автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Выбор и обоснование основных физических параметров перспективных активных зон быстрого энергетического реактора большой мощности

Введение

Глава 1. Гетерогенные компоновки активных зон

1.1. Обзор исследований гетерогенных активных зон за рубежом

1.2. Активные зоны с аксиальной гетерогенностью

1.2.1. Выбор и обоснование размеров аксиальной прослойки

1.2.2. Эффекты гетерогенности в активной зоне с аксиальной прослойкой

1.2.3. Оптимизация формы аксиальной прослойки

1.2.4. Зависимость тепловыделений от времени

1.2.5. Исследования полей тепловыделения в трехмерной геометрии

1.2.6. Влияние выгорания топлива и положения стержней СУЗ на поле тепловыделения '

1.2.7. Модифицированный вариант активной зоны

1.2.8. Расчетные характеристики активных зон с аксиальной гетерогенностью

1.3. Активные зоны с пакетной (кольцевой) гетерогенностью

1.3.1. Исследования гетерогенных активных зон с помощью оптимизационного комплекса S APFER

1.3.1.1. Возможности комплекса программ SAPFER для автоматических оптимизационных исследований быстрых реакторов

1.3.1.2. Целевой функционал и постановка оптимизационной задачи

1.3.1.3. Оптимизационные исследования оксидно-металлических гетерогенных активных зон

1.3.2. Вариантная оптимизация в реальной (гексагональной) геометрии

1.3.2.1. Поля тепловыделения

1.3.2.2. Физические характеристики

1.3.3. Физические особенности гетерогенных зон. Эффекты гетерогенности

1.3.3.1. Зависимость гетерогенного эффекта от материала экранов

1.3.3.2. Зависимость гетерогенного эффекта от изотопного состава плутония

1.3.3.3. Сравнение эффектов гетерогенности в аксиальном и кольцевом гетерогенных вариантах

1.4. Сопоставление характеристик активных зон с аксиальной и кольцевой гетерогенностью

Выводы к главе

Глава 2. Расчетно-теоретические исследования по анализу и сравнению характеристик быстрых энергетических реакторов с различными видами топлива

2.1. Необходимость и проблемы сравнительных исследований быстрых реакторов с различными видами топлива

2.2. Сравнение характеристик реакторов с различными видами топлива при неизменной геометрии активной зоны

2.2.1. Исходные данные

2.2.2. Результаты сравнительных расчетов

2.3. Оптимизационные исследования 50 2.3 .1. Целевые функционалы и постановка оптимизационной задачи

2.3.2. Результаты оптимизационных исследований

2.3.2.1. Оптимизация по натуральным показателям (время удвоения Т2, системная наработка Rco)

2.3.2.2. Оптимизация по экономическому показателю - топливной составляющей затрат на производство энергии ТС

2.4. Области оптимальности 57 Выводы к главе 2.

Глава 3, Концепция быстрого энергетического реактора предельно достижимой безопасности, сочетающего нулевую величину НПЭР с нулевым запасом реактивности на выгорание

3.1. Подходы к решению проблемы безопасности больших реакторов за рубежом

3.2. Выбор конструкции и основных параметров активной зоны, сочетающей нулевую величину НПЭР с нулевым запасом реактивности на выгорание

3.3. Оптимизация размеров активной зоны

3.4. Выбор конструкции чехла ТВС

3.5. Выбор и обоснование системы регулирования

3.5.1. Эффективность систем СУЗ, необходимая для выполнения баланса реактивности в перспективном реакторе

3.5.2. Конструкция и расположение органов СУЗ

3.5.3. Оценки эффективности системы СУЗ

3.6. Стабильность полей тепловыделения

3.7. Основные параметры и характеристики активной зоны 69 Выводы к главе

Глава 4 Концепция быстрого реактора, обеспечивающего ядерное нераспространение технологическими мерами

4.1. Общие черты рассматриваемой концепции

4.2. Выбор исходных параметров перспективного быстрого энергетического реактора с натриевым теплоносителем

4.2.1. Мощность реакторной установки

4.2.2. Выбор топлива

4.2.3. Обеспечение самозащищенности реактора к проектным и запроектным авариям на основе развития свойств пассивной безопасности

4.2.4. Характеристики воспроизводства

4.3. Конструктивные параметры перспективного быстрого реактора

4.4. Расчетные модели

4.5. Поисковые исследования 7g

4.5.1. Использование циркониевых отражателей

4.5.2. Повышение объемной доли топлива

4.6. Проблема выравнивания поля тепловыделения

4.6.1. Выравнивание составом активной зоны

4.6.2. Выравнивание обогащением топлива

4.7. Расчетные физические характеристики активной зоны

4.8. Переходный режим реактора 83 Выводы к главе

Глава 5. Реактор с предельно высоким воспроизводством, работающий за счет подпитки обедненным ураном в открытом топливном цикле

5.1. Исходные предпосылки

5.1.1. Обоснование выбора топлива

5.1.2. Исходные параметры

5.2. Выбор и обоснование способа перегрузки ТВС

5.2.1. Расчетная модель и физические особенности системы, перегружаемой с перестановками от периферии к центру

5.2.2. Физические особенности системы, перегружаемой со «сложной» последовательностью перестановок

5.3. Характеристики реактора, работающего за счет подпитки обедненным ураном

5.4. Использование замедлителя для повышения скорости накопления плутония

5.4.1. Использование замедлителя на периферии активной зоны

5.4.2. Использование замедлителя в активной зоне

5.5. Использование свинцово-висмутового теплоносителя 97 Выводы к главе

5

Список принятых сокращений

АЭС - атомная электростанция БР - быстрый реактор ЯЭ - ядерная энергетика ТВС - тепловыделяющая сборка

