Мосеев А.Л., Декусар В.М., Коробейников В.В., Елисеев В.А.
Целью работы является исследование возможности долгосрочного управления системой развивающейся или неразвивающейся ядерной энергетики. Вводится понятие управляемости топливообеспечением. Рассматриваются системы ядерной энергетики с различной структурной организацией генерирующих мощностей и замкнутым ядерным топливным циклом. Производится сравнение этих систем по потенциалу развития, соотношению между количеством тепловых и быстрых реакторов и возможностям топливообеспечения. Отмечается, что соотношение между вводимыми тепловыми и быстрыми реакторами определяется характеристиками воспроизводства, балансом плутония и природного урана в системе, а также потребностями в развитии. Особенностью рассматриваемых в данной работе двухкомпонентных систем ядерных реакторов, состоящих из тепловых реакторов разных типов и быстрых реакторов БН-1200, является то, что запасы ОЯТ реакторов всех типов в течение рассматриваемого интервала времени полностью перерабатываются и весь избыточный выделенный плутоний используется для изготовления МОКС топлива. Выдвигаются требования к характеристике воспроизводства быстрого реактора. Подчёркнута важная роль освоенных перспективных технологий с возможностью их гибкой адаптации к изменениям масштабов и темпов развития ядерной энергетики. Показано, что система, включающая усовершенствованные реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, обладающие гибким воспроизводством, может обладать повышенной устойчивостью к возможным изменениям в скорости развития ядерной энергетики. Представлены результаты моделирования сценариев топливного цикла для рассматриваемых двухкомпонентных ЯЭС.
1. Пономарев-Степной Н.Н. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле. Москва, Техносфера, 2016.
2. Егоров А.Ф., Клинов Д.А., Коробейников В.В., Мосеев А.Л., Марова Е.В., Шепелев С.Ф. Результаты многокритериального анализа сценариев развития ядерной энергетики с учётом структуры энергетики России. Вопросы Атомной Науки и Техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2017, № 4, с. 64—79.
3. Каграманян В.С., Калашников А.Г., Капранова Э.Н., Пузаков А.Ю. Сравнение характеристик топливных циклов стационарной ядерной энергетики на основе реакторов ВВЭР-ТОИ и БН-1200. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, № 4, с. 92—100.
4. Декусар В.М., Каграманян В.С., Калашников А.Г., Коробейников В.В., Коробицын В.Е., Клинов Д.А. Разработка математической модели топливного цикла атомной энергетики, состоящей из тепловых и быстрых реакторов. Известия вузов, Ядерная энергетика, 2010, № 4, с. 119—132.
5. Калашников А.Г., Мосеев А.Л., Декусар В.М., Коробейников В.В., Мосеев П.А. Развитие программного комплекса cycle для системного анализа ядерного топливного цикла. Известия вузов. Ядерная энергетика, № 1, 2016, с. 91—99.
6. Яценко Е.М., Чебесков А.Н., Каграманян В.С., Калашников А.Г. Методика эквивалентирования плутония различного изотопного состава применительно к системным исследованиям в атомной энергетике. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2012, № 1, с. 31—41.
7. Декусар В.М., Калашников А.Г., Мосеев А.Л. Расчётное исследование вывода двухкомпонентной системы тепловых и быстрых реакторов в равновесный режим. Труды десятой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Москва, 2016.
8. Dekusar V., Moseev A., Kalashnikov A., Moseev P. Features of the Nuclear Fuel Cycle Systems Based on Joint Operation of Fast and Thermal Reactors. Proc. Int. Conf. of Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development, FR17. Ekaterinburg, 2017, paper N IAEA-CN-245-480.
9. Декусар В.М., Мосеев А.Л., Мосеев П.А. Характеристики топливных циклов ядерно-энергетических систем, основанных на совместной работе быстрых и тепловых реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2017, вып. 3, с. 210—221.
10. Каграманян В.С., Чебесков А.Н., Декусар В.М., Гурская О.С. Решение проблемы ОЯТ тепловых реакторов в двухкомпонентной системе атомной энергетики. Труды одиннадцатой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2018). Москва, 2018.
11. Лейпунский А.И. Место быстрых реакторов в атомной энергетике. Труды симпозиума СЭВ «Состояние и перспективы работ по созданию АЭС с реакторами на быстрых нейтронах». Обнинск, 1967.
12. Rabotnov N.S. Transmutation of Transuranics: Neutronics, Actinides Balance, Safety and Fuel Provision Aspects. Proc. 4th Int. Information Exchange meeting. Mito, 1996.
13. Coquelet-Pascal C., Meyer M., Girieud R., Tiphine M., Eschbach R., Chabert C., Garzenne C., Barbrault P., Gannaz B., Durpel L. Van Den Favet D., Caron-Charles M., Carlier B., Lefèvre J.-C. Scenarios for Fast Reactors Deployment with Plutonium Recycling. Proc. Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios, FR13. Paris, 2013.
14. Баканов М.В., Гулевич А.В., Клинов Д.А., Троянов В.М. Двухкомпонентная ядерная энергетика с замкнутым топливным циклом и роль реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Труды одиннадцатой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2018). Москва, 2018.
15. Муравьев Е.В. Оптимизация двухкомпонентной ЯЭС на основе реакторов РБН и ТР. Труды одиннадцатой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2018). Москва, 2018.
16. Gabrielli F., Romanello V., Salvatores M., Schwenk-Ferrero A., Maschek W. Advanced Fuel Cycles and Fast Reactor Flexibility. Proc. Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Challenges and opportunities (FR09). Kyoto, Japan, 2009.
