2020, Выпуск 2

DOI: 10.55176/2414-1038-2020-2-15-21

Авторы

Клинов Д.А., Гулевич А.В., Елисеев В.А., Усанов В.И., Декусар В.М., Тормышев И.В., Бурьевский И.В., Долгих В.П., Мишин В.А.

Организация

АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия

Елисеев В.А. – начальник лаборатории, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: +7 (484) 399-47-34, e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript.
Клинов Д.А. – первый заместитель генерального директора по науке, кандидат технических наук.
Гулевич А.В. – заместитель директора отделения ядерной энергетики, доктор физико-математических наук.
Усанов В.И. – главный научный сотрудник, доктор технических наук.
Декусар В.М. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук.
Тормышев И.В. – ведущий инженер.
Бурьевский И.В. – старший научный сотрудник.
Долгих В.П. – старший научный сотрудник.
Мишин В.А. — младший научный сотрудник.

Аннотация

Принятая в России концепция развития двухкомпонентной ядерной энергетики (ЯЭ) на основе быстрых и тепловых реакторов предполагает, что в случае интенсивного развития ЯЭ быстрые реакторы будут обеспечивать топливом реакторы на тепловых нейтронах, при этом плутоний из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) ВВЭР будет использоваться для изготовления смешанного уран-плутониевого (МОКС) топлива быстрых натриевых реакторов. На данный момент в мировой ядерной энергетике часть энергоблоков PWR имеют лицензию на использование в них комбинации обычного и МОКС-топлива или находятся в процессе лицензирования. Но полученный при переработке ОЯТ МОКС-топлива плутоний невозможно повторно использовать в тепловых реакторах из-за слишком высокого содержания тяжелых (пороговых) изотопов, которые не делятся в тепловом спектре нейтронов. В результате происходит накопление плутония, что представляет определенную проблему для европейской энергетики. Данную проблему можно частично решить с помощью быстрых реакторов. В настоящее время быстрые энергетические натриевые реакторы работают только в России – БН-600 и БН-800. БН-800 может работать на МОКС-топливе, промышленное дистанционное производство такого топлива сейчас осваивается на ГХК. Имея быстрый реактор и дистанционные технологии МОКС-топлива, становится возможным организовать экспорт услуг – «облагораживание» плутония иностранного происхождения, непригодного для повторного использования в тепловых реакторах. Совместное использование российских технологий быстрых реакторов и французских технологий МОКС-топлива в тепловых реакторах для России открывает мировой рынок экспорта услуг по облагораживанию плутония, а для всего мира – новый этап в развитии глобальной двухкомпонентной ядерной энергетики.

Ключевые слова
двухкомпонентная ядерная энергетика, реактор на быстрых нейтронах, тепловой реактор, МОКС-топливо, изменение изотопного состава плутония («облагораживание»)

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.51

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2020, выпуск 2, 2:2