НПЭР - натриевый пустотный эффект реактивности при осушении активной зоны и вышерасположенных конструкций (натриевой полости и др.) НПЭРаз -натриевый пустотный эффект реактивности при осушении только активной зоны СУЗ - система управления й защиты реактора A3 - система аварийной защиты реактора КС - система компенсации реактивности реактора АР - система автоматического регулирования ВЗВ - внутренняя зона воспроизводства KB - коэффициент воспроизводства КВА - коэффициент воспроизводства в активной зоне

Условные обозначения

W, МВт - тепловая мощность реактора

WM, МВт(эл). - электрическая мощность реактора

Т2, лет - время удвоения

Roj, кг/год - системная наработка ядерного топлива (при заданном темпе развития со)

ТС, цент/кВт*час - топливная составляющая затрат на производство электроэнергии

Qv, Вт/см3 - объемная теплонадряженность

Qi, Вт/см - линейная теплонапряженность уэфф - эффективный выход нейтронов в результате деления ядра а 239 а - отношение микросечения захвата к микросечению деления изотопа Ри Кг - радиальный коэффициент неравномерности тепловыделения (средний за микрокампанию)

Kt = Кгтах/ Кгтш - показатель нестабильности тепловыделения во времени (здесь Кгшах и Krmm - максимальный и минимальный коэффициенты неравномерности, которые достигаются в течение микрокампании) Wt - интегральная мощность ТВС If, Sc - макросечения деления и захвата хг 8+40 т т238 п 240

Nc - сумма захватов на изотопах U и Ри

Ncf9+4! - сумма захватов и делений на изотопах Pu2j9 и Ри241

ВВЕДЕНИЕ

Быстрые энергетические реакторы с натриевым теплоносителем являются наиболее развитым и продвинутым перспективным направлением ядерной энергетики. Начиная с 60- годов XX века в ряде стран - бывшем СССР, США, Франции, Великобритании, Германии начались разработки проектов АЭС с быстрыми натриевыми реакторами большой мощности. Наибольших успехов в реализации этих проектов добились бывший СССР (БН-350, БН-600) и Франция (Феникс, Супер-Феникс). Так, в России в течение 20 лет успешно эксплуатируется реактор БН-600 со средним коэффициентом нагрузки -0.75. Дальнейшее развитие этого направления связывалось с разработкой проектов еще более мощных АЭС с быстрыми реакторами. Во Франции такой проект - Супер-Феникс мощностью 1200 МВт(эл) - был реализован. В бывшем СССР был разработан и начата -реализация проекта реактора БН-800. Кроме того, в середине 80- годов интенсивно развивался проект реактора БН-1600, а в западных странах - проект европейского реактора (EFR) мощностью 1500 МВт(эл).

Однако начиная с 90- годов XX века ситуация с развитием быстрых реакторов изменилась. Этому способствовали несколько причин. В развитых странах развитие ЯЭ резко замедлилось, и разработанные ресурсы дешевого урана оказались достаточными для поддержания существующего уровня ЯЭ. В связи с этим расширенное воспроизводство топлива, для чего собственно и нужны были БР, утратило свою актуальность. Кроме того, реализованные проекты быстрых реакторов оказались значительно дороже реакторов тепловых. И, наконец, усилилось давление общественности, особенно после Чернобыльской катастрофы, на ЯЭ вообще и БР в особенности, из-за необходимости использования в них радиационно опасного плутониевого топлива. В результате этого были закрыты демонстрационный реактор SNR-300 (Германия) и самый мощный БР в мире Супер-Феникс (Франция).

Тем не менее, в ряде стран проектирование и реализация БР продолжается. Так, в России продолжается разработка и строительство БР нового поколения БН-800. Интенсивные работы в этом направлении ведутся в Японии (Monju), Южной Корее (KALIMER) и Китае (CEFR). Главная идея быстрых реакторов не обесценилась, да и не может обесцениться. Сегодня именно они являются реальной основой будущей мировой энергетики, т.к. ресурсы органического топлива небезграничны, а другие перспективные направления, как, например, термоядерная энергия, слишком далеки от промышленной реализации.

Разработанная Минатомом «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века», одобренная правительством РФ в 2000 г., выделяет три главных задачи, стоящие перед ядерной энергетикой /I/:

- поддержание безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и их инфраструктуры;

- постепенное замещение действующих АЭС в ближайшие 20-30 лет энергоблоками повышенной безопасности с увеличением их экспортного потенциала;

- разработка и овладение ядерной энерготехнологией, отвечающей требованиям крупномасштабной ядерной энергетики по экономике, безопасности и топливному балансу.

Реализация «Стратегии.» позволит в полной мере использовать все принципиальные особенности ядерной энергетики, такие как:

- полное использование урана, что обеспечит энергетику ресурсами на многие сотни лет;

- малые объемы отходов и возможность из надежной локализации.

Исходя из этого, в «Стратегии» делается вывод, что «при любом варианте развития крупномасштабной ядерной энергетики будущего могут найти свое место разные типы реакторов при детерминирующей роли реакторов быстрых». Последние позволяют не только в сотни раз увеличить ресурсы ядерного топлива, но и существенно уменьшить экологическую нагрузку от ядерной энергетики за счет сжигания запасов плутония (энергетического и оружейного), выжигания актинидов и высокоактивных продуктов деления, использования накопившегося отвального урана, и многих других.

