Препринты

УДК 621.039.51

Читать обзор полностью

Авторы

Смыков В.Б., Щепелев Р.М., Шкарупа И.Л.

Аннотация

В данном обзоре проведён краткий анализ проблемы обезвреживания отработанных щелочных ЖМТ при реализации программ вывода из эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах. Описаны особенности различных подходов к работам по выводу из эксплуатации зарубежных и российских быстрых реакторов, таких как EBR-II, FFTF, Phenix, Superphenix, Dounreay, БР-10.

УДК 621.039.73

Читать препринт полностью

Авторы

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Гурская О.С.

Аннотация

Представлено описание методики, алгоритмов и необходимых исходных данных к моделированию нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов в приближениях двумерной (R, Z)-геометрии и 26-группового расчета с возможностью учета измене-ния нуклидного состава топлива в процессе выгорания и перегрузок топлива. Представлено описание расчетных опций по моделированию характеристик быстрых реакторов и экологических характеристик свежего и отработавшего топлива и его компонент в процессе их движения по топливному циклу. Используется рекомендованная для быстрых реакторов библиотека многогрупповых констант БНАБ-93 и система константного обеспечения CONSYST. Указанная методика используется в комплексе CYCLE – системе компьютерных кодов для моделирования характеристик ядерных топливных циклов, в т. ч. замкнутых, ядерной энергетической системы, содержащей тепловые и быстрые реакторы. Кроме того, методика и алгоритмы могут использоваться автономно, в качестве рабочего инструмента, по анализу нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов. В работе представлено описание файлов исходных данных, требующихся для полной реализации возможностей методики и алгоритмов.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Колесов В.В. , Коробейников В.В., Шагинян Р.А.

Аннотация

Проведены сравнительные расчетные исследования по наработке Co-60 в ядерном реакторе на быстрых нейтронах. Для наработки Co-60 использовались специальные облу- чательные устройства, содержащие Co-59, окружённый замедлителем. Облучательные устройства помещались в различные зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах типа БН-800. В качестве замедлителя нейтронов использовались графит и гидрид циркония. Проведённые сравнительные исследования показали высокую скорость наработки Co-60 при использовании в качестве замедлителя графит.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Колесов В.В. , Коробейников В.В., Пупко Л.П.

Аннотация

Проведены сравнительные расчетные исследования эффективности выжигания минорных актинидов в тепловых и быстрых реакторах. В расчетных исследованиях использовались тепловые и быстрые реакторы с урановым и МОКС-топливом с добавками в топливо оксида Am-241. Оценивалось влияние спектральных эффектов на различные величины добавок Am241 в урановом и МОКС-топливе для тепловых и быстрых реакторов. Сравнение результатов изменения массы Am-241 от времени в ходе кампании в тепловом и быстром реакторе показало не только большую скорость и выгорания Am-241 в тепловом реакторе по сравнению с быстрым, но и большую массу выгоревшего америция.

УДК 621.029

Читать препринт полностью

Авторы

Филиппова А.С., Забродская С.В., Слюняев М.Н., Тыклеева К.В.

Аннотация

В препринте представлены новые результаты расчетов и оценка экспериментов по трансмутации МА в реакторе БН–350 на основе обновленной версии программы изотопной кинетики SKIF 1.0 и российской библиотеки файлов оцененных нейтронных данных РОСФОНД-2020.2, разработанных в АО «ГНЦ РФ – ФЭИ».

УДК 621.039.4

Читать препринт полностью

Авторы

Дельнов В.Н., Котов М.А.

Аннотация

Предметом исследования является гидродинамика проточной части симметричной плоской напорной камеры с двумя подводящими и двумя отводящими цилиндрическими каналами.

Цель работы – определение гидродинамических характеристик проточной части напорной камеры плоского типа и выявление закономерности изменения коэффициентов гидравлического сопротивления отводящих каналов при различных параметрах набегающего на них потока жидкости.

Экспериментальные данные получены при определенном диапазоне соотношения размеров напорной камеры, турбулентном течении жидкости в напорной камере и идентичном массовом расходе жидкости через нее.

Дано полуэмпирическое соотношение по определению соотношения массовых расходов жидкости в отводящих каналах в зависимости от соотношения массовых расходов жидкости в подводящих каналах при различных конструкциях вставок в них.

