Переработанное топливо в ядерно-энергетической системе

Abstract

The aim of the study is to establish the conditions for using of reprocessed fuel for self-sustaining in nuclear energy. Importance is determined by an accumulation of spent nuclear fuel (SNF) storage, which leads to the non-competitiveness of nuclear power plants and environmental hazards. The research methodology is based on a comparison of the nuclear-physical balance of the burned-out fissile elements in reactors and accumulated fissile elements in SNF and on this basis the establishment of an optimal model for the use of fuel in a nuclear power system. An analysis of natural uranium resource has shown that it will be enough only for 80 years of operation of nuclear power. The use of recycled (reprocessed) SNF in thermal reactors (TR) could increase this period, but at present it is not advisable due to restrictions on nuclear safety conditions by a single reprocessing of SNF and limited load of TRs. The conclusion about the need to change the closed nuclear cycle strategy, providing for the mutual provision of fissile materials between BRs and TRs, is substantiated. The scheme of the modified strategy for the joint work of BRs and TRs without using the SNF of the BRs in TRs is developed and a formula is derived for determining the power of TRs for the initial loading of a BR fuel from fissile materials of SNF of TRs. This scheme asymptotically leads to the BR self-sustaining with fuel and solves the problem of the SNF management.

Целью исследования является установление условий использования переработанного топлива для самообеспечения топливом атомной энергетики. Актуальность определяется нарастающим объемом хранения отработавшего топлива (ОЯТ), что ведет к неконкурентоспособности АЭС. Методика исследования основана на сопоставлении ядерно-физического баланса выгоревшего и наработанного количества делящихся элементов в реакторах и на этой основе установлении оптимальной модели использования топлива в ядерной энергетической системе. Анализ ресурсов природного урана показал, что их хватит только на 80 лет работы АЭС. Использование в тепловых реакторах (ТР) рециклированного (переработанного) ОЯТ увеличивает этот срок, но в настоящее время не является целесообразным в связи с ограничениями по условиям ядерной безопасности однократной переработкой ОЯТ и ограниченной загрузкой переработанного топлива в ТР. Обоснован вывод о необходимости изменения стратегии замкнутого ядерного цикла, предусматривающую взаимное обеспечение делящимися материалами между БР и ТР. Разработана схема измененной стратегии совместной работы БР и ТР без использования ОЯТ БР в ТР из-за проблем ядерной безопасности ТР и выведена формула для определения мощности ТР для осуществления первичных загрузок топливом БР из делящихся материалов ОЯТ ТР. Эта схема асимптотически приводит к самообеспечению БР топливом и решает проблему управления обращением отработавшим топливом.