RU2819594C2 - Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем - Google Patents
Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем Download PDFInfo
- Publication number
- RU2819594C2 RU2819594C2 RU2020142196A RU2020142196A RU2819594C2 RU 2819594 C2 RU2819594 C2 RU 2819594C2 RU 2020142196 A RU2020142196 A RU 2020142196A RU 2020142196 A RU2020142196 A RU 2020142196A RU 2819594 C2 RU2819594 C2 RU 2819594C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- plutonium
- fuel
- type
- fast
- reactor
- Prior art date
Links
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 42
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical group [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 42
- 239000000203 mixture Substances 0.000 title claims abstract description 32
- 230000000155 isotopic effect Effects 0.000 title claims abstract description 26
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 17
- 239000002826 coolant Substances 0.000 title claims abstract description 8
- DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M Ilexoside XXIX Chemical compound C[C@@H]1CC[C@@]2(CC[C@@]3(C(=CC[C@H]4[C@]3(CC[C@@H]5[C@@]4(CC[C@@H](C5(C)C)OS(=O)(=O)[O-])C)C)[C@@H]2[C@]1(C)O)C)C(=O)O[C@H]6[C@@H]([C@H]([C@@H]([C@H](O6)CO)O)O)O.[Na+] DGAQECJNVWCQMB-PUAWFVPOSA-M 0.000 title claims abstract description 7
- 229910052708 sodium Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 7
- 239000011734 sodium Substances 0.000 title claims abstract description 7
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 50
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 35
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 35
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 24
- SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N beta-L-fucose Chemical compound C[C@@H]1O[C@H](O)[C@@H](O)[C@H](O)[C@@H]1O SHZGCJCMOBCMKK-KGJVWPDLSA-N 0.000 claims abstract description 18
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims abstract description 13
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 7
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 claims abstract description 7
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 claims abstract description 6
- OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 239Pu Chemical compound [239Pu] OYEHPCDNVJXUIW-FTXFMUIASA-N 0.000 claims abstract description 5
- OYEHPCDNVJXUIW-OIOBTWANSA-N plutonium-241 Chemical compound [241Pu] OYEHPCDNVJXUIW-OIOBTWANSA-N 0.000 claims abstract description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 7
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 3
- FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N plutonium(iv) oxide Chemical class [O-2].[O-2].[Pu+4] FLDALJIYKQCYHH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 229910001338 liquidmetal Inorganic materials 0.000 description 1
Abstract
Изобретение относится к способу корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем. Способ включает загрузку ядерного топлива в активную зону быстрого ядерного реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 3×1015 до 8×1015 нейтронов /(см2×с) в течение кампании 465 эффективных суток и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора. В активную зону загружают тепловыделяющие сборки первого и второго типов, причем в сборках второго типа, предназначенных для обеспечений критичности реактора, используют смесь с массовой долей оксида плутония 0,17-0,35% и оксида урана 0,65-0,83%. Массовую долю оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, предназначенных для корректировки изотопного состава плутония, определяют по эмпирическому соотношению: X=(А/В)5×Ф×τ×k, где X - массовая доля оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; А - доля делящихся изотопов в плутонии, используемом в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; В - доля делящихся изотопов в плутонии со скорректированным изотопным составом, в %; Ф - средний поток нейтронов в активной зоне, нейтрон/(см2×с); τ - длительность кампании ядерного топлива реактора на быстрых нейтронах, в сутках; k=1,21×10-24 - эмпирический коэффициент, в см2. Причем в тепловыделяющих сборках первого типа суммарная относительная доля делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241 в плутонии для корректировки изотопного состава соответствует области допустимых значений от 0,30 до 0,60%. Техническим результатом является получение оксида плутония с увеличенной долей делящихся изотопов, пригодного для повторного использования в реакторах типа PWR. 1 ил.
Description
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к корректировке изотопного состава плутония для изготовления топлива атомных реакторов.
Известен способ использования РЕМИКС - топлива в ядерном топливном цикле [патент РФ на изобретение № RU 0002702234], который позволяет повторно (многократно) использовать регенерат МОКС топлива в тепловых реакторах PWR.
