Авторы
Алексеев П.А., Мокшанов Н.А., Пышко А.П.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Алексеев П.А. – старший научный сотрудник, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-41-61; e-mail:
Мокшанов Н. А. – инженер-исследователь 2-й категории.
Пышко А.П. – начальник департамента, кандидат физико-математических наук.
Аннотация
В статье приведены результаты проведенных расчетных исследований по замене ядерного топлива из высокообогащенного урана (ВОУ) на ядерное топливо из низкообогащенного урана (НОУ) применительно к космическим ядерным энергетическим установкам (КЯЭУ). Оценивалось изменение массогабаритных характеристик реакторов и радиационной защиты, изменение максимальной рабочей тепловой мощности. Кроме того, оценивалось изменение величины активности продуктов деления и актинидов, наработанных за время эксплуатации. Рассматривались реакторы с промежуточным (с замедлителем) и быстрым спектром нейтронов. С жидкометаллическим и газовым теплоносителем. При сравнении вариантов КЯЭУ с ВОУ и НОУ рассматривались реакторы, имеющие один и тот же запас реактивности. Изменялись геометрические параметры реакторов, что приводило к изменению их масс, масс радиационной защиты, максимальной рабочей тепловой мощности. Средняя максимально рабочая тепловая мощность реактора оценивалась на основании расчета мощности одного ТВЭЛа. При оценке максимальной рабочей величины тепловой мощности реактора учитывалось влияние не только геометрических параметров, но и нейтронно-физические характеристик, а именно неравномерности энерговыделения по высоте и радиусу активной зоны. Масса радиационной защиты определялась исходя из соотношений для определения предельной поглощенной дозы гамма излучения (Si) и предельного флюенса нейтронов, с энергией выше 0,1 МэВ в точке расположения полезной нагрузки. Расчеты показали, что с реакторами на промежуточных нейтронах увеличение массы КЯЭУ составляет 1,5–2 раза, с реакторами на быстрых нейтронах – 5–6 раз. Оценена радиационная безопасность КЯЭУ с НОУ по величине активности продуктов деления и актинидов, наработанных за время эксплуатации. Активности актинидов по прошествии нескольких сотен лет в остановленном реакторе с НОУ на порядок выше активности в остановленном реакторе с ВОУ.
Ключевые слова
космическая ядерная энергетическая установка, ядерное топливо из низкообогащенного урана, ядерный реактор, радиационная защита, радиационная безопасность
УДК 621.039.578:629.7
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 3, c. 76–85