ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Мосеев А.Л., Декусар В.М., Коробейников В.В., Елисеев В.А.

Организация

Акционерное общество «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия

Мосеев А.Л. – старший научный сотрудник, АО «Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского». Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1, тел.(484) 399-87-80, e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра..
Декусар В.М. – начальник лаборатории, кандидат технических наук, АО «Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».
Коробейников В.В. – главный научный сотрудник, доктор физико-математических наук, профессор, АО «Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».
Елисеев В.А. – начальник лаборатории, кандидат технических наук, АО «Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».

Аннотация

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.

Ключевые слова
быстрые реакторы, замкнутый ядерный топливный цикл, двухкомпонентная ядерно-энергетическая система, топливообеспечение, моделирование, сценарии развития ядерной энергетики, управление балансом плутония, управляемость системы, соотношение между количеством энергоблоков

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039

Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2019, выпуск 2, 2:19