RU2702234C1 - Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла - Google Patents
Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла Download PDFInfo
- Publication number
- RU2702234C1 RU2702234C1 RU2019108804A RU2019108804A RU2702234C1 RU 2702234 C1 RU2702234 C1 RU 2702234C1 RU 2019108804 A RU2019108804 A RU 2019108804A RU 2019108804 A RU2019108804 A RU 2019108804A RU 2702234 C1 RU2702234 C1 RU 2702234C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- uranium
- snf
- nuclear
- plutonium
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
- G21C3/62—Ceramic fuel
- G21C3/623—Oxide fuels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
- G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
- G21C19/46—Aqueous processes, e.g. by using organic extraction means, including the regeneration of these means
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Ceramic Engineering (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Изобретение относится к оксидному уран-плутониевому ядерному РЕМИКС-топливу АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. Топливо характеризуется тем, что содержит плутоний, полученный при переработке ОЯТ реакторов типа ВВЭР, в количестве 1-2 мас%. с содержанием изотопа Pu-239 более 51%, обогащенный природный уран в количестве 17-19 мас.% с содержанием изотопа U-235 19,75%, регенерированный уран, полученный при переработке ОЯТ реакторов типа ВВЭР, в количестве более 80 мас.%. Техническим результатом является возможность создания топливной композиции типа РЕМИКС, позволяющего вовлекать в ЯТЦ регенерированные из ОЯТ ядерные делящиеся материалы с одновременным использованием обогащенного природного урана, с утилизацией отдельно выделенного ранее плутония (в том числе оружейного), снижением количества ОЯТ с рециклированием делящихся материалов из ОЯТ в течение срока эксплуатации ядерного реактора (до 5 рециклов), экономии природного урана для фабрикации топлива, и, как следствие, обеспечению самодостаточности ЯТЦ.
Description
Изобретение относится к области ядерных технологий, в частности к оксидному уран-плутониевому ядерному топливу АЭС с реакторами на тепловых нейтронах.
В настоящее время в России накоплено около 22,5 тысяч тонн отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) и ежегодно из реакторов выгружается дополнительно 650-700 тонн ОЯТ. Стратегия обращения с ОЯТ предусматривает два варианта: переработка ОЯТ с рециклированием урана и плутония и кондиционированием радиоактивных отходов (РАО) или прямое захоронение ОЯТ в геологических формациях.
Наиболее эффективным способом обращения с ОЯТ является его вовлечение в замкнутый ядерно-топливный цикл (ЯТЦ) с переработкой и возвратом в топливный цикл (рециклом) содержащихся в ОЯТ делящихся материалов (урана и плутония). Замкнутый ядерно-топливный цикл может быть реализован как с использованием ректоров на быстрых нейтронах, так и тепловых. Топливом для быстрых реакторов (МОКС-топливо) в данном случае выступает оксидное уран-плутониевое топливо, изготавливаемое из обедненного отвального урана и регенерированного из ОЯТ плутония.
Замкнутый ЯТЦ с ректорами на тепловых нейтронах может быть реализован при использовании в качестве топлива АЭС РЕМИКС-топлива, включающего выделенные из ОЯТ уран и плутоний, с обогащением части регенерированного урана и добавлением обогащенного природного урана для обеспечения равного энергетического потенциала топливу из обогащенного природного урана (для реакторов типа ВВЭР).
Известна топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах [патент RU 2537013, опубл. 27.12.2014] типа РЕМИКС, выбранная в качестве прототипа и включающая смесь регенерированного плутония и обогащенного урана в виде оксидов. В качестве обогащенного урана используется обогащенный регенерированный уран при соотношении компонентов,, определяемом энергетическим потенциалом, равным потенциалу свежеприготовленного топлива АЭС из обогащенного природного урана, обеспечивающего 100% загрузку активной зоны реактора.