Основное требование к перспективным быстрым реакторам состоит в обеспечении их экономичности и безопасности, причем безопасности не только «активной», и но и «пассивной» (внутренне присущей), позволяющей самопроизвольно, без вмешательства систем автоматики, ограничивать развитие аварий. Более общее понятие «естественной безопасности», также предложенное в «Стратегии», обобщает принцип «внутренне присущей» безопасности на весь топливный цикл с учетом проблемы радиоактивных отходов и режима нераспространения.

В данной диссертационной работе автором предлагаются результаты выполненных в ФЭИ под руководством В.И. Матвеева концептуальных и проектных проработок активных зон перспективного большого быстрого натриевого энергетического реактора БН-1600 за период с 1980 по 2000 г., удовлетворяющих изменяющимся задачам, стоящим перед такими реакторами в течение указанного времени. Все проектные проработки выполнялись совместно с расчетным отделом Главного конструктора - ОКБМ (Н. Новгород).

Реактор БН-1600 рассматривается как серийная коммерческая установка, на которой должна базироваться будущая ядерная энергетика России и которая должна максимально удовлетворять предъявляемым к этой энергетике требованиям.

Первоначально реактор БН-1600 рассматривался на оксидном топливе. Электрическая мощность реактора составляла 1600 МВт, тепловая (в зависимости от модификаций тепловой схемы) - от 4050 до 4200 МВт. Этот реактор всегда рассматривался только в интегральной (баковой) компоновке. В начале 80х годов для этого реактора были разработаны оксидно-металлические гетерогенные компоновки активных зон, которые позволяли достичь необходимую величину КВ. Они вписывались в проектные размеры напорного коллектора реактора и в них достигались приемлемые теплогидравлические характеристики.

В дальнейшем, когда необходимость в высоком избыточном воспроизводстве отпала и основное внимание стало уделяться повышению безопасности и экономичности установки, была разработана принципиально иная активная зона реактора БН-1600М на нитридном топливе, в которой удалось совместить нулевые величины НПЭР и запаса реактивности на выгорание. Эскизный проект такой активной зоны был разработан ОКБМ в 1992 г. Воспроизводящие экраны большой толщины в таком реакторе уже не требовались, а от верхнего торцевого экрана вообще отказались в целях повышения его безопасности. Вместо металлического урана в экранах стал использоваться аналогичный топливу материал (нитрид урана). В последней концепции реактора БН-1600, обеспечивающей ядерное нераспространение, от воспроизводящих экранов отказались вообще.

Активная зона рассматриваемого реактора, также как и многие его конструктивные решения, определяемые ОКБМ, постоянно изменялись. Например, размеры активной зоны первоначально (в начале 80х) составляли: радиус - около 170 см, высота - 100-110 см,. Именно в этих размерах были разработаны проекты как гомогенной, так и двух гетерогенных компоновок (с аксиальной и кольцевой гетерогенностью). Размер ТВС под ключ составлял 139 мм. Развитие концепции этого реактора в сторону повышения его экономичности и безопасности (и обеспечения безопасности пассивной) привело к постепенному увеличению радиального размера активной зоны до -250 см, а ее высота при этом была снижена до ~75см. Соответственно были приняты ТВС с большим размером под ключ (184 мм), а также увеличенные диаметры твэл.

Как уже отмечалось, в начале 80х годов главной задачей перспективных БР было высокое воспроизводство вторичного ядерного топлива (КВ>1.5). Эта задача была поставлена решением НТС №1 Министерства в 1984 г. и имела высокий статус. В главе 1 настоящей диссертационной работы рассматриваются возможности повышения воспроизводства ядерного топлива за счет гетерогенных компоновок активных зон, которые позволяют значительно увеличить воспроизводство, не отказываясь от технологически освоенного оксидного топлива. Воспроизводящий материал металлический уран) в таких компоновках работает в щадящих условиях, с низкой теплонапряженностью и низкой глубиной выгорания. К началу 80х годов металлический уран в качестве воспроизводящего материала был достаточно хорошо отработан в НИИАР'е

Автором разрабатывались два типа гетерогенных компоновок активных зон применительно к реактору БН-1600:

- с пакетной (кольцевой) гетерогенностью, когда пакеты с воспроизводящим материалом располагаются в активной зоне в определенном порядке. Наилучшим оказалось их размещение в активной зоне концентрическими кольцами;

- с аксиальной (внутритвэльной) гетерогенностью, когда воспроизводящий материал располагается в центральной плоскости активной зоны в виде воспроизводящей аксиальной прослойки.

Указанные разработки, выполненные совместно с ОКБМ, были включены в физическую записку к эскизному проекту реактора БН-1600 с кольцевой и аксиальной гетерогенностью.

Подобные гетерогенные компоновки активных зон рассматривались и ранее, как в России, так и за рубежом. Однако эти разработки или ограничивались чисто методической направленностью (рассматривались лишь отдельные аспекты этих компоновок, на весьма упрощенных моделях и т.д.), или они рассматривались для достижения иных целей (например, для выравнивания поля тепловыделений при едином обогащении топлива, для выравнивания глубины выгорания топлива в активной зоне и т.д.).

Автором рассмотрены достоинства и недостатки этих компоновок, их специфика по сравнению с гомогенными компоновками. Некоторые аспекты кольцевых гетерогенных компоновок исследовались с помощью разработанного в МИФИ оптимизационного комплекса программ SAPFER.

