2020, Kulikov, G. G., Shmelev, A. N., Apse, V. A., Kulikov, E. G., Куликов, Геннадий Генрихович, Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Евгений Геннадьевич

© Published under licence by IOP Publishing Ltd.The paper analyzes advantages and drawbacks of the radioisotope thermoelectric generators (RTG) based on application of 238Pu and 232U. Currently, the RTG on 238Pu are widely used for long-term autonomous power supply of spaceships due to the following positive properties of 238Pu: high specific heat generation rate, long half-life, weak emission of neutrons and ?-rays. Isotope 238Pu may be produced by neutron irradiation of 237Np (main component of transuranium radioactive wastes) in nuclear reactors. The paper considers application of 232U for the same purpose because of the following positive properties of 232U: power elevation during initial 10 years of the RTG operation (effect of a and ß-emitters in 232U decay chain), long half-life (comparable with 238Pu half-life). Unfortunately, 232U decay chain includes also intense emitters of high-energy ?-rays. As a compromise, a possibility is considered to create the RTG based on mixture of 238Pu with small (below 5%) additive of 232U. Such RTG will be able to keep long-term stable operation at high power level. The following two-step technology is proposed to produce 232U: generation of 231Pa in thorium blanket of hybrid thermonuclear reactors and subsequent neutron irradiation of 231Pa in nuclear reactors till accumulation of significant 232U quantities.

2020, Shmelev, A. N., Geraskin, N. I., Kulikov, G. G., Kulikov, E. G., Apse, V. A., Glebov, V. B., Гераскин, Николай Иванович, Куликов, Геннадий Генрихович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Апсэ, Владимир Александрович, Глебов, Василий Борисович

© Published under licence by IOP Publishing Ltd.The article is devoted to the urgent problem of large-scale production of plutonium-238. Various starting isotopes and Pu-238 production schemes are analyzed. The isotope characteristics of the chain based on the starting Np-237 isotope are presented. It has been substantiated that the region of neutron resonant absorption for the isotope Np-237 is the preferred spectrum of its irradiation. It is proposed to form a region with a preferred neutron spectrum in the fast reactor core for irradiation of neptunium-237. The preferred spectrum is achieved by a heterogeneous target structure including neptunium-237 and a moderator with a high atomic weight (Pb, Pb-208, Bi, Pb-Bi eutectic). It is shown that when a moderator with a high atomic weight is used, it becomes possible to form an extensive region with the preferred spectrum. In conclusion, the main conditions for the large-scale production of isotopically pure Pu-238 in a fast reactor are formulated.

2024, Шмелев, А. Н., Гераскин, Н. И., Апсэ, В. А., Глебов, В. Б., Куликов, Г. Г., Куликов, Е. Г., Кругликов, А. Е., Кругликов, Антон Евгеньевич, Гераскин, Николай Иванович, Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Глебов, Василий Борисович, Куликов, Геннадий Генрихович

В статье рассмотрена возможность наработки плутония, пригодного для радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ) космических аппаратов, при использовании америциевой фракции младших актинидов (МА) в качестве стартового материала. Предполагалось размещение такого стартового материала в центральной ТВС легководного реактора ВВЭР-1000 и быстрого реактора БРЕСТ-1200 со свинцовым теплоносителем. Показана предпочтительность использования только Am-фракции МА вместо Np-фракции и смешанной Np−Am-фракции МА. Главным преимуществом Am-фракции является принципиальная невозможность появления в плутонии нежелательного изотопа 236Pu с жестким γ-излучением продуктов его распада. Сравнение условий наработки плутония, пригодного для РИТЭГ, в реакторах ВВЭР-1000 и БРЕСТ-1200 говорит о более высоких темпах производства такого плутония в быстром реакторе БРЕСТ-1200.

