1 / 36

Перспективы использования газодинамической ловушки в реакторе для дожигания радиоактивных отходов

Перспективы использования газодинамической ловушки в реакторе для дожигания радиоактивных отходов А.В. Аникеев , П.А. Багрянский, Ю.А. Цидулко Институт Ядерной Физики им. Будкера СО РАН, Новосибирск K. Noack Research Center Dresden-Rossendorf , Germany А.Д. Рогов

penelope-pickett
Télécharger la présentation

Перспективы использования газодинамической ловушки в реакторе для дожигания радиоактивных отходов

An Image/Link below is provided (as is) to download presentation Download Policy: Content on the Website is provided to you AS IS for your information and personal use and may not be sold / licensed / shared on other websites without getting consent from its author. Content is provided to you AS IS for your information and personal use only. Download presentation by click this link. While downloading, if for some reason you are not able to download a presentation, the publisher may have deleted the file from their server. During download, if you can't get a presentation, the file might be deleted by the publisher.

E N D

Presentation Transcript

  1. Перспективы использования газодинамической ловушки в реакторе для дожигания радиоактивных отходов А.В. Аникеев, П.А. Багрянский,Ю.А. Цидулко Институт Ядерной Физики им. Будкера СО РАН, Новосибирск K. Noack Research Center Dresden-Rossendorf, Germany А.Д. Рогов Объединенный институт ядерных исследований, Дубна. Budker Institute of Nuclear Physics, Плазменный семинар 26.09.2006 Forschungszentrum Dresden - Rossendorf, Institutsseminar, 11.01.2007

  2. Содержание • Актуальность проблемы дожигания радиоактивных отходов. • Нейтронный источник на основе ГДЛ как драйвер для подкретичного реактора деления и сравнение с ускорительными системами. • Результаты расчетов реакторной системы с ГДЛ-НИ в качестве драйвера. • Выводы, планы, перспективы.

  3. Содержание • Актуальность проблемы дожигания радиоактивных отходов. • Нейтронный источник на основе ГДЛ как драйвер для подкретичного реактора деления и сравнение с ускорительными системами. • Результаты расчетов реакторной системы с ГДЛ-НИ в качестве драйвера. • Выводы, планы, перспективы.

  4. Transmutation of nuclear waste – a short overview on the actual state (Reference: M. Salvatores, FZR-presentation, 2005)

  5. To become a long-term sustainable option for the worlds energy supply fission reactor technology must: • maximally use nuclear fuel (uranium) and • minimize its high level waste (HLW)!

  6. 3-4 years Uranium Burn-up Spent nuclear fuel U-235: 3-5% U-238: 95-97% • U: 95.5% • + TRU isotopes • Pu: 0.9% • MA • (Np, Am, Cm): 0.1% • + Rad. FP isotopes: 0.4% • + Stable isotopes: 3.2% Problem on short-time scale. Main problem on long-time scale.  HLW repository problem ! Goal: To transmute radio-isotopes in short-lived or stable isotopes by neutron reactions! • In today´s Light Water Reactors (LWRs): 1 LWR (~1.3 GWel.) produces per year (kg): Pu: ~ 270 Am: ~ 13.5 Np: ~ 13 Cm: ~ 2 FPs: ~ 1000 :Partitioning & Transmutation

  7. From: M. Salvatores, FZR-presentation (2005) Pu & decay products MAs & decay products >105 years ~104 years FPs ~3x102 years Total Radiotoxicity Uranium ore Tc-99, I-129 102 103 104 105 106 Years after discharge

  8. From: M. Salvatores, FZR-presentation (2005) Partitioning & Transmutation (TRUs and FPs) Geological Disposal Partitioning FP Pu MA FP Transmutation Partitioning Dedicated Fuel Reprocessing Dedicated Fuel Fabrication Pu, MA # Partitioning & Transmutation of TRUs and FPs: Geological Disposal Direct Disposal Spent Fuel from LWRs

  9. An efficient burning of Pu and MA isotopes demands: • A „fast system“ with high neutron flux inside of an acceptable large volume! • Fission Technology offers two options: „Driven sub-critical system“ „Fast reactor“ • Portion of „delayed“ neutrons should be large! • Positive total reactivity effects (keff) should not appear! keff ≤ 0.98 ! Main class: ADS = Accelerator Driven System GDT-NS Driven System (???) • : „They offer an essentially greater flexibility for burning Pu and MAs than Fast Reactors“ ! • In Fast Reactors the maximum allowable fraction of MAs in the fuel is ~ 5 % only ! (M. Salvatores)