В качестве альтернативы гетерогенным активным зонам для решения задач расширенного воспроизводства ядерного горючего рассматривалось использование перспективных видов топлива повышенной плотности - нитридного, карбидного, металлического и др. В этом случае высокие показатели воспроизводства могут быть достигнуты и в рамках традиционных (гомогенных) компоновок и усложнения активных зон за счет гетерогенности не требуется. Однако проектные разработки активных зон на перспективных видах топлива должны предваряться промышленным освоением этого топлива.

Аналогичные сравнительные исследования проводились и ранее, как за рубежом, так и в нашей стране. Однако их результаты, полученные в разное время, с использованием разных подходов, методов и ядерных констант трудно использовать для сравнительного и достаточно корректного анализа. В полной мере этой задаче отвечало бы сравнение характеристик на уровне эскизных проектов активных зон, выполненных применительно к одному и тому же типу реактора, однако для методических исследований это не представляется возможным. Некоторым приближением к решению указанной задачи является сравнение характеристик активных зон БР, оптимизированных по наиболее важным критериям.

В главе 2 представлены оба способа сравнений характеристик реакторов с различными видами топлива: как в рамках единой расчетной модели реактора типа БН-1600 (путем простой замены одного вида топлива на другой), так и для оптимизированных по наиболее важным критериям моделей реактора с помощью разработанного на кафедре 5 -МИФИ комплекса программ SAPFER для автоматической оптимизации БР.

Выполненная работа не позволила однозначно и обоснованно выбрать тип топлива перспективного реактора (и не претендовала на это), однако она позволила сделать ряд общих выводов, касающихся подходов к разработке быстрых реакторов, вопросов их оптимизации и постоптимизационного анализа результатов, соотношения различных показателей воспроизводства и топливной экономичности, а так же многих других.

За последние 2 десятилетия, особенно после Чернобыльской катастрофы, отношение к атомной энергетике в мире существенно изменилось. Самыми главными при проектировании БР стали вопросы безопасности, надежности и экономичности. При этом предпочтение отдается безопасности пассивной. Подобные работы проводятся и в других странах в области быстрых реакторов с натриевым охлаждением. Важным разделом данной работы стали исследования реакторов, в которых достигалась бы нулевая величина НПЭР при нулевом запасе реактивности на выгорание1*). Первое требование - нулевая величина НПЭР - вытекает из отечественных Правил ядерной безопасности, а второе -нулевой запас реактивности на выгорание - представляет собой страхование реактора от аварий, связанных с неконтролируемым подъемом (самоходом) компенсирующих стержней.

Возможность обеспечения нулевого запаса реактивности для больших межперегрузочных интервалов (порядка 1-2 лет) изучена достаточно хорошо и при использовании топлива повышенной плотности (нитридного, карбидного, металлического) принципиальных сложностей не вызывает. Этого можно достичь и при использовании оксидного топлива в рамках достаточно простой гетерогенной компоновки. Однако сложность этой проблемы связана с необходимостью одновременного обеспечения отрицательной или нулевой величины НПЭР, хотя бы в интегральном виде, как это требуют ПБЯ-89.

Отрицательная величина НПЭР, в принципе, также достаточно просто может быть получена в активных зонах с малым объемом или с большим уплощением, однако таким активным зонам свойственны большие потери реактивности от выгорания.

В ФЭИ была разработана концепция активных зон реакторов БН-800 и БН-1600, обладающих нулевым или отрицательным значением НПЭР. Суть этой концепции заключается в образовании непосредственно над активной зоной натриевой полости с малым содержанием стали, увеличивающей отрицательную составляющую НПЭР за счет

1) Удовлетворение этих двух условий необходимо, но еще недостаточно для создания реактора, способного переживать любые запроектные аварии, особенно тяжелой из которых является авария типа LOFWS (Loss Of Flow Without Scram - прекращение циркуляции теплоносителя без срабатывания систем СУЗ) утечки нейтронов из активной зоны. При оптимизации компоновки такой активной зоны существенное значение имеет определение области реактора, в которой определяется НПЭР. На основе возможной картины распространения кипения натрия по ТВС был предложен достаточно жесткий критерий - требование нулевого НПЭР в области, включающей только активную зону и верхнюю часть ТВС до головок. Такое определение позволяет надеяться, что при закипании натрия отрицательная составляющая НПЭР в натриевой полости будет компенсировать его положительную величину в активной зоне. Очевидно, что такая постановка существенно усложняет решение проблемы создания активной зоны, обладающей одновременно нулевыми значениями НПЭР и запаса реактивности. При использовании традиционного оксидного топлива достичь такие характеристики не удается.

В главе 3 рассматриваются вышеперечисленные проблемы разработки концепции активных зон с пассивной (внутренне присущей) безопасностью, т.е. таких активных зон, с которыми реакторные установки могли бы переживать любые аварийные ситуации без вмешательства каких-либо инженерных систем и обслуживающего персонала.

В процессе исследований были рассмотрены различные компоновки активных зон (гомогенные, гетерогенные), различные виды топлива (оксидное, нитридное, карбидное, металлическое), в достаточно широких пределах варьировались размеры активной зоны. В результате были выбраны компоновка и размеры активной зоны, мощность реактора, внутренняя структура ТВС и вид топлива, при которых достигается требуемое сочетание параметров безопасности. Отметим, что совместить противоречивые требования -нулевой НПЭР и нулевой запас реактивности на выгорание удалось опять же благодаря высоким бридинговым показателям быстрых реакторов на плотных (карбидном, нитридном) видах топлива.

Четвертая глава посвящена проблемам обеспечения безопасности БР в широком смысле, включая защищенность реакторов и их топливного цикла от использования для несанкционированного производства ядерного оружия.

