Перспективы использования газодинамической ловушки в реакторе для дожигания радиоактивных отходов

ИЯФ СО РАННовосибирск

Объединенный институтядерных исследованийДубна

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



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.





отходов.


подкретичного реактора деления и сравнение с







Transmutation of nuclear waste – a short overview on the actual state

(Reference: M. Salvatores, FZR-presentation, 2005)



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)!



: 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!

UraniumU-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 GWel.) produces per year (kg):

Pu: ~ 270 Am: ~ 13.5 Np: ~ 13 Cm: ~ 2FPs: ~ 1000



From: M. Salvatores, FZR-presentation (2005)

FPs~3x102 years

Total

>105 yearsPu & decay products

~104 yearsMAs & decay products

Uranium ore

Tc-99, I-129

102 103 104 105 106

Years after discharge

R

adio

toxi

city



Geological Disposal

Direct Disposal

Spent Fuelfrom 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

FPPartitioning



• 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 (keff) 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“ !



2030 2040 2050 2060 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



„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 systemby means of fissions !

Release ofnuclear energy

Transmutation of nuclear waste !

(protons)

(heavy metal)(spallation)

Principles of an ADS:

Important features:

1. Sub-criticality: keff ≤ 0.98 !

2. No control rods !

Power control by proton beam !





отходов.


подкритичного реактора деления и сравнение с







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



1.25 MW n

0.31 MW α

Basic version of GDT neutron generator



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 Pn

useful,total = 1.5 MW (total: sum of both sides)

Ln-zone = 2 x 1.5 m Ln-zonetotal = 3 m



ADS ? GDT (“basic variant”)

The Neutron Sources (1/2) Comparison of near-term projects:

2) Energetic efficiencies PAccel. = 20 MWel (?) PNBI = 100 MWel (!?)

price [W/(n/s)]: pADS = 1.6x10-11 pGDT = 1.4x10-10 (!!!)

# Peculiarity of the GDT-source: SGDT = 2 x (1/2) !

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

Factor ~ 1.8

Factor ~ 9.3 !

Pn0.25 MW

Nuclear Energy Agency (NEA) of the Organization for Economic Cooperation and Development (OECD) [Nuclear Energy Agency, NEA/NSC/DOC(2001)13]



The Neutron Sources (2/2)



# 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





отходов.





качестве драйвера




# Features

Calculation Models (1/2)p

Core

Reflector

200

150

120

100 20 14292

50

0

Hei

ght

z (c

m)

Tar

get

Bu

ffer

Voi

d

Radius r (cm)

# OECD-NEA CalculationBenchmark (1999) for anaccelerator-driven MA-burner with nominal power = 377 MW.(Developed from ALMR/PRISM).• Modified by G. Aliberti et al.,

NSE 146, 13-50 (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%



Cz

r

Bz

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



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) keff , Φn(r,E)

• With external sources




Geometry system

´Reactor-Calc.´ Driven Systems

keff Meff MS hfis / MeV rn,2n

A 0.95856 23.1 ADS 21.5 1316 0.088

B 0.95008 19.0GDT-DS 34.7 2119 1.20

C 0.95817 22.9GDT-DS+B

44.4 2710 1.73

Calculated integral parameters (per source neutron):

Mixed 17.5 1070 0.065

Effective multiplicity: Meff=keff/(1-keff)

# Positive feature of 14 MeV neutrons:High probability of n,2n reactions at Pb and Bi !But: No effect at Na !

# 0.94 < keff < 0.96 ! (1999)Bz

r



total

n,2n

n,3nn,

10 MeV




Flux distributions (per source neutron):

0.E+00

2.E-03

4.E-03

6.E-03

8.E-03

20 30 40 50 60 70 80 90 100

Radius (cm)

Flu

x (n

/(s

cm2 ))

ADS GDT-DS GDT-DS+B ´Reactor´

Total Flux: Radial dependence in core

(System A)





0

1

2

3

50 100 150Height z (cm)

Pow

er p

eak

fact

or

ADS GDT-DS+B ´Reactor´

Power peak factor over height at r=21 cm





0.0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.8

0.9

1.0

1.E-05 1.E-04 1.E-03 1.E-02 1.E-01 1.E+00 1.E+01 1.E+02

Energy (MeV)

Gro

up fl

ux (n

orm

aliz

ed)

ADS GDT-DS GDT-DS+B ´Reactor´

Spectra of energy group fluxes at r=21 cm



Calculated integral parameters:

Parameter ADS GDT-DS/2* GDT-DS+B/2*

S (1017 n/s) 12.5 3.45 (6.9/2) 3.45

Pfis (MW) 263 117 150

Nominal Power

377 MW:

1) S´ (1017 n/s) 17.9 11.1 8.67

2) k´eff 0.9707 0.9840 0.9829

* One MA-burner on each side ! Today: 0.95 < keff < 0.98 !

0.95817

Q=5.2 Q=2

efffis MSP

0.950080.95856keff:

The MA-burners

x ~1.5! ! 2.5~ x





отходов.









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 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.



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 0.98.

For the same power of the driven MA-burners one can expect:

[MA-burning rate]ADS [MA-burning rate]GDT-DS



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 !

inp

effe

inp

fis

P

M)S(T

P

PQ

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*e1.25 keV !

As goal for the GDT neutron source project:

~60%



01

23

45

67

0 1 2 3 4

Te (keV)

Q„GDT-DS+B“ : # Pinj = 60 MW (el.), # Einj = 65 keV

0.75

GDT-DS+B

ADS

~2.3

X

~3.5

Goals (2/2)

inp

effe

inp

fis

P

M)S(T

P

PQ

# Q-factor:



Appendix (1)

T-breedingmodule 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

Tritium breeding:



Appendix (2)

Is a MA-loaded, gas cooled buffer useful ?

Model:

# PuMA

# Pb-Bi

0

5

10

15

20

Np-237

Am-241

Am-242m

Am-243

Cm-242

Cm-243

Cm-244

Cm-245

Cm-246

Rel

ativ

e p

ort

ion

(%

)

Relative portion of fissions induced by fusion neutrons



: At high neutron energies (En>0.5 MeV) fission dominates over capture !

# σc and σfis for important TRUs:

E (eV) 104 105 106 107

Documents

Перспективы использования газодинамической ловушки в реакторе для дожигания радиоактивных отходов