EDN: GIIRFJ
Авторы
Пастухова П.В., Мишин В.А., Перегудов А.А., Семенов М.Ю., Дьяченко Я.В., Зуйков А.А.
Организация
Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Пастухова П.В. – инженер-исследователь. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доп. 50-53); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Дьяченко Я.В. – инженер-исследователь 1 категории.
Зуйков А.А. – младший научный сотрудник.
Мишин В.А. – научный сотрудник.
Перегудов А.А. – начальник ДРИБ АЭС, кандидат технических наук.
Семенов М.Ю. – ведущий научный сотрудник.
Аннотация
Современным стратегическим направлением в России является продолжение развития двухкомпонентной ЯЭС на основе тепловых и быстрых реакторов в замкнутом совместном ядерном топливном цикле (ЗЯТЦ) для повышения конкурентоспособности ядерной энергетики. Эксплуатация активной зоны реактора БН-800 с полной загрузкой МОКС-топливом по сути является демонстрацией ЗЯТЦ в российской ядерной энергетике.
В статье представлена информация о работе энергоблока № 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800. Приведены результаты научно-технического сопровождения эксплуатации активной зоны реактора, проанализированы их изменения от пуска реактора с гибридной активной зоной до выхода в установившийся режим перегрузок, поэтапного перехода на полную загрузку МОКС-топливом с высокофоновым плутонием и до модернизации РО СУЗ, перехода на сталь ЭК164-ИД и испытаний твэлов с минорными актинидами.
Расчеты выполнялись с помощью вычислительного программного комплекса BNcode, в котором используется диффузионное и транспортное приближения (программы TRIGEX, MMKK и ММКС). Определены текущие и прогнозные расчетные характеристики, обоснована безопасность реактора и соблюдение нормативов. Выполнено графическое представление результатов расчетного сопровождения и сделаны соответствующие выводы.
Данная работа демонстрирует важность проведения расчетного сопровождения реакторных установок, учета накопленного опыта и информационной базы по особенностям эксплуатации активных зон быстрых реакторов для последующих их модернизаций и развития двухкомпонентной ядерной энергетики России.
Ключевые слова
двухкомпонентная ЯЭС, замыкание ЯТЦ, реактор на быстрых нейтронах, расчетное сопровождение эксплуатации, БН-800, МОКС-топливо, модернизация ОР СУЗ, оболочечная сталь ЭК164-ИД, минорные актиниды, критичность реактора, МЗР, эффективность ОР СУЗ, уровень подкритичности, доля запаздывающих нейтронов
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Шкарупа И.Л., Иванов А.С., Алексеев П.А., Устинов И.К. Высокотемпературный ядерный реактор с топливом в виде расплава U или U-Pu и свинцовым или свинцово-висмутовым теплоносителем. Известия Тульского Государственного Университета, 2025, вып. 7, с. 280–293. DOI: 10.24412/2071-6168-2025-7-280-281.
- Шкарупа И.Л., Иванов А.С., Алексеев П.А., Исаченков И.А., Устинов И.К. Перспективные высокотемпературные конструкционные материалы активной зоны ядерного реактора. Известия Тульского Государственного Университета, 2025, вып. 7, с. 314–326. DOI: 10.24412/2071-6168-2025-7-314-315.
- Шкарупа И.Л., Иванов А.С., Алексеев П.А., Устинов И.К. Реакторы с металлическим топливом. Известия Тульского Государственного Университета, 2025, вып. 7, с. 332–341. DOI: 10.24412/2071-6168-2025-7-332-333.
- Диаграммы состояния двойных металлических систем:Справочник: В 3 т.: Т. 1. Под общей редакцией Н.П. Лякишева. М.: Машиностроение, 1992. 992 с.
- Диаграммы состояния двойных металлических систем:Справочник: В 3 т.: Т. 2. Под общей редакцией Н.П. Лякишева. М.: Машиностроение, 1997. 1024 с.