Способ включает загрузку уранового ядерного топлива в активную зону теплового ядерного реактора (типа PWR), облучение этого топлива потоком тепловых нейтронов в течение кампании от 3 до 5 лет, и выгрузку облученного ядерного топлива из реактора. После выгрузки и переработки выделенный из облученного топлива плутоний смешивают с обогащенным ураном, и из них изготавливают МОКС топливо для тепловых реакторов типа PWR. Полученное МОКС топливо вновь загружают в тепловой реактор, облучают в течение кампании от 3 до 5 лет, и выгружают облученное топливо из реактора. После выгрузки топливо перерабатывают, выделенный из облученного топлива плутоний смешивают с обогащенным ураном, и из них изготавливают REMHKC топливо для тепловых реакторов типа PWR. Такой процесс может повторяться много раз. Недостатки этого способа состоят в том, что качество плутония (доля делящихся изотопов) в таком топливном цикле не улучшается, а допустимая масса плутония, которую можно поместить в топливо теплового реактора типа PWR, в несколько раз меньше, чем при использовании МОКС топлива.
Близким к заявляемому техническому решению является способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем [патент РФ на изобретение № RU 2501101].
Способ включает загрузку ядерного топлива из оксида обогащенного урана в активную зону быстрого ядерного реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 2×1015 до 3×1015 нейтронов /(см2×с) в течение кампании 30000 эффективных суток и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора. После необходимой выдержки облученное топливо перерабатывают, из выделенных при переработке оксидов урана и плутония изготавливают новое топливо, вновь загружают в реактор, облучают в течение кампании и выгружают. После выгрузки и выдержки топливо вновь перерабатывают и т.д. Этот процесс повторятся много раз в течение всего времени эксплуатации реактора, а после снятия такого реактора с эксплуатации облучение топлива может быть продолжено в следующем таком же реакторе. Недостаток этого способа состоит в том, что для изготовления первых топливных загрузок этого реактора используется обогащенный уран, и в таком топливном цикле не рассматривается возможность корректировки изотопного состава внешнего плутония.
Задачей изобретения является исключить указанный недостаток, а именно, создать способ корректировки изотопного состава внешнего (зарубежного) плутония из отработавшего МОКС топлива реакторов типа PWR, который, ввиду малого содержания делящихся изотопов, не может повторно использоваться в реакторах типа PWR, для повторного использования плутония со скорректированным изотопным составом в этих реакторах.
Техническим результатом корректировки является оксид плутония с увеличенной долей делящихся изотопов, пригодный для повторного использования в зарубежных реакторах типа PWR.
Для исключения указанного недостатка в способе корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем, включающем загрузку ядерного топлива в активную зону быстрого ядерного реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 3×1015 до 8×1015 нейтронов /(см2×с) в течение кампании от 465 до 596 эффективных суток и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора предлагается:
- в активную зону загружать тепловыделяющие сборки двух типов: первого и второго типов;
- массовую долю оксида плутония в топливе тепловыделяющих сборок первого типа, предназначенных для корректировки изотопного состава плутония,
- определять по эмпирическому соотношению, учитывающему долю делящихся изотопов в плутонии для корректировки его изотопного состава, требуемую долю делящихся изотопов в плутонии со скорректированным изотопным составом; средний поток нейтронов в активной зоне; длительность кампании ядерного топлива реактора на быстрых нейтронах, и эмпирический коэффициент;
- в тепловыделяющих сборках второго типа, предназначенных для поддержания критичности реактора, использовать смесь с массовой долей оксида плутония 0,17-0,35% и оксида урана 0,65-0,83%.
Сущность изобретения состоит в следующем.
Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем включает загрузку ядерного топлива в активную зону реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 3×1015 до 8×1015 нейтронов/(см2×с) в течение кампании от 465 до 596 эффективных суток, и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора.
Для загрузки в реактор используют 2 типа сборок с ядерным топливом. Плутоний (в виде оксида), предназначенный для корректировки изотопного состава, используют в топливе сборок первого типа. В этих сборках используют смесь оксидов урана и плутония с массовой долей оксида плутония 0,07-0,12% и массовой долей оксида урана 0,88-0,93%. Для обеспечения критичности реактора используют сборки второго типа. В них используют смесь оксидов урана и плутония с массовой долей оксида плутония от 0.17 до 0.35% и оксида урана от 0.65 до 0.83%.
В активную зону загружают тепловыделяющие сборки первого и второго типов, которые облучают в течение кампании - 465 эффективных суток. По завершении кампании сборки обоих типов выгружают во внутриреакторное хранилище, а затем - в бассейн выдержки.
