Препринты

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

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

Аннотация

Рассмотрены физические аспекты наработки минорных актинидов (МА) в ЯЭ и основные положения концепции выжигания/трансмутации МА. На основе расчетной модели развития ЯЭ России проведена оценка накопления нептуния, америция и кюрия на горизонте 21-го столетия. Показано, что накопление МА отечественной ЯЭ будет значительным, причем в случае перехода к двухкомпонентной ядерной энергетической системе с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле имеет место существенное сокращение наработки америция и нептуния. Оценено возможное увеличение накопления МА в случае возврата в Россию ОЯТ зарубежных энергоблоков российского дизайна.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Тыклеева К.В., Забродская С.В., Попов Э.П., Гришина С.В.

Аннотация

В настоящей работе приведено описание библиотеки основных данных для 297 радионуклидов, необходимых для автоматического определения класса твердых радиоактивных отходов (ТРО) в расчетных программах.

В предлагаемой библиотеке для каждого радионуклида приведены следующие данные:

1. названия нуклидов;
2. величины периодов полураспада нуклидов;
3. значения удельных активностей ограниченного и неограниченного использования материала и металла;
4. величины активностей радионуклидов на границах диапазонов активностей, которые определяют принадлежность радионуклида к одному из 4 основных классов РАО;
5. величины суммарных энерговыделений при одном распаде нуклидов.

Перечисленные выше данные используются для оценки класса РАО различных сборок, конструкционных элементов реактора, натрия 1 контура (превращенного в камень), отвержденных жидких радиоактивных отходов, топлива сборок, а также переработанных в твердое состояние остатков топлива, осколков от деления топлива, сталей различных сборок в замкнутом топливном цикле.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

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

Аннотация

Рассмотрены основные технологические решения при производстве, хранении и транспортировке водорода. Показано, что естественным ограничителем для наработки водорода методом паровой конверсии метана с использованием реактора ВТГР служат российские ресурсы природного урана. Рассмотрен ряд мероприятий для преодоления ресурсного барьера, в частности экономия природного урана за счет использования плутония. Другой технологией производства водорода является электролиз воды. Однако при использовании ископаемого топлива энергоэффективность процесса оказывается чрезвычайно низка. Электролиз может считаться эффективным при использовании возобновляемого источника энергии или ядерного источника с КВ>1, т.е. когда запас первичной энергии можно считать практически бесконечным. Приводится анализ вариантов хранения и транспортировки водорода с соответствующим набором критериев.

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

Коробейников В.В., Колесов В.В., Михалёв А.В., Пупко Л.П.

Аннотация

Проведены теоретические исследования спектральных и гетерогенных эффектов для повышения эффективности выжигания минорных актинидах в реакторе на быстрых нейтронах типа БН-600. В рамках исследований решены следующие задачи:
- Проведены расчёты активных зон быстрых реакторов с топливом U-238+Am-241 и Th-232+Am-241 для выжигания Am-241;
- Оценено влияние спектральных эффектов на разные варианты выжигания Am-241 в реакторе типа БН-600;
- Рассчитаны эффекты гетерогенности при выжигании Am-241 в реакторе на быстрых нейтронах с уран-ториевым топливом;
- Проведено моделирование выжигания минорных актинидов при разных способах их размещения в реакторе типа БН-600 показало наиболее эффективные пути утилизации минорных актинидов;
Исследована эффективность выжигания Am-241 в быстро-тепловой системе на основе реактора типа БН-600.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

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

Аннотация

В работе изложены результаты расчетов содержания ²³²U в уране при многократном рецикле топливных материалов в быстрых реакторах. Расчетным путем исследовано влияние различных режимов рецикла топливных материалов в быстром реакторе — рецикла только плутония, урана или их смеси, временных параметров внешнего топливного цикла и др. — на накопление ²³²U. При этом учитывались частичные перегрузки топлива и топливные переделы в рамках замкнутого топливного цикла быстрого реактора. Показано, что достаточно быстро — после 2-й микрокампании — содержание ²³²U в уране достигает предельно допустимых значений при производстве уранового топлива для тепловых реакторов на ЭМЗ. Вместе с тем отмечается, что в случае топливного цикла быстрых реакторов с МОКС-топливом, когда используется защищенное производство, использование такого урана, по-видимому, допустимо при непревышении выдержки регенерированного урана после его химического выделения определенного предела по времени. Тем не менее все аспекты использования рефабриката урана, особенно радиационной обстановки на этапах топливного цикла, требуют дальнейших исследований.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Шагинян Р.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю.

Аннотация

Исследована зависимость удельной активности различных нуклидов (⁶⁰Co, ⁶³Ni, ¹⁷⁷Lu, ²³⁸Pu), полученных из разных мишенных материалов (⁵⁹Co, ⁶²Ni, ⁶³Cu, ¹⁷⁶Lu, ¹⁷⁶Yb, ^241Am, ²³⁷Np) путём облучения каждой группы одногрупповым потоком, от энергетической структуры спектра нейронного потока и времени облучения.

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.