Для большинства ученых и специалистов очевидно, что не существует какой-либо реальной альтернативы ядерной энергетике в обеспечении стран энергией в связи с исчерпанием традиционных видов топлива и необходимостью решения проблем все усиливающегося загрязнения окружающей среды продуктами горения, главным образом, углеводородов. Очевидно также, что в следующем веке в связи с ростом народонаселения и экономического роста развивающихся стран, прежде всего в Азии, потребуется значительный рост производства энергии. Осуществить это возможно лишь за счет дальнейшего развития ядерной энергетики с использованием быстрых реакторов-бридеров. Но для этого должна быть разработана и представлена обществу новая ядерная технология, которая станет основой для последующего широкомасштабного развития ядерной энергетики. Эта точка зрения активно пропагандируется и обосновывается Адамовым Е.О. и Орловым В.В /2/. Ими были сформулированы основные требования, которым должна удовлетворять ядерная технология будущего:

- снижение более чем на порядок удельного потребления природного урана;

- убедительная демонстрация безопасности крупномасштабного производства энергии на АЭС в течение длительного периода времени при детерминистическом исключении аварий с катастрофическим выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду при любых реализуемых ошибках персонала, отказах оборудования и внешних воздействиях, за исключением ядерных ракетных ударов;

- убедительно доказуемая безопасность захоронения радиоактивных отходов на многие тысячи лет без нарушения природного радиационного баланса;

- укрепление международного режима нераспространения ядерного оружия технологическими мерами, т.е. путем исключения реальной технологической возможности извлечения плутония и урана-233 из топлива, циркулирующего в замкнутом топливном цикле, или кражи топлива;

- снижение стоимости АЭС по сравнению со стоимостью существующих ядерных энергоблоков и сокращение: расходов на производство электроэнергии в целях восстановления конкурентоспособности ядерной энергетики по отношению. к ископаемому топливу.

Упомянутые выше авторы в качестве основы для этой ядерной технологии предлагают использовать быстрый реактор со свинцовым охлаждением. Не обсуждая достоинства, а также возможные недостатки такого реактора, считаю необходимым отметить, что и быстрые энергетические реакторы с натриевым теплоносителем обладают всеми необходимыми свойствами и качествами для их широкого использования в ядерной энергетике следующего века. Они могут отвечать всем тем условиям и требованиям ядерной технологии будущего, которые были приведены выше и, самое главное, они опираются на большой и положительный опыт использования в промышленном масштабе.

Автором приводятся результаты выполненных исследований по определению и обоснованию основных параметров активной зоны перспективного быстрого энергетического реактора мощностью 1600 МВт(эл) с натриевым теплоносителем, отвечающего требованиям новой ядерной технологии. Для такого реактора предполагается работа в замкнутом топливном цикле с использованием специальной технологии переработки ядерного топлива, в которой производится только отделение осколков, а разделение урана и плутония не производится. В этом случае плутоний в чистом виде нигде в топливном цикле не появляется, и технология его отделения-не используется. Тем самым предотвращается возможность использования топлива и топливного цикла таких реакторов для производства ядерного оружия. Автором показана возможность и способы преобразования активной зоны с внутренне присущей безопасностью в активную зону, отвечающую требованиям новой ядерной технологии, обоснован выбор ее основных физических параметров, способ выравнивания поля тепловыделения, организация переходного режима работы такого реактора.

Реализация ядерной энергетики с использованием быстрых реакторов в их традиционной концепции требует широкомасштабного развития радиохимических производств по переработке облученного топлива, а так же других предприятий внешнего топливного цикла. Однако вследствие многих причин, связанных с экономикой, экологией и политикой сегодняшние АЭС работают и еще длительное время будут работать в открытом топливном цикле. Переработка и повторное использование облученного топлива в настоящее время считается неприемлемо дорогим и радиационно опасным. Существует мнение, что дешевле и безопаснее отработавшее топливо просто хранить до тех пор, пока ситуация не изменится. Поэтому определенный интерес представляет разработка реактора, который мог бы в открытом топливном цикле работать более эффективно, чем тепловой, и в то же время был бы более безопасным.

Идеальное решение этой проблемы представляет собой модель реактора с предельно высоким воспроизводством, в которой ядерное топливо (плутоний' или обогащенный уран) используется только для стартовой загрузки. В дальнейшем такой реактор может работать неограниченно долго, потребляя лишь обедненный уран. Его критичность обеспечивается накапливающимся в процессе работы плутонием. По своей еути этот реактор представляет собой предельный случай гетерогенной активной зоны, в которой внутренняя зона воспроизводства вытеснила из активной зоны все топливо и заняла весь ее объем.

Идеи такого реактора высказывались К. Фуксом и С.М. Фейнбергом еще в 50-х -начале 60-х годов. Ряд теоретических проработок в этом направлении проводился в ИПМ и в ФЭИ, однако реальной физической концепции реактора создано не было. Проработки, которые показали принципиальную возможность реализации реактора такого типа, были проведены автором в 94-96 годах. Был обоснован выбор топлива, конструкция активной зоны и способ ее равномерно-частичных перегрузок, при которых модель реактора может сохранять критичность, способ выравнивания поля тепловыделения. Результаты этих проработок представлены в главе 5.

