [н/см2с]
и при достигает установившегося
значения
)( ∞→∞→ ti
).1/( effистуст KФФ −=
Время установления подкритической плотности
потока нейтронов Ф(tуст) зависит от подкритичности
АЗ ( ), времени жизни поколения нейтронов effK−1
ι , интенсивности источника I, введенного в АЗ
,
)(
ln
1
)1/(
ln
1
устуст
уст
eff
effист
eff
уст
tФФ
Ф
K
Ф
KФ
K
t
−−
=
=
Δ
−
−
=
ι
ι
где − недостающая плотность
потока нейтронов в момент времени до
установившегося значения. Практически
можно считать установившейся, когда она
достигнет 90…95% от . Так, при
)( устуст tФФФ −=Δ
устt
подкритФ
устФ %10=ΔФ
от устФ )1/(3,2 effуст Kt −≈ ι ; при от
%5=ΔФ
устФ )1/(3 effуст Kt −≈ ι (см. рис.1).
Рис.1
При подкритичности, меньшей доли
запаздывающих нейтронов , чем ближе
к единице, тем в большей степени время
запаздывания запаздывающих нейтронов влияет на
время установления; чем ближе критическое
состояние, тем больше время стабилизации
процесса.
β<− effK1
effK
Умножение нейтронов подкритическим
бланкетом позволяет снизить энергию ускоряемых
протонов и ток пучка ускорителя, генерирующего
нейтроны в АЗ реактора. Кроме того, становится
менее важной величина эффективности (КПД)
генерации протонов ускорителем. Энергетическая
стоимость генерируемых в подкритическом
бланкете нейтронов оказывается достаточно низкой,
чтобы компенсировать энергетические затраты на
ускорение первичных частиц. Уменьшение энергии
протонов до ~200…300 МэВ позволяет получить
практически изотропное распределение нейтронов из
конвертора в АЗ, не отличающееся по
энергетическому распределению от спектра
нейтронов деления. Это исключает необходимость
формирования энергетического спектра нейтронов от
мишени-конвертора с помощью специальных
замедлителей. Даже в спектре нейтронов,
генерируемых протонами с Ep=300 МэВ, 89%
нейтронов имеют энергию менее 15 МэВ (см. рис.2).
Основное энерговыделение в подкритическом
реакторе происходит в результате деления ядер
топлива нейтронами. Тепловая мощность реактора
определяется выражением
,1088.2
)1(
11−⋅⋅
−
=
eff
eff
T K
IK
W
ν
[Вт]
где I – интенсивность источника нейтронов,
введенного в подкритическую АЗ
q
nI
I p 0= .
40
41
Рис. 2
В этом последнем выражении Ip –ток пучка
протонов [А], падающего на мишень-конвертор; n0 –
число генерируемых протонами в мишени-
конверторе нейтронов в расчете на один протон
[н/протон]; q – заряд протона.
Для реализации подкритического жидкосолевого
реактора исследована возможность уменьшения
энергии ускоряемых протонов 100...300 МэВ
(вместо 1000 МэВ) для снижения стоимости
ускорителя. Управление таким реактором
осуществляется с помощью ускорителя протонов,
генерирующего нейтроны в мишени-конверторе,
находящейся в АЗ. Были просчитаны варианты с
мишенью-конвертором из естественного урана,
тория, свинца. Такое уменьшение энергии протона
упрощает систему генерации нейтронов (мишени-
конвертора), пробег протонов уменьшается с 50 до
1...8 см. Энергетический баланс между затратами на
уничтожение трансурановых элементов и
вырабатываемой ЭЛЯР энергией с учетом
собственных нужд на обеспечение ускорителя
протонов – положителен.
В условиях компенсации энергетических затрат
на процесс ускорения протонов получены
зависимости возможных значений
для мишеней из в
диапазоне КПД ускорителя протонов
(рис.3).