Установлена неизвестная ранее закономерность изменения коэффициентов гидравлического сопротивления смежных отводящих каналов, подключенных к напорной камере, при изменении параметров набегающего на них потока.

Практическая значимость работы состоит в получении экспериментальных данных по коэффициентам гидравлических сопротивлений изолированных расходомерных каналов и смежных отводящих каналов, массовым расходам жидкости в подводящих и отводящих каналах и в определении закономерности изменения указанных коэффициентов от параметров набегающего на отводящие каналы.

Представленные данные по гидродинамике напорной камеры могут быть использованы в технических расчетах напорных камер данного типа применительно к теплообменному оборудованию ЯЭУ.

УДК 621.039.4

Читать препринт полностью

Авторы

Дельнов В.Н., Мухамадеев Р.И., Патракеева А.И.

Аннотация

Предмет исследования – гидродинамика проточной части симметричной плоской напорной камеры с двумя подводящими и двумя отводящими цилиндрическими каналами. Цель работы – определение характера течения жидкости в напорной камере при различных параметрах набегающего на отводящие каналы потока жидкости.

Расчетные данные получены при определенном диапазоне соотношения размеров плоской напорной камеры, турбулентном течении жидкости в напорной камере и идентичном массовом расходе жидкости через нее.

Практическая значимость работы состоит в получении расчетных данных по течению жидкости при различных параметрах набегающего на отводящие каналы потока жидкости. Установлена степень влияния условий подвода жидкости из подводящих каналов в напорную камеру на характер течения жидкости в ней при постоянном массовом расходе жидкости через напорную камеру и турбулентном течении жидкости.

Результаты расчетов имеют практическую и научную ценность, отвечают актуальным потребностям атомной отрасли. Использование результатов позволит повысить эффективность и надежность работы реакторов и теплообменников ядерных энергетических установок.

УДК 621.039.5 / 9

Читать препринт полностью

Авторы

Щепелев Р.М., Колпаков Ю. Е., Фещенко Ф.С., Акинтьева Е.А.

Аннотация

В работе показан вклад Физико-энергетического института (ФЭИ) в разработку ядерных реакторов для создания источников энергии, используемых в различных объектах атомной энергетики. Для этой цели создавали критические ядерные стенды (критстенды), на которых экспериментально определяли нейтронно-физические характеристики материалов, необходимых при разработке проектов ядерных реакторов.

В результате проведённого анализа большого количества документов архива и опроса работников ФЭИ выявлены действовавшие критстенды, их назначение, годы приёмки в эксплуатацию и вывода из эксплуатации. Определены здания, на которых в боксах размещались критстенды. Результаты анализа представлены в Перечне критических ядерных стендов ФЭИ.

В работе впервые показано, что за первые полвека деятельности в ФЭИ было создано не менее 72 критстендов. На трёх из них продолжаются научные исследования.

Работа рассчитана на учёных, инженеров, студентов, интересующихся вкладом ФЭИ в историю создания в России объектов использования атомной энергии.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Тарасиков В.П.

Аннотация

В процессе разработки и обоснования органов регулирования быстрых реакторов, в первую очередь реакторов БН-350 и БН-600 и проекта реактора БН-800, были проведены обширные исследования в области физики, технологии и материаловедения, рассмотрено и опробовано множество технических решений и идей.

На основании многолетних исследований были получены эмпирические зависимости по влиянию степени выгорания и температуры на объёмные изменения поглотителя, наиболее приемлемого для быстрого спектра нейтронов, — карбида бора. Изучена структура, теплофизические свойства и газонакопление в карбиде бора в процессе облучения и его совместимость с конструкционными материалами.

Целью настоящей работы является краткое изложение результатов материаловедческих послереакторных исследований стержней СУЗ и использование их в модернизации конструкции стержней.

Рассмотрены этапы модернизации конструкции стержней СУЗ.

УДК 621. 039

Читать обзор полностью

Авторы

Усанов В.И., Хныкина Е.С.