- Диаграммы состояния двойных металлических систем:Справочник:В 3 т.: Т. 3. Кн. 1. Под общей редакцией Н.П. Лякишева. М.: Машиностроение, 2001. 872 с.
- Диаграммы состояния двойных металлических систем:Справочник: В 3 т.: Т. 3. Кн. 2. Под общей редакцией Н.П. Лякишева. М.: Машиностроение, 2000. 448 с.
- Los Alamos Molten Plutonium Reactor Experiment (LAMPRE) Hazard Report. Los Alamos: Los Alamos Scientific Laboratory, 1959. 48 с.
- Ядерные сечения изотопа железа 56Fe: ROSFOND-2010: FE-56(N,G) FE-57. Доступно на: https://www-nds.iaea.org/exfor/servlet/E4sMakeE4 (дата обращения 16.01.2026).
- Lewitz J.-C. The Dual Fluid Reactor. An environmental-friendly nuclear concept for cost-efficient electricity and fuel with no need for geological waste storage. Proceedings of ThEC2018. Brussels, 30 October 2018. Brussels: ThEC, 2018. Pp. 1–10.
- Huke Armin, Ruprecht Götz, Hussein Ahmed, Czerski Konrad, Gottlieb Stefan. Dual Fluid Reactor. Патент WIPO WO 2013041085A2, 2013.
- Arnold B., Hanusek T., Liu C., Nikitin K. Preliminary thermal-hydraulic safety analysis of the 600 thermal megawatt dual fluid reactor. Annals of Nuclear Energy, 2025, vol. 213, p. 111090.
- Huke Armin, Ruprecht Götz, Hussein Ahmed, Czerski Konrad, Gottlieb Stefan. Dual Fluid Reactor. Патент США US 10878969B2, 2023.
- Сорокин О.Ю., Кузнецов Б.Ю., Лунегова Ю.В., Ерасов В.С. Высокотемпературные композиционные материалы с многослойной структурой (обзор). Труды ВИАМ, 2020, № 4–5(88), с. 42–53. DOI: 10.18577/2307-6046-2020-0-45-42-53.
- Арзамасов Б.Н., Соловьева Т.В., Герасимов С.А. и др. Справочник по конструкционным материалам. Под редакцией Арзамасова Б.Н., Соловьевой Т.В. М.: Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2006. 636 с.
- Ганжур О.«Росатом» создаст цех по производству и исследованию твэлов из карбида кремния. Страна «Росатом», 7 сентября 2020. Доступно на: https://strana-rosatom.ru/2020/09/07/rosatom-sozdast-ceh-po-proizvodstv (дата обращения 16.01.2026).
- Сидорина А.И., Сафонов А.М. Разработка технологий изготовления углеродных тканей с высокой поверхностной плотностью. Труды ВИАМ, 2020, № 6–7 (89), с. 72–80. DOI: 10.18577/2307-6046-2020-0-67-72-80.
- Лескин С.Т., Шелегов А.С., Слободчук В.И. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2011. 116 с.
- Кириллов П.Л., Терентьев М.И., Денискина Н.Б. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: Учебное пособие для студентов специальностей 10.10 – АЭУ. Под общей редакцией профессора П.Л. Кириллова. Обнинск, ГНЦ РФ – ФЭИ, 2005. 182 с.
- Тошинский Г.И. Свинцово-висмутовые реакторы: между прошлым и будущим. Избранные труды Физико-энергетического института. Обнинск: ФЭИ, 2021. С. 113–136.
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Асхадуллин Р.Ш., Алексеев В.В. Исследования физхимии и технологии щелочных жидкометаллических теплоносителей для ядерных и термоядерных энергетических установок. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2022, № 3, с. 45–56.
- Тошинский Г.И. Беседы о ядерной энергетике. Физика реакторов и технологии модульных быстрых реакторов с теплоносителем свинец-висмут: для начинающих и не только. М.: РГ-Пресс, 2025. 480 с. DOI: 10.31085/9785392284504-2019-480.
УДК 621.039.58
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2026, выпуск 1, с. 17–30
