DOI: 10.55176/2414-1038-2019-2-117-126
Авторы
Каграманян В.С., Чебесков А.Н., Декусар В.М., Гурская О.С.
Организация
Акционерное общество «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Каграманян В.С. – советник генерального директора, кандидат технических наук.
Чебесков А.Н. – главный научный сотрудник, доктор технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-84-13; e-mail:
Декусар В.М. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук.
Гурская О.С. – научный сотрудник.
Аннотация
К настоящему времени в мире предложено несколько концептуальных моделей организации двухкомпонентной ядерно-энергетической системы. В настоящей статье представлены принципиальные схемы этих моделей, кратко описаны их основные задачи и перспективы реализации во времени. В условиях невысоких темпов развития энергетики вообще и атомной энергетики в частности, учитывая сравнительно дешевые ресурсы органических энергоносителей и урана, а также выход на арену энергетики возобновляемых источников энергии, представляется практически невозможным осуществить массовый ввод быстрых реакторов в ближнесрочной и даже в среднесрочной перспективе. К тому же потребуется еще время и немалые усилия для выхода быстрых реакторов и технологий замкнутого ЯТЦ на коммерческий конкурентоспособный уровень. Реализация моделей с усовершенствованными тепловыми и быстрыми реакторами, а также модели с быстрыми реакторами-выжигателями потребует разработку и создание новых видов топлива, новых технологий ЯТЦ, что отодвигает решение проблемы ОЯТ на долгосрочную перспективу. В результате, на основе проведенного предварительного анализа предлагается модель двухкомпонентной ядерно-энергетической системы с тепловыми и быстрыми реакторами, работающими в едином замкнутом ядерном топливном цикле. Такая модель на основе существующих и продемонстрированных технологий тепловых и быстрых реакторов может решить основные проблемы современной атомной энергетики, состоящие в неконтролируемом накоплении объемов ОЯТ тепловых реакторов и неэффективном использовании природного урана.
Ключевые слова
атомная энергетика, быстрые реакторы БН, двухкомпонентная ядерно-энергетическая система, замкнутый ядерный топливный цикл коэффициент воспроизводства, МОХ-топливо, отработавшее ядерное топливо, природный уран, тепловые реакторы ВВЭР, плутоний
УДК 621.039.51
Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2019, выпуск 2, 2:12