2024, Шмелев, А. Н., Апсэ, В. А., Глебов, В. Б., Куликов, Г. Г., Куликов, Е. Г., Кругликов, А. Е., Апсэ, Владимир Александрович, Глебов, Василий Борисович, Куликов, Геннадий Генрихович, Куликов, Евгений Геннадьевич

Анализируется возможность накопления низкофонового плутония, пригодного для использования в радиоизотопных термоэлектрических генераторах, в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя (реактор типа ВВЭР-СКД). В качестве стартового материала рассматривалась двуокись нептуния из состава младших актинидов, основных компонентов трансурановых радиоактивных отходов. Получение полезного низкофонового плутония из бесполезных радиоактивных отходов можно оценивать как один из путей к обезвреживанию отходов ядерной промышленности. Сборка, содержащая стартовый материал, размещалась в центре активной зоны реактора, в зоне максимальной плотности потока нейтронов для интенсификации наработки плутония. В расчетных исследованиях применен мультифизический подход с взаимосвязанным анализом нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в активной зоне реактора ВВЭР-СКД. Показано, что накопление значимых количеств низкофонового плутония, удовлетворяющего требованиям по низкому содержанию 236Pu и по высокому содержанию 238Pu, возможно при выполнении следующих условий. Первое – решетка нептуниевых стержней в центральной сборке должна быть достаточно просторной с высокой объемной долей теплоносителя. Второе – центральная сборка должна окружаться сборками, создающими защитный барьер против быстрых нейтронов деления, усиливающих пороговую 237Np(n, 2n)236Pu-реакцию. Такой барьер могут создать сборки, содержащие природный или радиогенный свинец. Приведены расчетные оценки темпа накопления низкофонового плутония в центральной сборке с просторной решеткой нептуниевых стержней, окруженной свинцовыми защитными сборками.

2023, Шмелев, А. Н. , Куликов, Геннадий Генрихович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Апсэ, Владимир Александрович

Рассмотрена возможность применения теории малых возмущений для оценки изменения времени жизни мгновенных нейтронов при варьировании изотопного состава отдельных зон быстрого реактора со свинцовым теплоносителем. Получены формулы обобщенной теории малых возмущений для производной времени жизни мгновенных нейтронов, которое рассматривается как дробно-билинейный функционал плотности потока и ценности нейтронов. Предложен численный алгоритм пошагового применения формул теории малых возмущений для оценки изменения времени жизни мгновенных нейтронов, вызванного сильным возмущением изотопного состава реактора, например, полной заменой материала отражателя. Показано преимущество предлагаемого подхода, заключающееся в принципиальной возможности оценки роли и вклада различных процессов, изотопов и энергетических групп в общее изменение времени жизни мгновенных нейтронов при значительном изменении состава реактора.

2020, Kulikov, G. G., Shmelev, A. N., Apse, V. A., Kulikov, E. G., Куликов, Геннадий Генрихович, Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Евгений Геннадьевич

© Published under licence by IOP Publishing Ltd.The paper analyzes a possibility to involve hybrid thermonuclear reactors into the existing nuclear power systems. The possibility is related with production of non-traditional nuclear fuel in thorium blanket of hybrid thermonuclear reactors on D-T plasma. Non-traditional peculiarity of such a fuel consists in significant amounts of some non-traditional isotopes, namely231Pa and232U, together with traditional uranium isotope233U in the fuel. High-energy (14.1 MeV) thermonuclear neutrons can provide accumulation of significant231Pa and232U quantities through threshold (n,2n) and (n,3n) reactions. The promising features of the non-traditional fuel composition for nuclear power thermal reactors, basic component of the existing world-wide nuclear power industry, are defined by the following factors. As is known, 233U is able to provide more economical neutron balance in thermal reactors than235U and reactor-grade plutonium. The better neutron balance can result in higher values of the fuel breeding ratio and, as a consequence, in relaxation of the thermal reactors fuel self-sustainability problem. Isotopes231Pa and232U, being fertile and moderate fissionable nuclides, are able to stabilize time-dependent evolution of the thermal reactors power, prolong the thermal reactors lifetime through higher values of the fuel burn-up. Isotope232U, being intense a-emitter, is able to prevent any attempts for unauthorized usage of233U in nuclear explosive devices, i.e.232U can strengthen regime of nuclear non-proliferation. Thus, the hybrid thermonuclear reactors on D-T plasma with thorium blanket can be involved into nuclear power systems for generation of non-traditional, very promising fuel compositions for traditional nuclear power reactors.