)K,E(fK ypeff = U,Th,Pb
5010 ,...,K y =
Рис. 3
Для жидкосолевой подкритической АЗ с
для топлива в виде 69 Li-28 ВеF980,Keff = 2- З РuF3
для выжигания оружейного и энергетического
плутония при токе пучка протонов 0,1 А начиная с
энергии 250 МэВ выработка электроэнергии ЭЛЯР
полностью компенсирует затраты на эксплуатацию
ускорителя с . Производительность такой
установки с конвертором из составляет ≈350 кг
оружейного плутония в год (объем А3=50 м
10,K y =
Pb
3,
установившаяся плотность потока нейтронов
≈З,9⋅1014 н/cм2с, время вывода на стационарный
режим работы 100≈stt с, спектр нейтронов
практически не отличается от спектра деления) [5,6]
(см. табл.2).
Жидкосолевой энергетический реактор с
подкритической активной зоной способен работать
в режиме переменной мощности, отвечает
требованиям безопасности от неконтролируемого
возрастания мощности ( ), его топливный
цикл ориентирован на актиноиды из ОЯТ АЭС,
оружейный и энергетический плутоний. Этот
топливный цикл логично вписывается в топливный
цикл атомной энергетики, основу которого
составляют энергетические реакторы на тепловых
нейтронах (см. рис.4) и обеспечивает гарантии
нераспространения ядерных материалов. Простым
увеличением энергии протонов на ≈50 МэВ
жидкосолевой ЭЛЯР может перейти от режима
выжигания МА к равновесной технологии, где
подпитка топливом осуществляется обедненным
или естественным ураном или торием.
1<effK
Таблица 2.
Параметры жидкосолевого электроядерного
реактора (ЭЛЯР)
Топливо 69 Li-28 ВеF2- З РuF3
Ускоритель протонов
Ток пучка
Энергия протонов
КПД
Режим ускорения
Мишень-конвертер
0,1 А
> 250 МэВ
0,1
Непрерывный
Рb
Активная зона
Диаметр
Высота
Объем
Кэфф
400 см
400 см
50 см3
0,98
Установившаяся
плотность потока
нейтронов
3,9⋅1014 н/см2с
Время выхода на
стационарный режим
100 с
Средняя по спектру
энергия нейтронов
200 КэВ
Производительность по
уничтожению Pu
350 кг/год
В любом случае топливо ЭЛЯР представляет
смесь, содержащую плутоний, уран, МА и какое-то
количество ПД (после пирометаллургического
разделения отработавшего топлива АЭС). В связи с
этим топливо ЭЛЯР является самозащищенным от
хищений и возможного его использования в
нелегальных технологиях.
Спектр
нейтронов
из реакции
Pb(p,xn)
Ep = 300 МэВ
Спектр
нейтронов
деления
Уран, выделенный из ОЯТ АЭС, содержит 1,02%
235U (ВВЭР-1000), что значительно превышает его
содержание в уране естественного состава (0,72%).
Обогащение урана после переработки ОЯТ АЭС
позволяет получить 30...40% экономии при создании
топлива ЛВР, несмотря на присутствие 236U.
При замыкании ядерного топливного цикла
плутоний может быть направлен вместе с ураном на
завод по изготовлению уран-плутониевого
оксидного (МОХ) топлива для обычных водо-
водяных реакторов типа ВВЭР. В таком случае для
переработки малых актиноидов МА
(трансплутониевых элементов) для атомной
энергетики Украины достаточно одного
жидкосолевого электроядерного реактора, так как
ежегодная загрузка МА составляет 135 кг/год. В
любом случае, изоляции подлежат только продукты
реакции деления ядер Pu, U, МА, что позволяет
снизить срок изоляции радиотоксичных отходов
топливного цикла АЭС с нескольких миллионов до
1000 лет и упрощает долгосрочную стратегию
обращения с ними.
Уран, выделенный из ОЯТ АЭС, содержит 1,02%
235U (ВВЭР-1000), что значительно превышает его
содержание в уране естественного состава (0,72%).
Обогащение урана после переработки ОЯТ АЭС
позволяет получить 30...40% экономии при создании
топлива ЛВР, несмотря на присутствие 236U.
