Расчётные исследования быстрого исследовательского реактора с различными видами топлива

В работе представлены результаты расчетов выгорания МОХ-топлива и металлического топлива в реакторе МБИР за 500 эффективных суток. На основе полученных данных представлен сравнительный анализ и произведен оценочный расчет стоимости обращения с отработавшими тепловыделяющими сборками (ОТВС).

Ключевые слова: МОХ-топливо, металлическое топливо, отработанное ядерное топливо, МБИР, захоронение радиоактивных отходов, переработка радиоактивных отходов.

МБИР — это многоцелевой быстрый исследовательский реактор с тепловой мощностью 150 МВт и натриевым теплоносителем. Реактор предназначен для экспериментальных исследований по различным направлениям: ресурсные испытания; отработка режимов эксплуатации перспективных видов топлива, твэлов, ПЭЛ, ТВС; радиационные испытания перспективных конструкционных материалов, наработка изотопов различного назначения и т. д. [1, c. 280] В корпусе реакторной установки МБИР расположены боковые экраны, а.з. состоит из 93 ТВС и петлевого канала в центре, в котором достигается плотность потока нейтронов 5·10¹⁵ 1/(см²·с).

Согласно мировым тенденциям, в странах, для которых необходим высокий темп наработки плутония, наряду с МOX-топливом в быстрых энергетических реакторах планируется использовать металлическое топливо. Металлическое топливо позволяет повысить характеристики внутренней самозащищенности быстрых натриевых реакторов. В связи с этим представляется необходимым отрабатывать технологию металлического топлива в активной зоне МБИР не только ввиду его преимуществ, применительно к исследовательским реакторам, но и с учетом возможности его использования в дальнейшем в энергетических быстрых натриевых реакторах. В результате, преследуя при разработке металлического топлива для МБИР цели, характерные именно для исследовательского реактора, можно создать задел для дальнейшей проработки такого топлива для энергетических реакторов на быстрых нейтронах.

Для расчетов использовался программный комплекс на основе метода Монте-Карло. С его помощью можно провести расчеты по выгоранию любых делящихся материалов за необходимый промежуток времени. При проведении расчетов использовался разный шаг вычислений, начиная от одних суток для учёта наибольшего количества элементов и изотопов. Такой подход позволяет минимизировать погрешности вычисления.

В данной работе проведено расчетное исследование зависимости выгорания топлива в активной зоне реактора МБИР от времени за 500 эфф. суток. Расчет проводился без учета перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС). Сначала рассмотрим виброуплотненное МОХ-топливо с содержанием Pu 32,55 %. Таким образом были получены данные о концентрации основных изотопов, представленные в таблице 1.

Таблица 1

Концентрации тяжелых ядер МОХ-топлива вактивной зоне, 10²⁴/см³

В варианте с металлическим топливом высокой плотности эффективная плотность топлива (плотность заполнения пространства внутри оболочки) — 15,0 г/см3. Массовая доля плутония по тяжелым ядрам в топливе составляет 20,9 %. Массовая доля изотопа U-235 в смеси изотопов урана в модели равна 0,4 %. Наибольшая массовая доля у изотопа U-238. Таким образом полученные данные о выгорании основных изотопов, представлены в таблице 2.

Таблица 2

Наиболее промышленно освоенный метод переработки ОЯТ — Purex-процесс — жидкостная экстракция урана и плутония. Эта технология позволяет достигать высокой степени очистки элементов. В настоящее время в России Purex используется в ПО «Маяк» на заводе РТ-1 [2, c. 272].

Таблица 3

Массы элементов вразличных видах топлива вконце кампании, кг

Поскольку металлическое топливо изначально имело большую плотность, то и к концу кампании масса урана, основной вклад в которую осуществляет изотоп U-238, остаётся большей. Большая масса отработавшего топлива неминуемо увеличит стоимость переработки и возможное количество средне и низко активных отходов. Технологии переработки и обращения с отработавшим топливом всё ещё требуют развития, однако являются перспективными и важными для изучения [3, c. 150]. Выделенные уран и плутоний могут быть направлены на повторную фабрикацию, малые актиниды направляются на хранение, а осколки деления и жидкие радиоактивные отходы, полученные после переработки, подлежат окончательному захоронению.

Литература:

1. Жемков, И.Ю. и др. Экспериментальные исследования в БОР-60 и анализ возможности их продолжения в МБИР/ А. Л. Ижутов, А. Е. Новоселов, Н. С. Погляд, М. Н. Святкин// Атомная энергия. — 2014. — Т. 116. — Вып. 5. — С. 280–283.

2. Зильберман Б. Я. Развитие пурекс-процесса для переработки высоко-выгоревшего топлива АЭС в замкнутом ЯТЦ с точки зрения локализации долгоживущих радионуклидов //Современные проблемы химии и технологии экстракции т. — 1999. — С. 271.

3. Лавринович Ю. Г. и др. Виды, характеристика и свойства отходов и продуктов, полученных при опытной переработке топлива реактора БОР-60 пироэлектрохимическим методом //Тезисы докладов III Российской конференции по радиохимии «Радиохимия. — 2000. — С. 150.