2023, Шмелев, А. Н., Гераскин, Н. И., Апсэ, В. А., Глебов, В. Б., Куликов, Г. Г., Куликов, Е. Г., Куликов, Евгений Геннадьевич, Гераскин, Николай Иванович, Куликов, Геннадий Генрихович, Глебов, Василий Борисович, Апсэ, Владимир Александрович

В работе рассматривается влияние нейтронов деления, приходящих из бланкета термоядерной установки в плазму, и которые могут усилить реакции синтеза, включая воспроизводство трития через 3He(n,p)T-реакцию.

2023, Шмелёв, А. Н., Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Геннадий Генрихович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Глебов, Василий Борисович, Гераскин, Николай Иванович

Приведены расчетные оценки принципиальной возможности крупномасштабной наработки 238 Pu в активной зоне энергетического реактора типа ВВЭР-1000. Предлагается использовать Np-фракцию младших актинидов из состава трансурановых радиоактивных отходов в качестве стартового материала. Облучательное устройство с NpO2 -твэлами размещается в центре активной зоны реактора. Варьирование шага решетки NpO2-твэлов и окружение облучательного устройства слоем тяжелого замедлителя применяется с целью создания оптимальных спектральных условий для крупномасштабной (~ 3 кг/г.) наработки кондиционного плутония с требуемым изотопным составом (не менее 85% 238 Pu и не более 2 ppm 236Pu). Плутоний такого изотопного состава пригоден для использования в качестве теплового источника в радиоизотопных термоэлектрических генераторах и в кардиостимуляторах. Показано, что расчетные масштабы наработки 238 Pu в энергетическом реакторе типа ВВЭР значительно превосходят имеющиеся масштабы его наработки в исследовательских реакторах

2020, Kulikov, G. G., Shmelev, A. N., Kruglikov, A. E., Apse, V. A., Kulikov, E. G., Куликов, Геннадий Генрихович, Кругликов, Антон Евгеньевич, Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Евгений Геннадьевич

© Published under licence by IOP Publishing Ltd.The paper aims at studying specific peculiarities in isotope composition of thorium blanket under irradiation by fusion neutron source (FNS) in hybrid thermonuclear reactor (HTR). High-energy (14 MeV) component of neutron spectrum in thorium HTR blanket results in production of non-traditional fissile mixture including not only233U, but also231Pa232U and 234U. Extraction of such non-traditional fuel from spent Th-blanket and its utilization in traditional nuclear power reactors could increase fuel burn-up and strengthen regime of nuclear non-proliferation. The detailed investigations of these positive effects require high-precision neutron-physical analyses of thorium HTR blanket. The results obtained in these investigations are presented in the paper. The following results were obtained: the chosen model of HTR allowed us to form high-energy neutron spectrum in Th-blanket with significant fraction of 14 MeV neutrons; it was evaluated that threshold (n,2n) and (n,3n)-reactions are able to produce significant amounts of non-traditional target isotopes231Pa and232U; it was shown that accumulation of non-traditional target isotopes weakened substantially in depth of Th-blanket. So, it seems reasonable to seek for optimal thickness of Th-blanket and, thus, to find optimal loading of natural thorium.

2024, Шмелев, А. Н., Гераскин, Н. И., Апсэ, В. А., Глебов, В. Б., Куликов, Г. Г., Куликов, Е. Г., Куликов, Евгений Геннадьевич, Гераскин, Николай Иванович, Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Геннадий Генрихович

В статье рассмотрена возможность наработки плутония, пригодного для радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя. В качестве стартового материала использована смесь нептуниевой и америциевой фракции младших актинидов из состава трансурановых радиоактивных отходов. Предполагалось размещение стартового материала в центральной ТВС реактора. Показано, что накопление значимых количеств плутония с малым содержанием 236Pu (не выше 2 ppm) и с высоким содержанием 238Pu (не ниже 80%), возможно при окружении центральной ТВС слоем сборок, заполненных свинцом. Эти сборки должны создать барьер против быстрых нейтронов деления, способных повысить долю 236Pu через пороговую 237Np(n,2n)236Pu реакцию. Приведены расчетные оценки темпа накопления плутония, пригодного для РИТЭГ, в центральной (Np,Am)-ТВС, окруженной такими защитными сборками.