Препринты

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Коробейников В.В., Колесов В.В., Игнатьев И.А.

Аннотация

Проведены исследования по выжиганию минорных актинидов (МА) в реакторе, который вместо традиционных видов ядерного топлива — урана или/и плутония — использует полный набор МА, извлекаемых из ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах. Преимущества реализации такого подхода к трансмутации МА состоят в том, что при таком подходе происходит утилизация долгоживущих отходов и при этом производится энергия, которую можно использовать, например, для производства электричества. Кроме того, если использовать, например, реактор с урановым или МОКС-топливом для трансмутации, то кроме выжигания «чужих» минорных актинидов, он дополнительно наработает «свои». В случае топлива из одних минорных актинидов будут выжигаться только «свои».

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Пупко Л.П.

Аннотация

В работе применительно к коду CYCLE, предназначенному для моделирования и системного анализа ядерного топливного цикла, излагается алгоритм моделирования топливного цикла быстрого реактора при переходе ядерной энергетики России в режим двухкомпонентной ЯЭС с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ЯТЦ. Моделируется изменение нуклидного состава выгружаемого топлива при выгорании топлива в быстром реакторе с учетом частичных перегрузок и изменяющегося во времени вектора потребляемого плутония.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Гулевич А.В., Декусар В.М., Мосеев А.Л., Гурская О.С.

Аннотация

Сценарные исследования показывают, что при переходе к двухкомпонентной ЯЭС при отложенной переработке ОЯТ реакторов БН и даже при отказе в них от бокового воспроизводящего бланкета количество выделенного и выделяемого плутония оказывается достаточным для ввода и продолжения эксплуатации малой серии реакторов БН. Полномасштабную переработку ОЯТ БН целесообразно начать после 2050 г. на централизованных топливных производствах, когда можно ожидать, что количество ОЯТ быстрых реакторов окажется достаточным, чтобы удельная стоимость его переработки существенно снизилась. При этом преимущественное использование наиболее «свежего» плутония, содержащего максимальное количество ²⁴¹Pu, позволяет сократить количество накапливаемого америция в сбалансированной по плутонию системе до двух раз без непосредственного обращения с ним. Такой подход позволяет существенно снизить удельную топливную составляющую стоимости производства электроэнергии при заметном снижении полной стоимости. Еще более существенный эффект достигается при учете масштабного фактора при фабрикации и рефабрикации свежего топлива и переработке ОЯТ.

На основе полученных результатов предлагается поэтапная схема начального этапа перехода к двухкомпонентной ЯЭС с быстрыми реакторами типа БН и тепловыми реакторами ВВЭР с замыканием ЯТЦ.

УДК 621.039.54

Читать препринт полностью

Авторы

Стогов В.Ю., Шагинян Р.А., Шакиров А.М.

Аннотация

Рассмотрены поглощающие свойства HfHx как замены B₄C в органах СУЗ быстрых реакторов.

УДК 621.039.534.632.4

Читать препринт полностью

Авторы

Сутягина Р.О., Алексеев В.В., Сутягин И.А.

Аннотация

Проведен анализ существующих систем очистки от примесей натриевого теплоносителя быстрых реакторов с акцентом на очистку теплоносителя в контуре. Системы очистки теплоносителя являются необходимым элементом любой реакторной установки. Поддержание необходимой чистоты жидкометаллического теплоносителя как в процессе подготовки его к загрузке в установку, так и на работающей ядерно-энергетической установке является одной из задач технологии жидкометаллических теплоносителей. Примеси, неизбежно присутствующие в теплоносителе и постоянно поступающие в него, могут вызывать эффекты, усложняющие эксплуатацию таких установок. Это указывает на важность разработок в области методов очистки теплоносителя.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Зродников А.В., Декусар В.М., Гурская О.С., Коробейников В.В., Мосеев А.Л., Егоров А.Ф., Пупко Л.П.