В частности для реактора ВВЭР-1000 при стандартном выгорании ОЯТ в 50 ГВт*сут/т композиция содержит регенерированный плутоний в концентрациях до 5,25% плутония и от 4,2 до 3,5% U-235 в смеси с другими его изотопами, соответственно, при обеспечении равного энергетического потенциала со свежим топливом из природного урана с обогащением 4,33% U-235. Композиция может содержать регенерированный плутоний и часть регенерированного совместно с ним урана без обогащения.
Облучение известной топливной композиции ведут в режиме максимального выгорания в специально выделенных для этого серийных реакторах при повышенном числе перегрузок с тем, чтобы уран из такого ОЯТ (или все ОЯТ целиком) по количеству изотопа U-235 уже не представлял интереса в плане циклирования в замкнутом ЯТЦ.
Получение известной композиции осуществляют после переработки ОЯТ АЭС с помощью Пурекс-процесса в варианте получения реэкстракта плутония в смеси с частью регенерированного урана, полученный на последующей стадии реэкстракт урана подвергают упариванию и денитрации, оксид урана фторируют и полученный гексафторид урана обогащают по U-235 до его содержания 5-6%. Продукт дефторируют, а оксид растворяют в указанном выше реэкстракте с достижением расчетного изотопного состава. Смешанный продукт подвергают денитрации, из полученного твердого раствора смеси оксидов урана и плутония изготавливают топливные таблетки, а затем и тепловыделяющие сборки (ТВС). К обогащенному регенерированному урану может быть добавлена для регулировки энергетического потенциала небольшая часть (до 10%) обогащенного природного урана.
К недостаткам известной топливной композиции следует отнести необходимость задействования отдельных технологических линий для обогащения регенерированного урана, используемого в качестве одного из компонентов топливной композиции.
Задачей данного изобретения является разработка топливной композиции типа РЕМИКС энергетическим потенциалом, равным потенциалу свежеприготовленного топлива АЭС из обогащенного природного урана с обеспечением 100%-ной загрузки активной зоны теплового реактора.
Техническим результатом изобретения является разработка состава топливной композиции типа РЕМИКС, позволяющего вовлекать в ЯТЦ регенерированные из ОЯТ ядерные делящиеся материалы с одновременным использованием обогащенного природного урана, а также обеспечивающего при этом решение задач по утилизации отдельно выделенного ранее плутония (в том числе оружейного), снижению количества ОЯТ с рециклированием делящихся материалов из ОЯТ в течение срока эксплуатации ядерного реактора (до 5 рециклов), экономии природного урана для фабрикации топлива, и, как следствие, обеспечению самодостаточности ЯТЦ.
Для достижения указанного технического РЕМИКС-топливо ядерно-топливного цикла включает смесь регенерированного плутония и обогащенного урана в виде оксидов с обеспечением равного энергетического потенциала топливу из обогащенного природного урана и возможности 100% загрузки активной зоны реактора на тепловых нейтронах, при этом для обеспечения равного энергетического потенциала топливу из обогащенного природного урана РЕМИКС-топливо содержит плутоний, полученный при переработке ОЯТ реакторов типа ВВЭР, в количестве 1-2% масс, с содержанием изотопа Рu-239 более 51%, обогащенный природный уран в количестве 17-19% масс, с содержанием изотопа U-235 19,75%, регенерированный уран, полученный при переработке ОЯТ реакторов типа ВВЭР, в количестве более 80% масс.
Указанное содержание в РЕМИКС-топливе регенерированных урана и плутония позволяет использовать РЕМИКС-топливо для решения всего спектра задач, которые могут быть поставлены перед замкнутым ЯТЦ с учетом количества реакторов, доступности природного урана, количества накопленного ОЯТ.
Исходные регенерированные плутоний и уран для РЕМИКС-топлива могут представлять собой как раздельно полученные продукты, так и представлять собой неразделенную смесь урана и плутония, выделенные в ходе переработки ОЯТ.
Неразделенная смесь урана и плутония может быть получена в результате радиохимической (упрощенный Пурекс-процесс) переработки ОЯТ реакторов типа ВВЭР в Опытно-Демонстрационном Центре (ОДЦ) ФГУП «Горнохимический комбинат» (ФГУП «ГХК»). Обогащение части природного урана, как и фабрикация таблеток ядерного топлива, изготовление тепловыделяющих элементов и производство тепловыделяющих сборок (ТВС) осуществляются по известной технологии.