Сборки первого типа после выдержки в бассейне перерабатывают, из них выделяют плутоний со скорректированным изотопным составом, пригодным для использования в МОКС топливе тепловых реакторов, и возвращают Заказчику (стране - поставщику плутония) для повторного использования в реакторах PWR.
Сборки второго типа после выдержки в бассейне перерабатываются обычным порядком, выделенный из них плутоний могут вновь использовать для изготовления топлива сборок второго типа.
Массовую долю оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа определяют по соотношению: где X - массовая доля оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; А - доля делящихся изотопов в плутонии, используемом в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; В - доля делящихся изотопов в плутонии после облучения со скорректированным изотопным составом, в %; Ф - средний поток нейтронов в активной зоне, нейтрон/(см2 с); τ - длительность кампании ядерного топлива реактора на быстрых нейтронах, с; k=1,21×10-24 -эмпирический коэффициент, в см2.
В тепловыделяющих сборках первого типа суммарная относительная доля делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241 соответствует области допустимых значений от 0,30 до 0,60 - доли делящихся изотопов в плутонии, в %.
Нижний предел относительной доли делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241-0,30% определяется нейтронно-физическими свойствами изотопов плутония. Верхний предел относительной доли делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241-0,60% определяется минимально допустимой долей делящихся изотопов плутония для возможности его повторного использования в МОКС топливе реакторов PWR.
Пример конкретного осуществления способа.
Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем, включающий
Загружают ядерное топливо в активную зону быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем (БН-800).
43 ТВС первого типа загружают в центральную часть активной зоны (кроме крайних ячеек активной зоны).
522 ТВС второго типа загружают в оставшуюся часть активной зоны.
ТВС первого и второго типа облучают потоком быстрых нейтронов 7±1×1015 нейтронов /(см2хс) в течение кампании 465 эффективных суток.
ТВС первого и второго типов выгружают из активной зоны.
Массовую долю оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, предназначенных для корректировки изотопного состава плутония, определяют по соотношению (1).
В расчетах по соотношению (1) используют следующие значения:
А=0,493; В=0,63 (по данным EDF, Франция); Ф=7±1×1015 нейтронов /(см2×с); τ=465 эффективных суток=40.2×106с; k=1,21×10-24, см2;
В результате расчета по соотношению (1) получили Х=0,10.
В тепловыделяющих сборках второго типа, предназначенных для поддержания критичности реактора, используют смесь с массовой долей оксида плутония от 0.17 до 0.35% и оксида урана от 0.65 до 0.83%.
Пример использования полученного результата для БН-800:
В активную зону установлены 43 ТВС для корректировки изотопного состава плутония с массовой долей оксида плутония 10% (см. фиг. 1). На фигуре 1 - показана установка 43 ТВС для корректировки изотопного состава плутония.
Расчет изотопного состава плутония после корректировки в отдельных сборках с массовой долей оксида плутония Х=10% (расчет по коду TRIGEX.051, аттестационный паспорт программного средства №313 от 09 октября 2012 г) представлен в Таблице №1.
Скорректированный плутоний содержит -63.5% делящихся изотопов (Pu39+Pu41), что соответствует требованию В>63%.
Скорректированный плутоний содержит -63.5% делящихся изотопов (Pu39+Pu41), что соответствует требованию В>63%.
Claims (1)
- Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем, включающий загрузку ядерного топлива в активную зону быстрого ядерного реактора, облучение ядерного топлива потоком быстрых нейтронов потоком от 3×1015 до 8×1015 нейтронов/(см2×с) в течение кампании 465 эффективных суток и выгрузку облученного ядерного топлива из быстрого ядерного реактора, отличающийся тем, что в активную зону загружают тепловыделяющие сборки первого и второго типов, причем в сборках второго типа, предназначенных для обеспечений критичности реактора, используют смесь с массовой долей оксида плутония 0,17-0,35% и оксида урана 0,65-0,83%, массовую долю оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, предназначенных для корректировки изотопного состава плутония, определяют по эмпирическому соотношению: X=(А/В)5×Ф×τ×k, где X - массовая доля оксида плутония в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; А - доля делящихся изотопов в плутонии, используемом в тепловыделяющих сборках первого типа, в %; В - доля делящихся изотопов в плутонии со скорректированным изотопным составом, в %; Ф - средний поток нейтронов в активной зоне, нейтрон/(см2×с); τ - длительность кампании ядерного топлива реактора на быстрых нейтронах, в сутках; k=1,21×10-24 - эмпирический коэффициент, в см2, причем в тепловыделяющих сборках первого типа суммарная относительная доля делящихся изотопов плутония 239 и плутония 241 в плутонии для корректировки изотопного состава соответствует области допустимых значений от 0,30 до 0,60%.