Аннотация

Предложен подход к расчетному определению приведенной удельной топливной составляющей стоимости (ТСС) производимой в двухкомпонентной ЯЭС электроэнергии с учетом наработки в ней плутония. Подход основан на включении в доходы двухкомпонентной ЯЭС дополнительного экономического эффекта, который может быть получен за счет реализации по рыночной цене природного урана, высвобождаемого при замещении тепловых реакторов быстрыми реакторами с МОКС-топливом на основе расширенно воспроизводимого в системе плутония. При этом необходимым условием становится совместное рассмотрение реакторных частей топливного цикла быстрых и тепловых реакторов. Разработанная методика учитывает наработку плутония в быстрых и тепловых реакторах и соответствующее расширение электрогенерации на быстрых реакторах. Получены соотношения, которые связывают основные нейтронно-физические, топливные характеристики и экономические показатели ядерного энергоблока и топливного цикла ЯЭС. С использованием изложенной методики проведено расчетное исследование ТСС для быстрого натриевого реактора Результаты показали, что в рассмотренном случае учет наработки плутония приводит к снижению ТСС почти в 2 раза и, следовательно, к значительному снижению полной удельной стоимости производства электроэнергии – значения LCOE.

УДК 621. 039

Читать препринт полностью

Авторы

Косякин Д.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю.

Аннотация

Радикальное сокращения объёмов МА, содержащихся в ОЯТ энергетических реакторов, возможно за счёт их трансмутации — перевода долгоживущих радиоактивных изотопов в короткоживущие или стабильные при их облучении в ядерных реакторах. Однако различие свойств МА, характеристик различных типов ядерных реакторов и способов трансмутации требует проведения комплексной оценки и выбора путей обращения как с отдельными нуклидами — Np-237, Am, Сm, так и выработки общей позиции о способах реализации трансмутации МА. Особенностью данной работы является исследование зависимости эффективности трансмутации Am-241 от энергетической структуры спектра нейтронного потока. Результаты исследования позволяют определить спектральные условия, при которых эффективность трансмутации будет максимальной.

УДК 631.039.519.4

Читать препринт полностью

Авторы

Бедняков С.М., Безбородов А.А., Клинов Д.А., Михайлов Г.М., Семенов М.Ю.

Аннотация

Стенд БФС предназначен для изучения нейтронно-физических характеристик критсборок, в том числе моделей реакторов на быстрых нейтронах. На БФС может быть апробирована процедура загрузки топлива в активную зону при пуске быстрого реактора с целью обоснования ее ядерной безопасности. На критической сборке с помощью стандартных средств моделирования БФС может быть собрана конфигурация быстрого реактора с минимальной критической массой и измерена эффективность ее систем управления и защиты двумя различными методами с целью повышения надежности измерений. Обосновано моделирование набора критмассы со стартовой загрузкой активной зоны быстрого реактора. Предложена оценка эффективности его органов системы управления и защиты также двумя различными методами. Учтено изменение эффективности органов СУЗ быстрого реактора при переходе от минимальной критической загрузки к стартовой активной зоне. Эффективности органов СУЗ должны соответствовать требованиям по ядерной безопасности к проекту быстрого реактора.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Зродников А.В., Коробейников В.В., Мосеев А.Л., Егоров А.Ф., Декусар В.М., Гурская О.С., Пупко Л.П.

Аннотация

В работе предлагается подход к расчетному обоснованию поэтапного перевода атомной энергетики России в режим двухкомпонентной ЯЭС с централизованным замкнутым ЯТЦ. Проведены расчетно-аналитические исследования в обоснование создания двухкомпонентной ЯЭС и разработаны рекомендации по выбору структуры двухкомпонентной ЯЭС с оптимальными, с учетом экспортного потенциала, технико-экономическими показателями. Структура такой ЯЭС должна обеспечивать реализацию полного пакета экспортных топливных услуг замкнутого ЯТЦ, а также учитывать неопределённость вектора развития ЯЭ России, включающую основные развилки и ключевые этапы.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Зродников А.В., Коробейников В.В., Мосеев А.Л., Егоров А.Ф., Декусар В.М., Гурская О.С.

Аннотация

В работе предлагается подход к расчетному обоснованию поэтапного перевода атомной энергетики России в режим двухкомпонентной ЯЭС с централизованным замкнутым ЯТЦ, основанный на использовании методов многокритериального анализа. При этом рассматриваются варианты развития ядерной энергетики, учитывающие неопределенность будущего.

Для выбора наиболее предпочтительных путей технологического развития и оценки эффективности ЯЭС используется ограниченный набор системных критериев выбора и показателей эффективности, охватывающий экономику, экспортный потенциал, конкурентоспособность, эффективное обращение с ОЯТ и РАО, потребление природного урана, а также инновационный потенциал развития.

