Скачать презентацию
Идет загрузка презентации. Пожалуйста, подождите
Презентация была опубликована 11 лет назад пользователемinp.nsk.su
1 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,
2 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.
3 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.
4 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)
5 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)!
6 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
7 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
8 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
9 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 !
10 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
11 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 !
12 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.
13 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
14 ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна 1.25 MW n 0.31 MW α Basic version of GDT neutron generator
15 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
16 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]
17 ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна The Neutron Sources (2/2)
18 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)
19 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.
20 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%
21 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
22 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
23 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
24 ИЯФ СО РАН Новосибирск Объединенный институт ядерных исследований Дубна total n,2n n,3n n, 10 MeV
25 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)
26 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
27 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
28 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
29 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.
30 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.
31 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
32 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%
33 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:
34 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:
35 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
36 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)
Еще похожие презентации в нашем архиве:
© 2024 MyShared Inc.
All rights reserved.