Полученная модель реактора оказалась очень своеобразной как с физической, так и с экономической точек зрения. Своеобразие нейтронно-физических процессов связано с тем, что в такой активной зоне формируется собственное пространственное распределение равновесных изотопных составов топлива, которое определяется способом ее равномерно-частичных перегрузок. Экономическое своеобразие состоит в том, что в отличие от гетерогенных моделей (для которых необходима радиохимическая переработка топлива, иначе они просто не нужны), такая модель может весьма эффективно использовать топливо в открытом топливном цикле. Техническая реализация реактора такого типа представляется пока проблематичной из-за необходимости обеспечить очень высокое выгорание топлива, необходимое для достаточного накопления плутония. Данная разработка является некоторым отступлением от темы, и ее доведение до уровня проекта не предполагалось.

Более подробно этот материал излагается в 1-5 главах этой работы.

Актуальность и практическая ценность

Актуальность темы состоит в разработке и обосновании физических концепций активных зон перспективных быстрых энергетических реакторов, отвечающих требованиям, предъявляемым к ядерной энергетике будущего. Такими требованиями в свое время были высокое воспроизводство, затем - безопасность (в т.ч. внутренне присущая безопасность), надежность и экономичность. На современном этапе требование высокого воспроизводства перестало быть актуальным, но возникло новое требование обеспечения технологической защищенности топливного цикла от ядерного распространения. Кроме того, усилились требования по обеспечению экологической безопасности энергетических реакторов.

Цель работы

Целью диссертационной работы являлся выбор и обоснование оптимальных компоновок и физических параметров активных зон перспективного быстрого энергетического реактора типа БН-1600, максимально удовлетворяющих требованиям, предъявляемым к ядерной энергетике будущего. В диссертации представлены 5 таких активных зон: гетерогенные активные зоны с аксиальной (1) и кольцевой (2) гетерогенностью; активная зона с предельно достижимой безопасностью, сочетающей нулевую величину НПЭР с нулевым запасом реактивности на выгорание (3); активная зона с предельно достижимой безопасностью, обеспечивающей ядерное нераспространение (4); а также активная зона, работающая в открытом топливном цикле за счет подпитки обедненным ураном (5).

Научная новизна

Новыми являются следующие разработки:

1. Гетерогенные компоновки активных зон для обеспечения максимального воспроизводства топлива в рамках проектной конструкции реактора БН-1600.

2. Компоновка активной зоны быстрого натриевого реактора, обеспечивающая совмещение нулевого значения НПЭР. с нулевым запасом реактивности на выгорание.

3. Компоновка активной зоны быстрого реактора с натриевым охлаждением, обеспечивающая совмещение нулевого НПЭР с нулевым запасом реактивности на выгорание и способная работать в топливном цикле, технологически защищенном от ядерного распространения.

4. Модель быстрого реактора, способного работать за счет потребления только обедненного урана. По сути этим впервые доказана теорема существования такого реактора.

Автор выносит на защиту:

1. Выбор и обоснование компоновок и физических параметров оксидно-металлических гетерогенных активных зон (кольцевого и аксиального типа) реактора БН-1600, обеспечивающих высокий уровень воспроизводства.

2. Выводы о назначении и возможностях практического использования автоматических оптимизационных комплексов (типа SAPFER) для исследований перспективных быстрых реакторов, включая реакторы с гетерогенными активными зонами и реакторы на перспективны видах топлива.

3. Компоновка и основные физические параметры активной зоны перспективного быстрого реактора типа БН-1600, обеспечивающие совмещение нулевого запаса реактивности на выгорание и нулевой величины НПЭР.

4. Компоновка и физические параметры активной зоны реактора типа БН-1600 с нулевыми величинами НПЭР и запаса реактивности на выгорание, обеспечивающие работу реактора в топливном цикле без отделения плутония от урана при химпереработке облученного топлива. Это позволяет обеспечить технологическую защищенность топливного цикла от распространения плутония и его использования для производства ядерного оружия.

5. Модель и основные характеристики быстрого реактора, способного работать в открытом топливном цикле при подпитке только обедненным ураном. В этой модели согласованы основные параметры и наиболее важные конструктивные и другие особенности реактора, позволяющие осуществить такой режим -использование металлического топлива и циркониевых отражателей, требуемая глубина выгорания и специальная программа перегрузок топлива.

Личный вклад автора:

Расчетные исследования, положенные в основу выносимых на защиту результатов, выполнены автором лично или под его непосредственным руководством:

1. Выполнена оптимизация и определены исходные параметры и расчетные характеристики оксидно-металлических гетерогенных компоновок (кольцевого и аксиального типов) активных зон реактора БН-1600, обеспечивающих требуемый уровень воспроизводства;

2. Выполнен анализ результатов оптимизационных исследований и сделаны выводы о назначении и возможностях использования автоматических оптимизационных комплексов для исследований перспективных быстрых реакторов (на примере реакторов с кольцевой гетерогенной активной зоной, а также реакторов на перспективны видах топлива);

3. Определена компоновка, исходные параметры и условия, позволяющие совместить в перспективном БР нулевой запас реактивности на выгорание и нулевую величину НПЭР;

4. Определена компоновка, исходные параметры и условия, позволяющие активной зоне с внутренне присущей безопасностью обеспечить технологическую невозможность использования ее топлива для производства ядерного оружия.

5. Определены компоновка, исходные параметры и условия осуществимости реактора, способного работать в открытом топливном цикле за счет потребления обедненного урана;

Диссертация отражает основные результаты расчетных исследований с 1980 по 1999 годы, выполненные автором в лаборатории 9 ФЭИ, с целью разработки и обоснования концепции перспективного быстрого энергетического реактора.