Аннотация

В работе представлен обзорный материал по зарубежным технологиям и разработкам в области замыкания топливного цикла в тепловых ядерных реакторах. Замыкание топливного цикла в тепловых ядерных реакторах представляет собой важную задачу для повышения эффективности использования ядерного топлива и уменьшения вредного воздействия ядерных отходов. В последние десятилетия многие страны активно занимаются исследованием и разработкой новых технологий, направленных на оптимизацию топливного цикла, включая его замыкание, что может значительно повлиять на устойчивость ядерной энергетики в будущем.

Рассмотрены этапы модернизации конструкции стержней СУЗ.

УДК 621. 039

Читать препринт полностью

Авторы

Колесов В.В., Коробейников В.В., Исанов К.А.

Аннотация

Проведены теоретические и расчётные исследования возможности применения минорных актинидов в качестве выгорающих поглотителей в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах. В основном для исследований использовался Am с разным нуклидным составом и Np-237. В расчётных исследованиях рассматривались урановое и МОКС-топливо с использованием разных количеств добавок окиси Am и Np. Оценено влияние спектральных эффектов на разные виды и количества добавок в урановое и МОКС-топливо для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Проведено сравнение вариантов топлива по эффективности выжигания минорных актинидов Am и Np.

УДК 621. 039

Читать препринт полностью

Авторы

Егоров А.Ф., Коробейников В.В.

Аннотация

В мире на сегодняшний день неядерным способом ежегодно производится порядка  95 млн т водорода, среди которых 5 млн тонн – в России. Такой способ получения водорода продолжает вносить отрицательное воздействие на окружающую среду. Поэтому необходим переход с существующих и доминирующих технологий выработки водорода на основе энергии ископаемого топлива на существующие электролизные технологии и тех- нологии на основе ПКМ с улавливанием CO2.

По большей части текущим потребителем продукта выступает химическая промышленность и металлургические предприятия. Новые потребители водорода относятся к т. н. перспективным. Здесь уровень потребления находится на начальной стадии (сотые доли процента глобального потребления). Это говорит о том, что данные группы потребителей: транспорт, выработка электроэнергии и др. еще не показали своего фактического потенциала. Такие особенности подразумевают высокие неопределенности экономической оценки, и поэтому наиболее целесообразно применять многокритериальный анализ.

УДК 621.039.51

Читать препринт полностью

Авторы

Шагинян Р.А.

Аннотация

В работе исследуются два подхода к моделированию активной зоны реактора ВВЭР-С традиционными средствами. Первый подход – классический, основывается на полном воспроизведении материального состава относительного исследуемого объекта. Второй подход представляет собой подбор ячейки, которая будет наиболее близко соответствовать спектральным характеристикам реактора ВВЭР-С.

В результате проведенных исследований сделан вывод о том, что использование первого метода нецелесообразно в отношении реактора с изменяющимся водо-топливным отношением, в то время как второй метод оказался положительным и рекомендован к использованию для моделирования на БФС традиционными средствами.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Гурская О.С.

Аннотация

Рассмотрены физические аспекты наработки минорных актинидов (МА) в ЯЭ и основные положения концепции выжигания/трансмутации МА. На основе расчетной модели развития ЯЭ России проведена оценка накопления нептуния, америция и кюрия на горизонте 21-го столетия. Показано, что накопление МА отечественной ЯЭ будет значительным, причем в случае перехода к двухкомпонентной ядерной энергетической системе с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле имеет место существенное сокращение наработки америция и нептуния. Оценено возможное увеличение накопления МА в случае возврата в Россию ОЯТ зарубежных энергоблоков российского дизайна.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Тыклеева К.В., Забродская С.В., Попов Э.П., Гришина С.В.

Аннотация

В настоящей работе приведено описание библиотеки основных данных для 297 радионуклидов, необходимых для автоматического определения класса твердых радиоактивных отходов (ТРО) в расчетных программах.

В предлагаемой библиотеке для каждого радионуклида приведены следующие данные:

1. названия нуклидов;
2. величины периодов полураспада нуклидов;
3. значения удельных активностей ограниченного и неограниченного использования материала и металла;
4. величины активностей радионуклидов на границах диапазонов активностей, которые определяют принадлежность радионуклида к одному из 4 основных классов РАО;
5. величины суммарных энерговыделений при одном распаде нуклидов.

