EDN: YLFUME
Авторы
Болдырев А.М.1, Ляпин Е.П.2, Селезнев Е.Ф.3
Организация
1 Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия
2 Филиал акционерного общества «Концерн Росэнергоатом» «Белоярская атомная станция», Заречный, Россия
3 Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Болдырев А.М.1 – аспирант.
Ляпин Е.П.2 – начальник ЯФЛ.
Селезнев Е.Ф.3 – ведущий научный сотрудник, доктор технических наук. Контакты: 123183, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (499) 196-92-57; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Аннотация
Дальнейшие работы по развитию в стране направления АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН) связаны с проведением мероприятий, ведущих к снижению стоимости отпускаемой электроэнергии. Это может быть достигнуто за счет проведения модернизации основных параметров конструкции АЭС: топлива, конструкционных материалов и теплоносителя.
В настоящей работе рассмотрены некоторые пути такой модернизации, связанные с использованием оригинальных конструкций ТВС, в частности аксиальной прослойки из воспроизводящего материала в центральной части сборки по высоте и металлического топлива в нижней половине активной зоны реактора; путем внедрения новых конструкционных материалов для оболочек твэлов; а также возможного использования газовой турбины вместо паровой.
Необходимость использования металлического топлива в быстром реакторе, как самого лучшего вида топлива для него, в том числе и по экономическим соображениям, была сформулирована еще на заре развития ядерной энергетики. Однако если проблемы с достижением глубокого выгорания в таком топливе были решены на практике, то проблемы обратных связей для реакторов большой мощности оставались до последнего времени не решенными. В настоящей работе рассматривается использование металлического топлива в быстром реакторе большой мощности (типа БН-1200) с решением проблемы обратных связей в таком реакторе.
Ключевые слова
снижение удельных расходов, быстрые реакторы, БН-600, БН-800, БН-1200, увеличение выгорания топлива, увеличение длительности кампании ТВС, новые проекты реакторов
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Васяев А.В., Гулевич А.В., Дягилев А.М. и др. АЭС с РУ БН-1200М. Проектно-конструкторские решения, переход к их практической реализации. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2022, вып. 4, с. 75–85.
- Frederic Serre et al. Generation-IV. French Atomic Energy Commissariat, IAEA. Vena, 2022.
- Дробышев Ю.Ю., Селезнев Е.Ф. Анализ характеристик быстрого реактора с металлическим топливом. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2018, вып. 2, с. 5–11.
- Drobyshev Yu.Yu., Seleznev E.F. Analysis of the Characteristics of the Fast Breeder Reactor with Metallic Fuel. Proc. of the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17). Yekaterinburg, Russia, 26–29.06.2017. IAEA. CN245-188, 10 p.
- Селезнев Е.Ф., Дробышев Ю.Ю. Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах. Патент на изобретение РФ № 2680252 от 19.02.2019.
- Drobyshev Yu.Yu., Seleznev E.F. Hybrid high power fast reactor with metallic fuel and additives consisting with lightweight atims. International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Sustainable Clean Energy for the Future (FR22), Vienna, Austria, 19–22.4.2022, IAEA.
- Golovchenko Yu.M. Some results of Developments and Investigations of Fuel Pins with Metal Fuel for Heterogeneous Core of Fast Reactors of the BN-type. Energy Procedia, 2011, vol. 7, pp. 205–212.
- Carmack W.J., Porter D.L., Chang S.L. et al. Metallic fuels for advanced reactors. Journal of Nuclear Materials, 2009, vol. 392, issue 2, pp. 139–150.
- Елисеев В.А., Матвеев В.И. Оптимизация гетерогенной активной зоны с аксиальной прослойкой. Доклад на советско-японский семинаре «Оптимизация гетерогенной активной зоны с аксиальной прослойкой» ФЭИ, Обнинск, 16.06.87. 11 c.
- Поплавский В.М., Цибуля А.М. и др. Активная зона и топливный цикл для перспективного быстрого натриевого реактора. Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 4, с. 206–212.
- Kamei T., Jamaoka M., Moriki Y. et al. An Axially and Radially Two-zoned Large LMFBR Core Concept. Nucl. Technology, 1985, vol. 71, no. 3, p. 548.
- Селезнев Е.Ф., Дробышев Ю.Ю., Карпов С.А., Бухтияров И.Р. Решение уравнений нуклидной кинетики. Атомная энергия, 2021, т. 130, вып. 5, с. 249–253.
- Бобков В.П., Блохин В.Н., Румянцев В.А. и др. Справочник по свойствам материалов для перспективных реакторных технологий. Том 5. Свойства реакторных сталей и сплавов. Под редакцией В.М. Поплавского. М.: ИздАТ, 2011-, 2014. 582 с.
- Никитина А.А., Агеев В.С., Леонтьева-Смирнова М.В. и др. Развитие работ по конструкционным материалам активных зон быстрых реакторов. Атомная энергия, 2015, т. 119, вып. 5, с. 292–300.
- Агеев В.С., Буданов Ю.П., Иолтуховский А.Г. и др. Конструкционные материалы активных зон российских быстрых реакторов. Состояние и перспективы. Известия вузов, Ядерная энергетика, 2009, № 2, с. 210–218.
- Агранович В.М., Кирсанов В.В. Проблемы моделирования радиационных повреждений в кристаллах. Успехи физических наук, 1976, т. 118, вып. 1, с. 3.
- Norgett M.J., Robinson M.T., Torrens I.M. A Proposed Method of Calculating Displacement Dose Rates. Nuclear Engineering and Design, 1975, vol. 33, p. 50.
- Morgan W.C. Atomic displacement cross section for carbon from ENDF/B-III data. Journal of Nuclear Materials, 1974, vol. 51, p. 209.
- Авраменко В.И., Конобеев Ю.В., Строкова А.М. Нейтронные сечения для расчета повреждающей дозы в реакторных материалах. Атомная энергия, 1984, т. 56, вып. 3, с. 139–141.
- Забродская С.В., Игнатюк А.В., Кощеев В.Н. и др. РОСФОНД – российская национальная библиотека оцененных нейтронных данных. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные константы, 2007, вып. 1–2.
- Тебин В.В., Синица В.В., Осадчий А.И. и др. Комплекс программ и библиотек констант
САПФИР-2006. Аттестационный паспорт программного средства № 251. М., ФЭСЭТАН, НТЦ ЯРБ, 2008, 6 с.
- Гохштейн Д.П., Верхивкер Г.П. Применение СО2 в качестве теплоносителя и рабочего тела на АЭС. Атомная энергия, 1969, т. 26, вып. 4, с. 378–380.
- Chris Grandy. Fast Reactor Technology. Argonne National Laboratory Presentation to GAO U.S. Departament of Nuclear Energy 2007, May 24.
- Rochau G.E. Supercritical CO2 Brayton Cycle. Development Nuclear Energy Advisory Committee Brifing U.S., Departament of Nuclear Energy 2014, June 5.
- Соловьев С.Л. Основные тенденции развития мирового реакторостроения и связанные с ним теплофизические проблемы. Санкт-Петербург, СППУ, 24.05.2017. 20 c.
УДК 621.039.553
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 3, c. 114–127