Временное хранилище
для выдержки
отработавшего топлива
(ОЯТ)
Пирометаллургическая
переработка ОЯТ и
отделения
радиоактивных отходов
АЭС УКРАИНЫ:
ВВЭР-1000 (11 блоков)
ВВЭР-440 (2 блока)
Установленная мощность:
(РАО) 270 т/год
РАО
МА P u
0,135 т/год 2,403 т/год
ТУЕ U
2,538 т/год 258 т/год
ПД
9,45 т/год
ПД
ОЯТ 2,538 т/год
Рис.4. Схема полного топливного ядерно-энергетического цикла, включающего трансмутацию
высокорадиотоксичных отходов отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), определяющих срок окончательного
захоронения
При замыкании ядерного топливного цикла
плутоний может быть направлен вместе с ураном на
завод по изготовлению уран-плутониевого
оксидного (МОХ) топлива для обычных водо-
водяных реакторов типа ВВЭР. В таком случае для
переработки малых актиноидов МА
(трансплутониевых элементов) для атомной
энергетики Украины достаточно одного
жидкосолевого электроядерного реактора, так как
ежегодная загрузка МА составляет 135 кг/год. В
любом случае, изоляции подлежат только продукты
реакции деления ядер Pu, U, МА, что позволяет
снизить срок изоляции радиотоксичных отходов
топливного цикла АЭС с нескольких миллионов до
1000 лет и упрощает долгосрочную стратегию
обращения с ними.
ЛИТЕРАТУРА
1. В.Ф. Зеленский, И.М. Неклюдов, Б.А. Шиляев и
др. Радиационная дезактивация радиоактивных
долгоживущих отходов с помощью протонов
средних энергий // Радиационное
материаловедение (Труды Международной
конференции по радиационному
материаловедению, Алушта, 22-25 мая 1990).
Харьков, 1990, т.5, с.121-128.
2. В.Н. Мушников, И.М. Неклюдов, Б.А. Шиляев и
др. Динамика радиационной переработки
актиноидов высокоинтенсивными потоками
нейтронов // Вопросы атомной науки и техники.
Сер. «ФРП и РМ», 1991, вып. 2(56), с.91-98.
3. В.Н. Мушников, Л.С. Ожигов, Б.А. Шиляев.
Оценка возможности переработки актиноидов
фотонами тормозного излучения // Вопросы
атомной науки и техники. Сер. «ФРП и РМ»,
1991, вып. 2(56), с.86-90.
4. Р. Шенкель и Ж. Ван Гель. Разработка проблем
безопасности топливных циклов в Европейском
институте трансурановых элементов // Атомная
техника за рубежом. 1997, № 7, с.13-17.
11880 МВт
Разделение продуктов
(ПД),
овых
ов (ТУЭ) и
Подготовка
актинидной
жидкосолевой
топливной смеси
деления
трансуран
элемент
Выдержка ПД,
подготовка к
окончательному
удалению
и захоронение
Жидкосолевой
электроядерный
ор
7⋅2500 МВт (тепл.)
0 кг/год
Восполнение
вших ТУЭ
и выделение ПД
реакт
40
выгоре
42
43
5. Н.А. Хижняк, Б.А. Шиляев. Теоретические
основы жидкосолевого электроядерного
реактора // Тезисы докладов ХУ Международного
семинара по линейным ускорителям заряженных
частиц. 16-21 сентября, 1997, Алушта, с.92-93.
6. И.М. Неклюдов, Л.С. Ожигов, Б.А. Шиляев.
Трансмутационное уничтожение долгоживущих
элементов отработавшего ядерного топлива в
топливном цикле атомной энергетики // ВАНТ.
Сер. «ФРП и РМ». 1998, вып.1(67), 2(68), с.59-61.
A MOLTEN SALT ELECTRONUCLEAR REACTOR IN THE STRUCTURE OF ATOMIC ENERGY OF UKRAINE
I.M. Nekludov, B.A. Shilyaev
It is considered theoretical bases and calculated subcritical molten salt electronuclear reactor parameters with proton
accelerator on 300 MeV energy for which thorium, uranium, plutonium and transuranium elements from AES fuel wastes.