Перечисленные выше данные используются для оценки класса РАО различных сборок, конструкционных элементов реактора, натрия 1 контура (превращенного в камень), отвержденных жидких радиоактивных отходов, топлива сборок, а также переработанных в твердое состояние остатков топлива, осколков от деления топлива, сталей различных сборок в замкнутом топливном цикле.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Коробейников В.В., Колесов В.В., Игнатьев И.А.

Аннотация

Проведены исследования по выжиганию минорных актинидов (МА) в реакторе, который вместо традиционных видов ядерного топлива — урана или/и плутония — использует полный набор МА, извлекаемых из ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах. Преимущества реализации такого подхода к трансмутации МА состоят в том, что при таком подходе происходит утилизация долгоживущих отходов и при этом производится энергия, которую можно использовать, например, для производства электричества. Кроме того, если использовать, например, реактор с урановым или МОКС-топливом для трансмутации, то кроме выжигания «чужих» минорных актинидов, он дополнительно наработает «свои». В случае топлива из одних минорных актинидов будут выжигаться только «свои».

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Коробейников В.В., Колесов В.В., Михалёв А.В., Пупко Л.П.

Аннотация

Проведены теоретические исследования спектральных и гетерогенных эффектов для повышения эффективности выжигания минорных актинидах в реакторе на быстрых нейтронах типа БН-600. В рамках исследований решены следующие задачи:
- Проведены расчёты активных зон быстрых реакторов с топливом U-238+Am-241 и Th-232+Am-241 для выжигания Am-241;
- Оценено влияние спектральных эффектов на разные варианты выжигания Am-241 в реакторе типа БН-600;
- Рассчитаны эффекты гетерогенности при выжигании Am-241 в реакторе на быстрых нейтронах с уран-ториевым топливом;
- Проведено моделирование выжигания минорных актинидов при разных способах их размещения в реакторе типа БН-600 показало наиболее эффективные пути утилизации минорных актинидов;
Исследована эффективность выжигания Am-241 в быстро-тепловой системе на основе реактора типа БН-600.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Гурская О.С.

Аннотация

В работе изложены результаты расчетов содержания ²³²U в уране при многократном рецикле топливных материалов в быстрых реакторах. Расчетным путем исследовано влияние различных режимов рецикла топливных материалов в быстром реакторе — рецикла только плутония, урана или их смеси, временных параметров внешнего топливного цикла и др. — на накопление ²³²U. При этом учитывались частичные перегрузки топлива и топливные переделы в рамках замкнутого топливного цикла быстрого реактора. Показано, что достаточно быстро — после 2-й микрокампании — содержание ²³²U в уране достигает предельно допустимых значений при производстве уранового топлива для тепловых реакторов на ЭМЗ. Вместе с тем отмечается, что в случае топливного цикла быстрых реакторов с МОКС-топливом, когда используется защищенное производство, использование такого урана, по-видимому, допустимо при непревышении выдержки регенерированного урана после его химического выделения определенного предела по времени. Тем не менее все аспекты использования рефабриката урана, особенно радиационной обстановки на этапах топливного цикла, требуют дальнейших исследований.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Шагинян Р.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю.

Аннотация

Исследована зависимость удельной активности различных нуклидов (⁶⁰Co, ⁶³Ni, ¹⁷⁷Lu, ²³⁸Pu), полученных из разных мишенных материалов (⁵⁹Co, ⁶²Ni, ⁶³Cu, ¹⁷⁶Lu, ¹⁷⁶Yb, ^241Am, ²³⁷Np) путём облучения каждой группы одногрупповым потоком, от энергетической структуры спектра нейронного потока и времени облучения.

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Декусар В.М., Мосеев А.Л., Пупко Л.П.

Аннотация

В работе применительно к коду CYCLE, предназначенному для моделирования и системного анализа ядерного топливного цикла, излагается алгоритм моделирования топливного цикла быстрого реактора при переходе ядерной энергетики России в режим двухкомпонентной ЯЭС с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ЯТЦ. Моделируется изменение нуклидного состава выгружаемого топлива при выгорании топлива в быстром реакторе с учетом частичных перегрузок и изменяющегося во времени вектора потребляемого плутония.