  10. Waste Use of ADS Time 2050 2060 2030 2040 • Strategic role of Driven Sub-critical Sytems in the future of Nuclear (Fission) Energy in US M. Cappiello, „The potential role of Accelerator Driven Systems in the US“, ICRS-10 (2004)

  11. „Energy amplifier“ proposed by C. Rubbia (1995): Release of nuclear energy Transmutation of nuclear waste ! • Principles of an ADS: •Accelerator ↓ particle beam ↓ • Target ↓ neutrons ↓ • Sub-critical system (arrangement of nuclear fuel) ↓ Strong neutron field inside the whole volume of the fuel system by means of fissions ! (protons) (heavy metal) (spallation) • Important features: • Sub-criticality: keff≤ 0.98 ! • No control rods ! • Power control by proton beam !

  12. Содержание • Актуальность проблемы дожигания радиоактивных отходов. • Нейтронный источник на основе ГДЛ как драйвер для подкритичного реактора деления и сравнение с ускорительными системами. • Результаты расчетов реакторной системы с ГДЛ-НИ в качестве драйвера. • Выводы, планы, перспективы.

  13. 2 Driven systems Main components: # Central cell, 2 end cells # Magnetic coils # Neutral beam injectors: D&T # n-Source: 2 Test zones • The idea of a GDT-DS for transmutation: GDT experimental device (BINP, Novosibirsk)

  14. 1.25MW n 0.31MW α Basic version of GDT neutron generator

  15. Оптимизация «basic version». • Максимальная энергетическая эффективность при заданном полном нейтронном выходе в «тест-зоне». Зона, где отношение производства нейтронов к энергетическим потерям быстрых ионов максимально (а это как раз «тест-зона») должна быть длинной. Для «basic version» нейтронного генератора удлинение тест-зоны на 1 метр дает дополнительно 0.5 МВт нейтронов и «стоит» 16 МВт потребляемой мощности (от розетки). Новая версия: Pinpel= 100 MW Pnusef = 2 x 0.75 MW  Pnuseful,total = 1.5 MW (total: sum of both sides) Ln-zone = 2 x 1.5 m  Ln-zonetotal = 3 m

  16. Factor ~ 1.8 The Neutron Sources (1/2) • Comparison of near-term projects: Nuclear Energy Agency (NEA) of the Organization for Economic Cooperation and Development (OECD) [Nuclear Energy Agency, NEA/NSC/DOC(2001)13] ADS  ?  GDT (“basic variant”) 1) Total intensities  p-beam: 1 GeV x 10 mA = 10 MW Yn = 20 n/p (at Pb) SADS = 12.5x1017 n/s n-power: Pn=1.5 MW DT fusion neutrons (both sides) SGDT= 6.9x1017 n/s Pn0.25 MW 2) Energetic efficiencies  PAccel. = 20 MWel (?) PNBI = 100 MWel (!?)  price [W/(n/s)]:pADS = 1.6x10-11pGDT = 1.4x10-10 (!!!) Factor ~ 9.3 ! # Peculiarity of the GDT-source: SGDT = 2 x (1/2) !

  17. The Neutron Sources (2/2)

  18. # Spallation reaction: neutron yield per proton (Pb, Pb/Bi): K. van der Meer et al., Nucl. Instr. and Meth. in Phys. Res. B 217 (2004) 202-220

  19. Содержание • Актуальность проблемы дожигания радиоактивных отходов. • Нейтронный источник на основе ГДЛ как драйвер для подкритичного реактора деления и сравнение с ускорительными системами. • Результаты расчетов реакторной системы с ГДЛ-НИ в качестве драйвера • Выводы, планы, перспективы.

  20. p 200 Reflector MA: ~2.1 t Np-237: 21% Am-241: 38% Am-243: 28% Cm-244: 11% Void Pu-238: 4% Pu-239: 51% Pu-240: 24% Pu-241: 12% Pu-242: 9% 150 Height z (cm) 120 Core 32% , 68%!!! Target • Dedicated fuel:Pu & MA • as nitrides in ZrN • Coolant: Pb-Bi eutectic • Reflector: Steel, Pb-Bi • Target: Pb-Bi • Buffer: Pb-Bi 50 Buffer 0 0 20 10 142 92 Radius r (cm) Calculation Models (1/2) • # OECD-NEA Calculation • Benchmark (1999) for an accelerator-driven MA-burner with nominal power = 377 MW. • (Developed from ALMR/PRISM). • Modified by G. Aliberti et al., NSE 146, 13-50 (2004) # Features

