EDN: XPVHSG
Авторы
Иванов А.С.1, Шкарупа И.Л.1, Алексеев П.А.1, Исаченков И.А.1, Гирин А.П.2
Организация
1 Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
2 ООО Экспериментальный научно-исследовательский и методический центр «Моделирующие системы», Обнинск, Россия
Иванов А.С. – инженер-исследователь. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-70-00 (доб. 43-88); e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Шкарупа И.Л. – руководитель группы, кандидат технических наук.
Алексеев П.А. – старший научный сотрудник, кандидат технический наук.
Исаченков И.А. – инженер-исследователь.
Гирин А.П. – инженер-теплофизик.
Аннотация
В данной статье описаны некоторые особенности высокотемпературного металл-металлического реактора (ВММР). Приводится анализ преимуществ и недостатков различных видов топлив, таких как: U, U-Pu, U-Th; эвтектических сплавов: Pu-Fe, U-Zr, U-Al, U-Fe, U-Si, U-Cr, U-Th. В статье указано, что в раннем работающем реакторе в виде расплава металлов – LAMPRE (США) применяли эвтектический сплав Pu-Fe, температура плавления которого 411 °С. Топливо с использованием различных эвтектик нуждается в большем обогащении, чем при использовании «чистого» металлического топлива, а также увеличении геометрических размеров а. з. для достижения критичности, что приводит к удорожанию а. з. В статье приведены расчетные данные характеристик реактора, полученных при использовании различных материалов в качестве стенки топливных ячеек, рассмотрены материалы: Re, Ta, Nb, покрытие из NbC, Mo и из MoSi2, SiC, C, Al2O3. Из неметаллических материалов в качестве разделительной стенки имеют некоторые преимущества: оксид алюминия (Al2O3), углерод (C) и карбид кремния (SiC); из тугоплавких металлов имеет преимущества молибден с защитным покрытием из силицида молибдены. Проведен оценочный прочностной расчет одной из конструкций реактора. Показано, что максимальные значения приведенных напряжений не превышают допускаемых. Соответственно, условия прочности и работоспособности выполнены, что подтверждает прочность анализируемой ячейки в рассмотренном режиме эксплуатации. Собственные частоты определены в диапазоне 0,2÷300 Гц. Результаты расчеты показали, что разброс собственных частот конструкции находится в диапазоне от 1,5 до 33 Гц.
Ключевые слова
высокотемпературный ядерный реактор, расплав ядерного топлива, жидкометаллический теплоноситель
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 621.039.5
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2026, выпуск 1, с. 5–16