УДК 621.039.54

Читать препринт полностью

Авторы

Стогов В.Ю.

Аннотация

Описаны процессы изменения изотопного состава плутония в нейтрон-ном потоке быстрого реактора. Оценены условия получения необходимой доли делящихся изотопов в выгружаемом плутонии для его использования в реакторе на тепловых нейтронах.

УДК 536.24.621.181.6

Читать препринт полностью

Авторы

Кириллов П.Л., Богословская Г.П.

Аннотация

Кризис теплообмена — одна из острейших проблем в энергетике тепловых и атомных станций. Начало серьезных исследований относится к 30–40 годам XX века. Большое количество ученых разных стран на протяжении 70–80 лет проводили сложные эксперименты на различных стендах, накопили десятки тысяч результатов, которые превращены в расчетные методики в виде формул и скелетных таблиц.

Текст содержит краткие сведения о четырех ученых России, США, Канады, внесших, по мнению авторов, наибольший вклад в понимание физики процесса и методов расчета (Самсон Семенович Кутателадзе, Новак Зубер, Василий Ефимович Дорощук, Дионисий Гроеневельд). Выбор этих ученых определялся тем, что именно они обнаружили и объяснили основные явления, сопровождающие кризис теплообмена при кипении, и создали практические расчетные методики своего времени. Важным обстоятельством было личное знакомство с ними.

УДК 621.039.531

Читать препринт полностью

Авторы

Соловьёв В.А., Тарасиков В.П.

Аннотация

Предлагается модель радиационного распухания металлов, которая основана на представлении об образовании локальных областей плавления в матрице твёрдого тела и имеющихся экспериментальных и теоретических данных. При нейтронном облучении нейтрон, упруго взаимодействуя с атомом конструкционного материала, передаёт ему часть энергии, образуя так называемый первично выбитый атом (ПВА). Этот атом, обладая большой энергией, полученной от нейтрона, передает её своим соседям в результате каскада соударений. В процессе соударений происходит переход кинетической энергии в тепловую, в результате чего происходит разогрев атомов каскадной области и переход части атомов в жидкое состояние. Увеличение объёма каскадной области, связанное с расширением при разогреве и плавлении, происходящее в короткое время, равносильно микровзрыву. Микровзрыв приводит к деформации окружающей матрицы. В результате закалки на месте каскада (микровзрыва) остаётся пора или область разрыхления, а в окружающей пору области — дислокации, полученные в результате деформации.

УДК 621.039.586

Читать препринт полностью

Авторы

Мухамадеев Р.И., Баранаев Ю.Д.

Аннотация

В настоящей работе изложен принятый в Отчете по углубленному обоснованию безопасности (ОУОБ) энергоблоков Билибинской АЭС методический подход к анализу последствий запроектных аварий РУ ЭГП-6 для населения, включающий определение перечня исходных событий и сценариев аварий, оценку влияния физических и конструктивных особенностей РУ ЭГП-6 на протекание и формирование радиационных последствий аварий, обоснование возможности редукции количества исследуемых исходных событий и аварийных сценариев, критерии классификации аварий по группам по результатам анализа с выявлением аварий, потенциально приводящих к наибольшим радиологическим последствиям для населения.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Усанов В.И., Коробейников В.В., Декусар В.М., Егоров А.Е., Мосеев А.Л., Гурская О.С., Пупко Л.П.

Аннотация

В работе представлен обзорный материал о целях и результатах конкретных проектов, осуществленных в рамках международного проекта ИНПРО с участием российских организаций с 2001 г., когда началась деятельность по проекту. За прошедшие два десятилетия своего развития проект ИНПРО доказал, что он является успешным международным проектом с широкой поддержкой стран — членов МАГАТЭ, отраженной в резолюциях Генеральных конференций этой организации. С российской стороны основной вклад в проект вносят специалисты, номинированные Госкорпорацией «Росатом». В настоящем обзоре дана информация о проектах ИНПРО, выполненных с участием российских организаций и, как правило, инициированных российской стороной.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Усанов В.И., Пупко Л.П.

