Авторы
Белов С.Б.4, Володин Д.А.1, Гроль А.В.2, Котов Я.А.2, Куракин К.Ю.2, Марова Е.В.4, Невиница В.А.2, Павловичев А.М.2, Пидопригора Е.В.1, Смирнов А.Ю.2, 5, Фаракшин М.Р.4, Фомиченко П.А.2, Щеренко А.И.2, Гулевич А.В.3, Декусар В.М.3, Елисеев В.А.3, Клинов Д.А.3
Организация
1 Акционерное общество «ТВЭЛ», Москва, Россия
2 Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
3 АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
4 АО «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова», Нижний Новгород, Россия
5 Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
Белов С.Б.4 – начальник бюро.
Фаракшин М.Р.4 – начальник отдела.
Марова Е.В.4 – руководитель направления по НИОКР БН, кандидат технических наук.
Володин Д.А.1 – руководитель проекта.
Пидопригора Е.В.1 – руководитель направления.
Гроль А.В.2 – заместитель руководителя отделения.
Котов Я.А.2 – старший научный сотрудник.
Куракин К.Ю.2 – начальник отдела.
Невиница В.А.2 – руководитель отделения, кандидат технических наук. Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова 1. Тел.: (499) 196-70-16; e-mail:
Павловичев А.М.2 – начальник лаборатории, кандидат физико-математических наук.
Фомиченко П.А.2 – заместитель руководителя комплекса по науке.
Щеренко А.И.2 – научный сотрудник.
Смирнов А.Ю.2, 5 – старший научный сотрудник, кандидат физико-математических наук, доцент.
Гулевич А.В.3 – заместитель руководителя отделения, доктор физико-математических наук.
Декусар В.М.3 – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук.
Елисеев В.А.3 – начальник лаборатории, кандидат технических наук.
Клинов Д.А.3 – заместитель директора, кандидат технических наук.
Аннотация
Эффективная реализация двухкомпонентной ядерной энергетической системы зависит от развития базовых реакторных технологий ВВЭР и БН, их взаимодействия в замкнутом ядерном топливном цикле. Владение технологиями замкнутого ядерного топливного цикла определяет не только перспективы решения накопленных проблем ядерной энергетики России, но и потенциал укрепления позиций на мировом рынке услуг топливного цикла.
В работе при помощи согласованного подхода к расчету нейтронно-физических процессов при облучении топлива в реакторе и процессов молекулярно-селективного переноса компонентов в разделительном каскаде при обогащении регенерированного урана выполнено моделирование сценария оказания услуг замкнутого топливного цикла на внешнем рынке.
Для модельного сценария обмена плутонием между двумя ВВЭР, работающими за рубежом, и одним реактором БН большой мощности, работающим в России, проведено сравнение характеристик топливного цикла ВВЭР (расходы природного урана, затрат работы разделения при изготовлении РЕМИКС-топлива для ВВЭР из смеси диоксидов плутония и обогащенного регенерированного урана). Рассмотрены варианты, когда в легководных реакторах рециклируется собственный плутоний из ОЯТ ВВЭР в смеси с обогащенным регенерированным ураном (классический РЕМИКС-С) и когда проводится обмен плутонием с быстрым реактором в одинаковых количествах.
Ключевые слова
замкнутый ядерный топливный цикл, уран-плутониевое топливо, регенерированный уран, работа разделения, реактор на быстрых нейтронах, ВВЭР
УДК 621.039.5
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2022, № 3, c. 83–92