2023

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., 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

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.