Аннотация

В работе представлен обзор с краткими сведениями о проекте ИНПРО, его роли в международной деятельности и основных достижениях с момента организации проекта 2000 г. За прошедшие два десятилетия своего развития под эгидой МАГАТЭ проект ИНПРО достиг значимых результатов, получил широкую поддержку стран — членов МАГАТЭ и, по существу, стал программой работы Агентства в области развития инновационных ядерно-энергетических систем. В приведенных материалах дана информация об основных результатах деятельности проекта по созданию уникальной платформы для сотрудничества стран-поставщиков ядерно-энергетических технологий и стран-пользователей, по разработке инновационных подходов в сфере технологий, в институциональных вопросах и инфраструктуре глобальной ядерной энергетики.

УДК 621.039.51.17

Читать препринт полностью

Авторы

Андрианова О.Н., Жердев Г.М., Мантуров Г.Н., Теплухина Е.С.

Аннотация

Потребность создания взаимосогласованных расчетных моделей для прецизионных и инженерных нейтронно-физических кодов обусловлена требованиями к аттестации и верификации программного и константного обеспечения в соответствии с Положением о проведении верификации и экспертизы программных средств по направлению «Нейтронно-физические расчеты» (РБ-061-11). Ключевым требованием является реализация методически прозрачной и воспроизводимой процедуры оценки методической и константной компонент погрешности расчёта, которая может быть выполнена только при наличии взаимосогласованных расчетных моделей. В работе на примере серии измерений, выполненных на трех критических конфигурациях БФС-61, обсуждаются факторы, которые необходимо учитывать при создании такого рода моделей, и особенности их применения для расчетов нейтронно-физических характеристик критических сборок БФС. Также продемонстрированы улучшенные функциональные возможности актуализированного программного и константного обеспечения для расчетно-экспериментального анализа интегральных экспериментов на БФС (РОСФОНД/БНАБ-РФ, CONSYST, MMK), позволяющие существенно сократить время и минимизировать вероятность возникновения ошибок при составлении взаимосогласованных расчетных моделей для различных кодов и корректно оценивать методическую и константную компоненты погрешности расчетов в соответствии с РБ-061-11.

УДК 614.876

Читать препринт полностью

Авторы

Селиверстов И.Н., Перегудова О.О., Цикунов А.Г., Забродская С.В., Мухамадеев Р.И.

Аннотация

Настоящая работа является продолжением работ по анализу данных и расчетных методик в программе ВЫБРОС-3.1 и развитию новых программных комплексов, предназначенных для расчетного моделирования радиационных последствий продолжительных и кратковременных выбросов при эксплуатации реакторов типа БН. В данной работе основное внимание уделяется библиотекам констант при расчете индивидуальных доз по пищевым цепочкам.

УДК 539.125.523.43

Читать препринт полностью

Авторы

Ломаков Г.Б., Мантуров Г.Н.

Аннотация

Универсальные расчетные средства не позволяют обеспечить достаточное быстродействие системы, когда речь идет о сопровождении или расчете изменений нейтроннофизических характеристик во времени определенной ядерной установки. Время тратится на заложенные в программе алгоритмы и методики, позволяющие описать широкий спектр ядерных объектов, и, зачастую, не влияющих на характеристики данной рассчитываемой установки. Поэтому, создавать скоростную проблемноориентированную систему необходимо под конкретную установку с заранее известными функционалом и потребностями. Документ содержит описание некоторых основ для создания скоростной системы нейтроннофизических констант.

УДК 530.517.4

Читать препринт полностью

Авторы

Кириллов П.Л., Маклачкова Т.А.

Аннотация

Современные условия позволяют получить сведения, которые при открытом обсуждении в широком кругу специалистов научного сообщества могут наметить или даже определить целесообразность того или иного направления настоящих и будущих исследований. На сайте http://www.sciencedirect.com можно узнать о те мах или направлениях, которые в наибольшей степени привлекают исследовате лей разных стран.

Задачей настоящей публикации является подготовка обсуждения одного из направлений развития АЭС четвертого поколения, имеющего уже большой задел в тепловой энергетике разных стран. Количество ежегодных публикаций по этой теме является наибольшим среди других подобных тем, посвященных IV поколе нию АЭС.

Опираясь на опыт эксплуатации ЯЭУ с водой, как теплоносителем, следует полагать, что тенденция строительства водоохлаждаемых АЭС сохранится в ближайшие 30–50 лет. Задачей развития других типов реакторов на данном этапе будет пока только демонстрация их возможностей и применимости для будущей энергетики и общества.