Облучение ТВС ведут в серийных реакторах типа ВВЭР (с выгоранием более 50 ГВт*сут/т).
Содержание плутония в количестве 1-2% масс, в составе топливной композиции РЕМИКС-топлива позволяет с учетом незначительных доработок (в части радиационной защиты персонала) максимально эффективно использовать технологические линии фабрикации ядерного топлива для АЭС из обогащенного природного урана для изготовления РЕМИКС-топлива.
Claims (1)
- РЕМИКС-топливо ядерно-топливного цикла, включающее смесь регенерированного плутония и обогащенного урана в виде оксидов с обеспечением равного энергетического потенциала топливу из обогащенного природного урана и возможности 100% загрузки активной зоны реактора на тепловых нейтронах, отличающееся тем, что для обеспечения равного энергетического потенциала топливу из обогащенного природного урана РЕМИКС-топливо содержит плутоний, полученный при переработке ОЯТ реакторов типа ВВЭР, в количестве 1-2 мас.% с содержанием изотопа Pu-239 более 51%, обогащенный природный уран в количестве 17-19 мас.% с содержанием изотопа U-235 19,75%, регенерированный уран, полученный при переработке ОЯТ реакторов типа ВВЭР, в количестве более 80 мас.%.
Priority Applications (5)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019108804A RU2702234C1 (ru) | 2019-03-26 | 2019-03-26 | Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла |
| US17/619,826 US20220367072A1 (en) | 2019-03-26 | 2019-10-16 | Remix - fuel for a nuclear fuel cycle |
| EP19921423.0A EP3961653B1 (en) | 2019-03-26 | 2019-10-16 | Remix - fuel for a nuclear fuel cycle |
| CN201980093425.2A CN113574612A (zh) | 2019-03-26 | 2019-10-16 | 核燃料循环再混合 |
| PCT/RU2019/000740 WO2020197435A1 (ru) | 2019-03-26 | 2019-10-16 | Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2019108804A RU2702234C1 (ru) | 2019-03-26 | 2019-03-26 | Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2702234C1 true RU2702234C1 (ru) | 2019-10-07 |
Family
ID=68170988
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2019108804A RU2702234C1 (ru) | 2019-03-26 | 2019-03-26 | Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла |
Country Status (5)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20220367072A1 (ru) |
| EP (1) | EP3961653B1 (ru) |
| CN (1) | CN113574612A (ru) |
| RU (1) | RU2702234C1 (ru) |
| WO (1) | WO2020197435A1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2022146160A1 (ru) * | 2020-12-29 | 2022-07-07 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
| RU2819594C2 (ru) * | 2020-12-21 | 2024-05-21 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2537013C2 (ru) * | 2012-12-07 | 2014-12-27 | Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах |
| EP2994917B1 (en) * | 2013-05-10 | 2018-01-31 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| US20180226160A1 (en) * | 2017-02-09 | 2018-08-09 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly, core design method and fuel assembly design method of light-water reactor |
| US20180286528A1 (en) * | 2017-03-31 | 2018-10-04 | Battelle Memorial Institute | Nuclear Reactor Assemblies, Nuclear Reactor Target Assemblies, and Nuclear Reactor Methods |
Family Cites Families (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4018697A (en) * | 1975-05-02 | 1977-04-19 | Atlantic Richfield Company | Fuel cycle management |
| WO2016049768A1 (en) * | 2014-10-01 | 2016-04-07 | Zheng xian-jun | Neutron source based on a counter-balancing plasma beam configuration |
-
2019
- 2019-03-26 RU RU2019108804A patent/RU2702234C1/ru active
- 2019-10-16 WO PCT/RU2019/000740 patent/WO2020197435A1/ru unknown
- 2019-10-16 EP EP19921423.0A patent/EP3961653B1/en active Active
- 2019-10-16 CN CN201980093425.2A patent/CN113574612A/zh active Pending