РІДКОСОЛЬОВИЙ ЕЛЕКТРОЯДЕРНИЙ РЕАКТОР У СТРУКТУРІ АТОМНОЇ ЕНЕРГЕТИКИ УКРАЇНИ
І.М. Неклюдов. Б.О. Шиляєв
Розглянуто теоретичні основи і розраховані параметри підкритичного рідкосольового електроядерного реактора з
прискорювачем протонів на енергію порядку 300 МеВ, для якого паливом є торій, уран, плутоній і трансуранові
елементи з палива, що відробило АЕС.
ННЦ ХФТИ, 61108, Харьков, ул. Академическая, 1, Украина
Таблица 1
Рис. 2
Рис. 3
МА Pu
ЛИТЕРАТУРА
I.M. Nekludov, B.A. Shilyaev
І.М. Неклюдов. Б.О. Шиляєв
|
| id | nasplib_isofts_kiev_ua-123456789-80429 |
| institution | Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine |
| issn | 1562-6016 |
| language | Russian |
| last_indexed | 2025-12-01T19:29:05Z |
| publishDate | 2004 |
| publisher | Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України |
| record_format | dspace |
| spelling | Неклюдов, И.М. Шиляев, Б.А. 2015-04-17T18:13:56Z 2015-04-17T18:13:56Z 2004 Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины / И.М. Неклюдов, Б.А. Шиляев // Вопросы атомной науки и техники. — 2004. — № 4. — С. 37-42. — Бібліогр.: 6 назв. — рос. 1562-6016 https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80429 621.039.5 Рассмотрены теоретические основы и рассчитаны параметры подкритического жидкосолевого электроядерного реактора с ускорителем протонов на энергию порядка 300 МэВ, для которого топливом является торий, уран, плутоний и трансурановые элементы из отработавшего топлива АЭС. Розглянуто теоретичні основи і розраховані параметри підкритичного рідкосольового електроядерного реактора з прискорювачем протонів на енергію порядку 300 МеВ, для якого паливом є торій, уран, плутоній і трансуранові елементи з палива, що відробило АЕС. It is considered theoretical bases and calculated subcritical molten salt electronuclear reactor parameters with proton accelerator on 300 MeV energy for which thorium, uranium, plutonium and transuranium elements from AES fuel wastes. ru Національний науковий центр «Харківський фізико-технічний інститут» НАН України Вопросы атомной науки и техники Электроядерный метод получения энергии Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины Рідкосольовий електроядерний реактор у структурі атомної енергетики України A molten salt electronuclear reactor in the structure of atomic energy of Ukraine Article published earlier |
| spellingShingle | Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины Неклюдов, И.М. Шиляев, Б.А. Электроядерный метод получения энергии |
| title | Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины |
| title_alt | Рідкосольовий електроядерний реактор у структурі атомної енергетики України A molten salt electronuclear reactor in the structure of atomic energy of Ukraine |
| title_full | Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины |
| title_fullStr | Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины |
| title_full_unstemmed | Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины |
| title_short | Жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики Украины |
| title_sort | жидкосолевой электроядерный реактор в структуре атомной энергетики украины |
| topic | Электроядерный метод получения энергии |
| topic_facet | Электроядерный метод получения энергии |
| url | https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/80429 |
| work_keys_str_mv | AT neklûdovim židkosolevoiélektroâdernyireaktorvstruktureatomnoiénergetikiukrainy AT šilâevba židkosolevoiélektroâdernyireaktorvstruktureatomnoiénergetikiukrainy AT neklûdovim rídkosolʹoviielektroâderniireaktorustrukturíatomnoíenergetikiukraíni AT šilâevba rídkosolʹoviielektroâderniireaktorustrukturíatomnoíenergetikiukraíni AT neklûdovim amoltensaltelectronuclearreactorinthestructureofatomicenergyofukraine AT šilâevba amoltensaltelectronuclearreactorinthestructureofatomicenergyofukraine |