Орлов М.А.
В работе на основании нейтронно-физических расчетов предлагаются способы технологического упрощения обеспечения равновесного по реактивности режима (с выбегом реактивности по микрокампании, не превышающим эффективную долю запаздывающих нейтронов) в течение всего срока службы реактора на быстрых нейтронах, пускаемого на нитридном обогащенном урановом топливе и в дальнейшем функционирующего в замкнутом топливном цикле. Расчеты в режиме частичных перегрузок выявили возможность выполнения этого основополагающего требования «естественной безопасности» за счет лишь 1-2 изменений в параметрах загрузки активной зоны в переходном режиме от стартового уранового к равновесному по изотопному составу уран-плутониевому топливу. Попутно предлагается увеличивать глубину выгорания топлива. Предпочтение отдается варианту регулирования нейтронно-физических характеристик активной зоны за счет изменения толщины зазора между топливом и оболочкой в твэлах с жидкометаллическим подслоем. Рассматривается также консервативный вариант с изменением таблеточной плотности топлива в твэлах с газовым зазором и перспективный вариант изменения концентрации в топливе слабопоглощающего изотопа 15N. Предложены способы оптимизации стратегии использования минорных актинидов для снижения выбега реактивности в переходном режиме и денатурации нарабатываемого в стартовой урановой загрузке плутония.
Работа представляется актуальной в связи с предполагаемым повышением конкурентоспособности реакторов на быстрых нейтронах (в частности, снижением стоимости вырабатываемой ими электроэнергии) в случае их пуска на обогащенном уране вместо уран-плутониевого топлива уже в ближайшей перспективе (этот тезис сейчас проверяется).
1. Наумов В.В., Орлов В.В., Смирнов В.С. Топливный баланс ядерной энергетики с быстрыми реакторами без уранового бланкета. Атомная энергия, 1994, том 76, вып. 4, с. 349–350.
2. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Джалавян А.В., Лопаткин А.В., Муравьев Е.В., Орлов В.В. Вклад НИКИЭТ в формирование стратегии развития ядерной энергетики России. Атомная энергия, 2007, том 103, вып. 1, с. 5–15.
3. Смирнов В.С., Уманский А.А. Старт быстрых реакторов на обогащенном уране – возможность крупномасштабного развития ядерной энергетики без высокого бридинга плутония. Бюллетень по атомной энергии, 2008, № 8, с. 26–31.
4. Муравьев Е.В. Топливообеспечение ядерной энергетики с вводом быстрых реакторов. Известия Академии наук. Энергетика, 2014, №5, с. 75–86.
5. Baschwitz A., Mathonniere G., Gabriel S., Eleouet T. Deployable nuclear fleet based on available quantities of uranium and reactor types — the case of fast reactors started up with enriched uranium. Proceedings of Global 2015. Paris, France, 2015, pp. 31–40.
6. Orlov M. Complex discussion of inhereht safety fast reactors start-up with enriched uraniun concept (strategical, economical aspects, problems of neutron physics etc.). R&D program proposal. Proc. Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development. Yekaterinburg, 2017, pp. 454.
7. Волков И.А., Симоненко В.А., Макеева И.Р., Дырда Н.Д., Белоногов М.Н., Трапезников М.А. Использование обогащенного урана в быстром реакторе со свинцовым теплоносителем. Атомная энергия, 2016, том 121, вып. 1, с. 20–25.
8. Орлов В.В., Лемехов В.В., Смирнов В.С., Уманский А.А. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Патент РФ, № 2501100, 2013.
9. Chernobrovkin Y., Shevchenko A., Rodina E., Dedul A., Lopatkin A., Leonov V. Fundamental approaches to high-power fast reactors core development. Proc. Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development. Yekaterinburg, 2017, pp. 19.
10. Lyon W.F., Baker R.B., Legget R.D. Performance analysis of a mixed nitride fuel system for an advanced liquid metal reactor. Proc. "LMR: a decade of LMR progress and promise". Washington, D.C., USA, 1990.
11. Bauer A.A., Brown J.B., Fromm E.O., Storhok V.W. Mixed Nitride Fuel Irradiation Performance. Proc. of ANS Conf. on Fast Reactor Fuel Element Technology, Materials Science and Technology Division. Hinsdale, Illinois, 1971, pp. 785-818.
12. Delage F., Carmack J., Lee C.B., Mizuno T., Pelletier M., Somers J. Status of advanced fuel candidates for Sodium Fast Reactor within the Generation IV International Forum. Journal of Nuclear Materials, 2013, vol. 441, pp. 515–519.
13. Грачев А.Ф., Забудько Л.М., Глушенков А.Е., Иванов Ю.А., Киреев Г.А., Скупов М.В., Гильмутдинов И.Ф., Гринь П.И., Звир Е.А., Крюков Ф.Н., Никитин О.Н. Исследования смешанного нитридного уран-плутониевого топлива в рамках проекта «Прорыв». Атомная энергия, 2017, том 122, вып. 3, с. 156-167.
14. Mark J. Carson. Explosive Properties of Reactor-Grade Plutonium. Science&Global Security, 1993, vol. 4, pp. 111–128.
15. Аврорин Е.Н., Чебесков А.Н. Быстрые реакторы и проблема ядерного нераспространения. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, № 1, c. 64–76.