Многие работы выполнялись в соавторстве с сотрудниками лаборатории 9 ФЭИ

В.И. Матвеевым, |А.И. Новожиловым!? С.Б. Бобровым, И.В. Малышевой, а так же

A.М. Кузминым и его коллегами (Д.В Мориным, Н.И. Гераскиным, А.Е. Новиковым и

B.C. Окуневым) с кафедры 5 МИФИ (Москва). Основные материалы диссертации автора в диссертациях соавторов практически не отражались или использовались лишь для сравнения. Результаты оптимизационных исследований с помощью комплекса SAPFER частично отражались в диссертациях соавторов-разработчиков этого комплекса для демонстрации работоспособности защищаемых ими расчетных методов.

Все работы выполнялись под научным руководством В.И. Матвеева, которому автор глубоко признателен за постановку задач, многочисленные ценные замечания и плодотворную критику.

В основу диссертации положены материалы отчетов о научно-исследовательской работе и докладов на внутрисоюзных, российских и международных семинарах.

Физические записки к эскизному проекту реактора БН-1600:

1. "Реактор. Расчеты физические и теплогидравлические гетерогенных оксидно-металлических активных зон ОК-5Ю кольцевого и аксиального типов. Отчет ОКБМ, ФЭИ инв. 2053 ДСП, г. Горький, 1982

2. Зона реактора БН-1600М. Пояснительная записка РНАТ.501341.006 ПЗ №780083, ОКБМ, Н. Новгород, 1992

Отчеты ФЭИ:

1. Расчетные исследования реактора БН-1600 с гетерогенной активной зоной аксиального типа. Отчет ФЭИ N3651 ДСП 1983г

2. Расчетные исследования теплогидравлики реактора БН-1600 с гетерогенной активной зоной кольцевого типа. Отчет ФЭИ N 4009 ДСП 1984г

3. Разработка концепции активной зоны с нулевыми значениями НПЭР и запаса реактивности, обеспечивающей безопасное прохождение через запроектные аварии Отчет/ФЭИ N 8665 1993 г.

4. Расчетные исследования по выбору оптимальной компоновки активной зоны, исходя из требований нулевых значений интегрального НПЭР, запаса реактивности на выгорание и КВА-1. Выбор и обоснование системы регулирования реактора. Отчет/ФЭИ N 10055 1999 г

5. Выбор наиболее приемлемого способа профилирования поля энерговыделения в перспективном реакторе с точки зрения организации внешнего топливного цикла без отделения плутония от урана при химпереработке. Отчет/ФЭИ N 10066 1999 г

6. Расчетные исследования гетерогенных компоновок активных зон кольцевого типа с использованием оптимизационного комплекса SAPFER. Отчет \ ФЭЙ, МИФИ, инв. № 4365 ДСП, Обнинск, 1985.

7. Расчетно-теоретические исследования по анализу и сравнению характеристик БР с различными видами топлива. Отчет \ ФЭИ, МИФИ, инв. № 5549 ДСП, Обнинск, 1988

Препринты ФЭИ:

1. Елисеев В.А., Матвеев В.И, Тошинский Г.И. Быстрые реакторы, охлаждаемые сплавом свинец-висмут, существенно увеличивающие эффективность открытого ядерного топливного цикла. Препринт ФЭИ № 2597, 1997 г.

2. Елисеев В.А., Матвеев В.И. Концепция перспективного быстрого реактора большой мощности с натриевым теплоносителем на принципах естественной безопасности и ядерного нераспространения. Препринт ФЭИ № 2879. Обнинск, 2001 г.

Апробация работы

Основные положения работы докладывались на международных конференциях и семинарах: Конференции МАГАТЭ 1983 и 1985 г., Конференция ядерного общества РФ, Обнинск, 5-9 октября 1999 г., Международная конференция ТЖМТ-98 («Тяжелые теплоносители в ядерных технологиях»), Обнинск, 5-9 октября 1998 г., Международная конференция «Безопасность быстрых натриевых реакторов», Обнинск, октябрь 1994 г., Советско-японский семинар «Улучшение показателей топливного цикла реакторов на быстрых нейтронах.», Обнинск, 9-15 сентября 1990 г., Советско-японский семинар «Расчетно-теоретические и экспериментальные исследования физических проблем проектирования БР», Обнинск, 24-27 июля, 1989 г.,. Ежегодные международные семинары МИФИ по физике реакторов «Волга» в 1987,88, 89,91 гг.

Публикации

В основу диссертации положены материалы отчетов о научно-исследовательской работе и докладов на внутрисоюзных, российских и международных семинарах. По результатам работы опубликованы 9 статей в журналах и сборниках, 2 препринта ФЭИ, получено 1 авторское свидетельство. Выпущено более 30 тематических отчетов о научно-исследовательской работе и 2 физических зайиски к эскизным проектам реакторов БН-1600 и БН-1600М.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, приложения и списка литературы и источников. Объем работы составляет 113 страниц, из них 99 страниц основного печатного текста, 36 рисунков, 44 таблицы. Приложение на 4 стр. Список литературы и источников на 8 стр. состоит из 151 наименований.

2. Выводы о назначении и возможностях практического использования автоматических оптимизационных комплексов (типа SAPFER) для

Заключение Ю1 исследований перспективных быстрых реакторов, включая реакторы с гетерогенными активными зонами и реакторы на перспективны видах топлива.

3. Компоновка и основные физические параметры активной зоны перспективного быстрого реактора типа БН-1600, обеспечивающие совмещение нулевого запаса реактивности на выгорание и нулевой величины НПЭР.

4. Компоновка и физические параметры активной зоны реактора типа БН-1600 с нулевыми величинами НПЭР и запаса реактивности на выгорание, обеспечивающие работу реактора в топливном цикле без отделения плутония от урана при химпереработке облученного топлива. Это позволяет обеспечить технологическую защищенность топливного цикла от распространения плутония и его использования для производства ядерного оружия.

