ОСНОВНЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ КОНЦЕПЦИИ МОДУЛЬНОГО БЫСТРОГО НАТРИЕВОГО РЕАКТОРА С МЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТОПЛИВОМ

Я. А. Котов, П. Н. Алексеев

Аннотация


В работе представлены положения концепции модульного быстрого натриевого реактора с металлическим смешанным уран-плутониевым легированным цирконием топливом. Определена область его параметров, проведена их оптимизация с целью соответствия характеристик требованиям развития ядерной энергетической системы по безопасности, конкурентоспособности и ресурсообеспеченности. С помощью расчетных исследований показано, что, несмотря на малый размер, в модульном быстром реакторе выполняются системные требования по удельной загрузке, избыточной наработке и реализуется минимальный запас реактивности на выгорание. Загружая металлическое топливо в активную зону и торий в зоны воспроизводства, используя совместные с тепловыми реакторами топливные циклы, можно существенно облегчить решение проблем обеспечения ресурсами топлива ядерной энергетики и обращения с актиноидами и плутонием в ядерном топливном цикле. Рис. 3, список лит. 10 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Status of Small and Medium Sized Reactor Designs, a Supplement to the IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS). Vienna: IAEA, 2011.

Новиков В.М., Слесарев И.С., Алексеев П.Н. и др. Ядерные реакторы повышенной безопасности (анализ концептуальных разработок). М.: Энергоатомиздат, 1993. 384 с.

Алексеев П.Н., Асмолов В.Г., Гагаринский А.Ю. и др. О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года. М.: НИЦ «Курчатовский институт», 2012. 144 с.

Матвеев В.И., Хомяков Ю.С. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Учебное пос. Под ред. В.И. Рачкова. М.: Изд. дом МЭИ, 2012. 356 с.

Status and Trends of Nuclear Fuels Technology for Sodium Cooled Fast Reactors. IAEA Tech. Rep. Nucl. Energy Ser. № NF-T-4.1. Vienna: IAEA, 2011.

Головченко Ю.М. Научно-технические обоснования поглощающих, воспроизводящих и тепловыделяющих элементов с сердечниками на основе металлического урана для реакторов на быстрых нейтронах типа БН.

Дис. на соискание ученой степени д.т.н. Димитровград, 2002.

Ярославцева Л.Н., Фомиченко П.А., Алексеев П.Н. Верификация стационарных и нестационарных алгоритмов в комплексе JAR. — В сб.: Нейтроника-92. Обнинск, 1994, с. 34—37.

Alekseev P.N., Bobrov E.A., Chibinyaev A.V. e.a. Variants of the perspective closed fuel cycle, based on regenerated mixture — technology, combining use of thermal and fast reactors. — Progress in Nucl. Energy, 2014, v. 72, p. 126—129.

Lovering J., Yip A., Nordhaus T. Historical construction costs of global nuclear power reactors. — Energy Policy, 2016, v. 91, p. 371—382.

Kuznetsov V., Barkatullah N. Approaches to Assess Competitiveness of Small and Medium Sized Reactors. Vienna: IAEA 2013.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.