  21. Calculation Models (2/2) B C z z r r „ADS“ „GDT-DS“ „GDT-DS+B“ Radius: 10 cm Height: 50 cm Spallation source DT fusion source – cylinder: „MIXED“ Spallation spectrum in„GDT-DS“ (B) • Geometric systems: A z 150 cm r # “External” neutron sources:

  22. Two types of transport calculations: • Reactor criticality calculation (without external source)  keff , Φn(r,E) • With external sources • Tools: • Neutron transport code: MCNP-4C2 • Nuclear data from: JENDL-3.3 (NDC of JAEA) Neutron Transport Calculations (1/5)

  23. B Effective multiplicity: Meff=keff/(1-keff) z r # 0.94<keff< 0.96 ! (1999) # Positive feature of 14 MeV neutrons: High probability of n,2n reactions at Pb and Bi ! But: No effect at Na ! Neutron Transport Calculations (2/5) • Calculated integral parameters (per source neutron): Mixed 17.5 1070 0.065

  24. total n,2n n,3n n, 10 MeV

  25. Neutron Transport Calculations (3/5) • Flux distributions (per source neutron): Total Flux: Radial dependence in core (System A)

  26. Neutron Transport Calculations (4/5) • Flux distributions (per source neutron): Power peak factor over height at r=21 cm

  27. Neutron Transport Calculations (5/5) • Flux distributions (per source neutron): Spectra of energy group fluxes at r=21 cm

  28. x ~1.5! ! 2.5~ x Today: 0.95 <keff<0.98 ! The MA-burners • Calculated integral parameters: keff: 0.95817 0.95008 0.95856 Q=5.2 Q=2 * One MA-burner on each side !

  29. Содержание • Актуальность проблемы дожигания радиоактивных отходов. • Нейтронный источник на основе ГДЛ как драйвер для подкритичного реактора деления и сравнение с ускорительными системами. • Результаты расчетов реакторной системы с ГДЛ-НИ в качестве драйвера. • Выводы, планы, перспективы.

  30. Conclusions (1/2) • Энергетическая «стоимость» производства 1 нейтрона источником: pGDT 9.3 x pADS !!!Однако возможно добиться экономии за счет более экономного использования энергии (возвращать энергию плазмы обратно в систему) • Важной особенностью термо-ядерных 14 МэВ нейтронных источников как драйверов является эффективное размножение нейтронов в «котле» за счет пороговыхреакций (n,2n) и (n,3n) в Pb-Bi. • Рассмотренный вариант нейтронного источника на базе ГДЛ позволяет получить систему с двумя MA-burner по 150 МВт каждый (300 МВт полной ядерной мощности) с энергетической эффективностью Q~2.

  31. Conclusions (2/2) • Для получения номинальной мощности одного реактора деления в 377 МВт необходимо увеличение интенсивности источника в 2.5 раза.SGDT: x ~2.5(for 2 burners !) • В качестве альтернативы, для достижения номинальной мощности, можно изменить реактор деления так, чтобыkeff  0.98. • For the same power of the driven MA-burners one can expect: [MA-burning rate]ADS [MA-burning rate]GDT-DS

  32. 1) Energetic efficiency must be increased! # The Q-factor must be comparable with that of ADS! # Increase of Te is the key issue: Te = 0.75 keV Te  2.25 keV ! ~60% • As goal for the GDT neutron source project: 2) „Next Step“ with a modified MA-burner: # MA-burner*: k*eff=0.98, P*th=500 MW  GDT-NS*: S*=10.8x1017 n/s (P*n=2.5 MW) instead of: S= 6.9x1017 n/s (Pn=1.56 MW) by: Te=0.75 keV T*e1.25 keV !

  33. X ADS GDT-DS+B ~2.3 ~3.5 0.75 Goals (2/2) # Q-factor: „GDT-DS+B“ : # Pinj = 60 MW (el.), # Einj = 65 keV

  34. T-breeding module Appendix (1) • Tritium breeding: • T-breeding module: • ITER inboard module, • He cooled pebble bed (Be and breeder pebble beds, breeder: Li4SiO4 with 40% Li-6) • FZKA 6763 (FZ Karlsruhe, 2003) • 6Li + n  4He + 3H + 4.8 MeV • Result (sum of both sides): • T-production = 355.3 g/fpy • compared to • T-consumption = ~120 g/fpy

  35. Relative portion of fissions induced by fusion neutrons Appendix (2) • Is a MA-loaded, gas cooled buffer useful ? Model: # PuMA # Pb-Bi

  36. #σc and σfis for important TRUs: E (eV) 104 105 106 107 : At high neutron energies (En>0.5 MeV) fission dominates over capture !

More Related