- 2019-10-16 US US17/619,826 patent/US20220367072A1/en active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2537013C2 (ru) * | 2012-12-07 | 2014-12-27 | Открытое акционерное общество "Радиевый институт имени В.Г. Хлопина" | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах |
| EP2994917B1 (en) * | 2013-05-10 | 2018-01-31 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| US20180226160A1 (en) * | 2017-02-09 | 2018-08-09 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly, core design method and fuel assembly design method of light-water reactor |
| US20180286528A1 (en) * | 2017-03-31 | 2018-10-04 | Battelle Memorial Institute | Nuclear Reactor Assemblies, Nuclear Reactor Target Assemblies, and Nuclear Reactor Methods |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2819594C2 (ru) * | 2020-12-21 | 2024-05-21 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем |
| WO2022146160A1 (ru) * | 2020-12-29 | 2022-07-07 | Акционерное Общество "Твэл" | Тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического ядерного реактора |
| EP4141888A4 (en) * | 2020-12-29 | 2023-12-06 | Joint-Stock Company "TVEL" | FUEL ROD FOR A WATER-COOLED WATER-MODERATED NUCLEAR REACTOR |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN113574612A (zh) | 2021-10-29 |
| WO2020197435A1 (ru) | 2020-10-01 |
| US20220367072A1 (en) | 2022-11-17 |
| EP3961653A4 (en) | 2023-06-07 |
| EP3961653A1 (en) | 2022-03-02 |
| EP3961653B1 (en) | 2024-03-13 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Boczar et al. | Thorium fuel-cycle studies for CANDU reactors | |
| Hyland et al. | Scenarios for the transmutation of actinides in CANDU reactors | |
| RU2702234C1 (ru) | Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла | |
| Morreale et al. | Behavior of Transuranic Mixed-Oxide Fuel in a CANDU-900 Reactor | |
| Teplov et al. | Physical and economical aspects of Pu multiple recycling on the basis of REMIX reprocessing technology in thermal reactors | |
| RU2537013C2 (ru) | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах | |
| Naydenov et al. | Plutonium-Containing Civilian Materials’ Attractiveness Analysis Using the ‘Figure of Merit’Methodology | |
| RU2691621C1 (ru) | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах | |
| Fedorov et al. | Use of recovered uranium and plutonium in thermal reactors | |
| Hyland et al. | Transmutation of americium and curium in a lanthanide matrix | |
| Forsberg et al. | Can thermal reactor recycle eliminate the need for multiple repositories? | |
| Francois et al. | Study of the radiotoxicity of actinides recycling in boiling water reactors fuel | |
| Tanoue et al. | Resource evaluation of heavy rare earth derived from the spent Gd2O3 burnable poison in LWRs | |
| Patrashakorn et al. | Recycling of actinides in light water reactors | |
| Bays et al. | Deep burn fuel cycle integration: Evaluation of two-tier scenarios | |
| Ibrahim | Analysis of Thorium Performance in Lead cooled Fast Reactor | |
| Nabila et al. | An attempt to find the optimal loading pattern of minor actinides in the PWR fuel rods | |
| Kosyakin et al. | Possible ways to solve the problems of using MOX fuel in thermal reactors | |
| Shahbunder et al. | Effects of Am and Cm distributions on neutronic parameters of MINERVE reactor | |
| Grouiller et al. | Minor Actinides Transmutation Scenario Studies in PWR with Innovative Fuels | |
| BR112018074974B1 (pt) | Composição de combustível para reatores refrigerados a água de usinas termoelétricas nucleares | |
| Fleischman et al. | Isotopic composition and radiological properties of uranium in selected fuel cycles | |
| Poinssot et al. | Main results of the French program on Partitioning and Transmutation of Minor Actinides | |
| Renier et al. | Reuse in LWRs of Uranium Recovered from Spent Fuel: Neutronic Evaluation of Multiple Cycles of Reenrichment and Reactor Irradiation | |
| Huang et al. | fuel cycle cost analysis of Th/U MOX fuel in a block-type HTR-18619 |