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2020142196A RU2020142196A (ru) | 2022-06-21 |
| RU2819594C2 true RU2819594C2 (ru) | 2024-05-21 |
Family
ID=
Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2501101C1 (ru) * | 2012-11-06 | 2013-12-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
| 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 |
| CA3015784A1 (en) * | 2016-06-10 | 2017-12-14 | Vladimir Dmitrievich RISOVANYY | Method of production of radio active isotopes in fast neutron nuclear reactor |
| EP2994917B1 (en) * | 2013-05-10 | 2018-01-31 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| FR3011118B1 (fr) * | 2013-09-25 | 2018-07-27 | Hitachi Ge Nuclear Energy Ltd | Assemblage de transmutation et centrale nucleaire a reacteur rapide l'utilisant. |
| 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 |
| RU2672256C1 (ru) * | 2018-01-15 | 2018-11-13 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах |
| RU2702234C1 (ru) * | 2019-03-26 | 2019-10-07 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла |
Patent Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2501101C1 (ru) * | 2012-11-06 | 2013-12-10 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем |
| 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 |
| FR3011118B1 (fr) * | 2013-09-25 | 2018-07-27 | Hitachi Ge Nuclear Energy Ltd | Assemblage de transmutation et centrale nucleaire a reacteur rapide l'utilisant. |
| CA3015784A1 (en) * | 2016-06-10 | 2017-12-14 | Vladimir Dmitrievich RISOVANYY | Method of production of radio active isotopes in fast neutron nuclear reactor |
| 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 |
| RU2672256C1 (ru) * | 2018-01-15 | 2018-11-13 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") | Таблетка для изготовления тепловыделяющего элемента ядерного реактора на быстрых нейтронах |
| RU2702234C1 (ru) * | 2019-03-26 | 2019-10-07 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК") | Ремикс - топливо ядерно-топливного цикла |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US3575803A (en) | Reactor fueling method | |
| Gabrielli et al. | ASTRID-like fast reactor cores for burning plutonium and minor actinides | |
| CA2976046C (en) | Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture | |
| RU2819594C2 (ru) | Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем | |
| Trinuruk et al. | Particle-type burnable poisons for thorium-based fuel in HTGR | |
| JP4077303B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体 | |
| RU2672565C1 (ru) | Топливная сборка легководного реактора, активная зона легководного реактора и способ получения мох-топливной сборки | |
| EP1914759B1 (en) | Fuel element for pressurised water nuclear reactors and method of loading fuel elements into a nuclear reactor core | |
| RU2537013C2 (ru) | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов аэс на тепловых нейтронах | |
| JP2008286529A (ja) | 原子燃料サイクル施設の臨界管理方法、二酸化ウラン粉末の製造方法、原子炉燃料棒および燃料集合体 | |
| JPH05232276A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| RU2020142196A (ru) | Способ корректировки изотопного состава плутония с использованием быстрого ядерного реактора с натриевым теплоносителем | |
| McMahon | Modeling and design of reload LWR cores for an ultra-long operating cycle | |
| Nishimura | 3.2. 2 MOX fuel design | |
| JP3318193B2 (ja) | 燃料装荷方法 | |
| Bonin et al. | Prospective studies of HTR fuel cycles involving plutonium | |
| Demazière | Reactor physics calculations on MOX fuel in Boiling water reactors (BWRs) | |
| RU2691621C1 (ru) | Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах | |
| CA2724582A1 (en) | Fuel for heavy water reactor or graphite reactor and process for producing the same | |
| JPS61147183A (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH02232595A (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料装荷方法 | |
| JPS6361990A (ja) | 燃料集合体 | |
| JP3130602B2 (ja) | 原子炉の炉心および燃料集合体群 | |
| JP3943624B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| Märkl et al. | Advanced core and fuel design for light water reactors |