Ценим
ПРОШЛОЕ,
работаем
на БУДУЩЕЕ

Экскурсии на Первую в мире АЭС

Научная информация

Книги, препринты, материалы конференций
  2. О ФЭИ
  3. Научная информация
  4. Препринты
  5. 2021

2021

Обзор существующих систем очистки в области жидкометаллических теплоносителей

УДК 621.039.534.632.4

Читать препринт полностью

Авторы

Сутягина Р.О., Алексеев В.В., Сутягин И.А.

Аннотация

Проведен анализ существующих систем очистки от примесей натриевого теплоносителя быстрых реакторов с акцентом на очистку теплоносителя в контуре. Системы очистки теплоносителя являются необходимым элементом любой реакторной установки. Поддержание необходимой чистоты жидкометаллического теплоносителя как в процессе подготовки его к загрузке в установку, так и на работающей ядерно-энергетической установке является одной из задач технологии жидкометаллических теплоносителей. Примеси, неизбежно присутствующие в теплоносителе и постоянно поступающие в него, могут вызывать эффекты, усложняющие эксплуатацию таких установок. Это указывает на важность разработок в области методов очистки теплоносителя.

Подробнее

Системная топливная составляющая стоимости производимой электроэнергии в двухкомпонентной ЯЭС с замкнутым уран-плутониевым ЯТЦ

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Зродников А.В., Декусар В.М., Гурская О.С., Коробейников В.В., Мосеев А.Л., Егоров А.Ф., Пупко Л.П.

Аннотация

Предложен подход к расчетному определению приведенной удельной топливной составляющей стоимости (ТСС) производимой в двухкомпонентной ЯЭС электроэнергии с учетом наработки в ней плутония. Подход основан на включении в доходы двухкомпонентной ЯЭС дополнительного экономического эффекта, который может быть получен за счет реализации по рыночной цене природного урана, высвобождаемого при замещении тепловых реакторов быстрыми реакторами с МОКС-топливом на основе расширенно воспроизводимого в системе плутония. При этом необходимым условием становится совместное рассмотрение реакторных частей топливного цикла быстрых и тепловых реакторов. Разработанная методика учитывает наработку плутония в быстрых и тепловых реакторах и соответствующее расширение электрогенерации на быстрых реакторах. Получены соотношения, которые связывают основные нейтронно-физические, топливные характеристики и экономические показатели ядерного энергоблока и топливного цикла ЯЭС. С использованием изложенной методики проведено расчетное исследование ТСС для быстрого натриевого реактора Результаты показали, что в рассмотренном случае учет наработки плутония приводит к снижению ТСС почти в 2 раза и, следовательно, к значительному снижению полной удельной стоимости производства электроэнергии – значения LCOE.

Подробнее

Исследование зависимости эффективности трансмутации Am-241 от энергетической структуры плотности нейтронного потока

УДК 621. 039

Читать препринт полностью

Авторы

Косякин Д.А., Коробейников В.В., Стогов В.Ю.

Аннотация

Радикальное сокращения объёмов МА, содержащихся в ОЯТ энергетических реакторов, возможно за счёт их трансмутации — перевода долгоживущих радиоактивных изотопов в короткоживущие или стабильные при их облучении в ядерных реакторах. Однако различие свойств МА, характеристик различных типов ядерных реакторов и способов трансмутации требует проведения комплексной оценки и выбора путей обращения как с отдельными нуклидами — Np-237, Am, Сm, так и выработки общей позиции о способах реализации трансмутации МА. Особенностью данной работы является исследование зависимости эффективности трансмутации Am-241 от энергетической структуры спектра нейтронного потока. Результаты исследования позволяют определить спектральные условия, при которых эффективность трансмутации будет максимальной.

Подробнее

Моделирование на БФС физического пуска быстрого реактора

УДК 631.039.519.4

Читать препринт полностью

Авторы

Бедняков С.М., Безбородов А.А., Клинов Д.А., Михайлов Г.М., Семенов М.Ю.

Аннотация

Стенд БФС предназначен для изучения нейтронно-физических характеристик критсборок, в том числе моделей реакторов на быстрых нейтронах. На БФС может быть апробирована процедура загрузки топлива в активную зону при пуске быстрого реактора с целью обоснования ее ядерной безопасности. На критической сборке с помощью стандартных средств моделирования БФС может быть собрана конфигурация быстрого реактора с минимальной критической массой и измерена эффективность ее систем управления и защиты двумя различными методами с целью повышения надежности измерений. Обосновано моделирование набора критмассы со стартовой загрузкой активной зоны быстрого реактора. Предложена оценка эффективности его органов системы управления и защиты также двумя различными методами. Учтено изменение эффективности органов СУЗ быстрого реактора при переходе от минимальной критической загрузки к стартовой активной зоне. Эффективности органов СУЗ должны соответствовать требованиям по ядерной безопасности к проекту быстрого реактора.

Подробнее

Анализ сценариев масштабного развития двухкомпонентных ЯЭС с оптимальным учетом экспортного потенциала российских ядерных технологий

УДК 621.039

Читать препринт полностью

Авторы

Зродников А.В., Коробейников В.В., Мосеев А.Л., Егоров А.Ф., Декусар В.М., Гурская О.С., Пупко Л.П.

Аннотация

В работе предлагается подход к расчетному обоснованию поэтапного перевода атомной энергетики России в режим двухкомпонентной ЯЭС с централизованным замкнутым ЯТЦ. Проведены расчетно-аналитические исследования в обоснование создания двухкомпонентной ЯЭС и разработаны рекомендации по выбору структуры двухкомпонентной ЯЭС с оптимальными, с учетом экспортного потенциала, технико-экономическими показателями. Структура такой ЯЭС должна обеспечивать реализацию полного пакета экспортных топливных услуг замкнутого ЯТЦ, а также учитывать неопределённость вектора развития ЯЭ России, включающую основные развилки и ключевые этапы.

Подробнее

Диссертационный совет

Научная информация