ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 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 Forschungszentrum Dresden - Rossendorf, Institutsseminar,

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 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.

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 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.

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Transmutation of nuclear waste – a short overview on the actual state (Reference: M. Salvatores, FZR-presentation, 2005)

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 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)!

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

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна From: M. Salvatores, FZR-presentation (2005) FPs ~3x10 2 years Total >10 5 years Pu & decay products ~10 4 years MAs & decay products Uranium ore Tc-99, I Years after discharge Radiotoxicity

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Geological Disposal Direct Disposal Spent Fuel from LWRs # Partitioning & Transmutation of TRUs and FPs: From: M. Salvatores, FZR-presentation (2005) Dedicated Fuel Fabrication Pu MA Partitioning & Transmutation (TRUs and FPs) Partitioning Transmutation Geological Disposal Dedicated Fuel Reprocessing FP Pu, MA FP Partitioning

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

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Time Waste 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) Use of ADS

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Energy amplifier proposed by C. Rubbia (1995): 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 ! Release of nuclear energy Transmutation of nuclear waste ! (protons) (heavy metal) (spallation) Principles of an ADS: Important features: 1.Sub-criticality:k eff 0.98 ! 2.No control rods ! Power control by proton beam !

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 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.

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна The idea of a GDT-DS for transmutation: GDT experimental device (BINP, Novosibirsk) Main components: # Central cell, 2 end cells# Magnetic coils # Neutral beam injectors: D&T# n-Source: 2 Test zones 2 Driven systems

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 1.25 MW n 0.31 MW α Basic version of GDT neutron generator

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 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: P inp el = 100 MW P n usef = 2 x 0.75 MW P n useful,total = 1.5 MW (total: sum of both sides) L n-zone = 2 x 1.5 m L n-zone total = 3 m

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна ADS ? GDT (basic variant) The Neutron Sources (1/2) Comparison of near-term projects: 2) Energetic efficiencies P Accel. = 20 MW el (?) P NBI = 100 MW el (!?) price [W/(n/s)]: p ADS = 1.6x p GDT = 1.4x (!!!) # Peculiarity of the GDT-source: S GDT = 2 x (1/2) ! 1) Total intensities p-beam: 1 GeV x 10 mA = 10 MW Y n = 20 n/p (at Pb) S ADS = 12.5x10 17 n/s n-power: P n =1.5 MW DT fusion neutrons (both sides) S GDT = 6.9x10 17 n/s Factor ~ 1.8 Factor ~ 9.3 ! P n 0.25 MW Nuclear Energy Agency (NEA) of the Organization for Economic Cooperation and Development (OECD) [Nuclear Energy Agency, NEA/NSC/DOC(2001)13]

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна The Neutron Sources (2/2)

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна # 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)

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 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.

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна # Features Calculation Models (1/2) p Core Reflector Height z (cm) Target Buffer Void Radius r (cm) #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, (2004) Dedicated fuel: Pu & MA as nitrides in ZrN Coolant: Pb-Bi eutectic Reflector: Steel, Pb-Bi Target: Pb-Bi Buffer: Pb-Bi 32%, 68%!!! MA: ~2.1 t Np-237: 21% Am-241: 38% Am-243: 28% Cm-244: 11% Pu-238: 4% Pu-239: 51% Pu-240: 24% Pu-241: 12% Pu-242: 9%

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна C z r B z r Calculation Models (2/2) A Geometric systems: ADS GDT-DS GDT-DS+B # External neutron sources: Spallation spectrum in GDT-DS (B) MIXED z r Spallation source DT fusion source – cylinder: Radius: 10 cm Height: 50 cm 150 cm

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Neutron Transport Calculations (1/5) Neutron transport code: MCNP-4C2 Nuclear data from: JENDL-3.3 (NDC of JAEA) Tools: Two types of transport calculations: Reactor criticality calculation (without external source) k eff, Φ n (r,E) With external sources

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Neutron Transport Calculations (2/5) Geometry system ´Reactor-Calc.´Driven Systems k eff M eff MSMS h fis / MeVr n,2n A ADS B GDT-DS C GDT- DS+B Calculated integral parameters (per source neutron): Mixed Effective multiplicity: M eff =k eff /(1-k eff ) # Positive feature of 14 MeV neutrons: High probability of n,2n reactions at Pb and Bi ! But: No effect at Na ! # 0.94 < k eff < 0.96 ! (1999) B z r

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна total n,2n n,3n n, 10 MeV

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Neutron Transport Calculations (3/5) Flux distributions (per source neutron): Total Flux: Radial dependence in core (System A)

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Neutron Transport Calculations (4/5) Flux distributions (per source neutron): Power peak factor over height at r=21 cm

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Neutron Transport Calculations (5/5) Flux distributions (per source neutron): Spectra of energy group fluxes at r=21 cm

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Calculated integral parameters: ParameterADSGDT-DS/2*GDT-DS+B/2* S (10 17 n/s) (6.9/2)3.45 P fis (MW) Nominal Power 377 MW: 1) S´ (10 17 n/s) ) k´ eff * One MA-burner on each side ! Today: 0.95 < k eff < 0.98 ! Q=5.2 Q= k eff : The MA-burners x ~1.5! ! 2.5~ x

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 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.

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Conclusions (1/2) Энергетическая «стоимость» производства 1 нейтрона источником: p GDT 9.3 x p ADS !!! 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 пороговых реакций (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.

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 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, чтобы keff For the same power of the driven MA-burners one can expect: [MA-burning rate] ADS [MA-burning rate] GDT-DS

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 1) Energetic efficiency must be increased! # The Q-factor must be comparable with that of ADS! # Increase of T e is the key issue: T e = 0.75 keV T e 2.25 keV ! 2) Next Step with a modified MA-burner: # MA-burner*:k* eff =0.98,P* th =500 MW GDT-NS*:S*=10.8x10 17 n/s (P* n =2.5 MW) instead of: S= 6.9x10 17 n/s (P n =1.56 MW) by:T e =0.75 keV T* e 1.25 keV ! As goal for the GDT neutron source project: ~60%

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна GDT-DS+B : # P inj = 60 MW (el.), # E inj = 65 keV 0.75 GDT-DS+B ADS ~2.3 X ~3.5 Goals (2/2) # Q-factor:

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Appendix (1) T-breeding module T-breeding module: – ITER inboard module, – He cooled pebble bed (Be and breeder pebble beds, breeder: Li 4 SiO 4 with 40% Li-6) – FZKA 6763 (FZ Karlsruhe, 2003) – 6 Li + n 4 He + 3 H MeV Result (sum of both sides): T-production = g/fpy compared to T-consumption = ~120 g/fpy Tritium breeding:

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна Appendix (2) Is a MA-loaded, gas cooled buffer useful ? Model: # Pu MA # Pb-Bi Relative portion of fissions induced by fusion neutrons

ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна :At high neutron energies (E n >0.5 MeV) fission dominates over capture ! # σ c and σ fis for important TRUs: E (eV)