5. Модель и основные характеристики быстрого реактора, способного работать в открытом топливном цикле при подпитке только обедненным ураном. В этой модели согласованы основные параметры и наиболее важные конструктивные и другие особенности реактора, позволяющие осуществить такой режим - использование металлического топлива и циркониевых отражателей, требуемая глубина выгорания и специальная программа перегрузок топлива.

Все указанные разработки выполнены или лично автором, или под его непосредственным руководством.

1. Адамов Е.О., Орлов В.В. Развитие атомной энергетики на базе новых концепций ядерных реакторов и топливного цикла. Международная конференция ТЖМТ-98 «Тяжелые теплоносители в ядерной энергетике», Обнинск, октябрь 1998 г.

2. Троянов М.Ф., Матвеев В.И., Новожилов А.И. и др. Концепция активных зон энергетических реакторов на быстрых нейтронах; оптимизация физических характеристик реактора БН-1600. Доклад IAEA-SM-244/81. Aix-en-Provence, France, Sept. 1979.

3. Орлов В.В. Слесарев И.С. Троянов М.Ф. Доклад на международную конф. "Пути развития энергетических реакторов на быстрых нейтронах с высоким коэффициентом воспроизводства" IAEA-CN-42/363, Vol.5 Vienna, 1983

4. Фейнберг С.М. Высоконапряженный реактор на быстрых нейтронах с газовым теплоносителем. Международный симпозиум по мирному использованию ядерной энергии, 1967 г., т. 1.

5. Tzanos С., Barthold W. Design Consideration for Large Heterogeneous LMFBR. Nucl. Technology, v. 36, p. 262, 1977

6. Thornton D. et al. Recent Commercial Fast Reactor Design with Improved Safety Features. Int. Conf. Optimisation of Sodium Cooled Fast Reactors, London, 1977.

7. Naser J., Sehgol В., Wincleblack k. et all. LMFBR Heterogeneous Core Designs with Axial Internal Blankets. ANS Trns., 1977, v. 26, p.561.

8. Marth W., Wehmann U. Breeding in Fast Breeder Reactors: Last and Future Tendencies. Lions, France, July 1985 LAEA-SM-284/25

9. Wade D.C., Chang Y.I. The Integral Fast Reactor Concept: Physics of Operation and Safety. Nuc!. Sci. and Eng., v. 100, Dec. 1988, p.496.

10. Inoue K. et al. Development of an Axially Heterogeneous Core Concept for 1000 Mwe Fast Reactor. Lion, France, July 1985 IAEA-SM-284-18

11. Kamei M. Core Design Study for Large LMFBR. Japan-USSR Seminar on Improvement of Characteristics of EBR Core. Obninsk, 1990.

12. An S., ShikarataK. A Review of Fast Reactor Physics Activities in Japan. JAIF-GKAE Seminar on Calculation and Experiments on Physical Problem of Designing FBRs. Obninsk 23-27 July 1989

13. Kamei Т., JamaokaM., Moriki Y. et al. An Axially and Radially Two-zoned Large Fast Reactor Core Concept . Lions, France, July 1985 IAEA-SM-284/81P

14. Kamei Т., JamaokaM., Moriki Y. et al, An Axially and Radially Two-zoned Large LMFBR Core Concept . Nucl. Technology, v. 71, No 3, p. 548, Dec. 1985

15. Inoue K. et al. An Axially Heterogeneous Core Concept for Large LMFBRs and its HCDA Behavior. Nucl. Technology, v. 63, No 2, p. 215, Nov. 1983 ШСРА-Hvpothetical Core Destructive Accident)

16. Развитие концепции гетерогенных активных зон в Японии. Атомная техника за рубежом, №7, июль, 19841. Литература

17. Адамов Е.О., Орлов В.В. Развитие атомной энергетики на базе новых концепций ядерных реакторов и топливного цикла. Международная конференция ТЖМТ-98 «Тяжелые теплоносители в ядерной энергетике», Обнинск, октябрь 1998 г.

18. Троянов М.Ф., Матвеев В.И., Новожилов A.M. и др. Концепция активных зон энергетических реакторов на быстрых нейтронах; оптимизация физических характеристик реактора БН-1600. Доклад IAEA-SM-244/81. Aix-en-Provence, France, Sept. 1979.

19. Орлов В.В. Слесарев И.С. Троянов М.Ф. Доклад на международную конф. "Пути развития энергетических реакторов на быстрых нейтронах с высоким коэффициентом воспроизводства" IAEA-CN-42/363, Vol.5 Vienna, 19.83.

20. Фейнберг С.М. Высоконапряженный реактор на быстрых нейтронах с газовым теплоносителем. Международный симпозиум по мирному использованию ядерной энергии, 1967 г., т. 1.

21. Tzanos С., Barthold W. Design Consideration for Large Heterogeneous LMFBR. Nucl. Technology, v. 36, p. 262, 1977.

22. Thornton D. et al. Recent Commercial Fast Reactor Design with Improved Safety Features. Int. Conf. Optimisation of Sodium Cooled Fast Reactors, London, 1977.

23. Naser J., Sehgol В., Wincleblack k. et all. LMFBR Heterogeneous Core Designs with Axial Internal Blankets. ANS Trns., 1977, v. 26, p.561.

24. Marth W., Wehmann U. Breeding in Fast Breeder Reactors: Last and Future Tendencies. Lions, France, July 1985 IAEA-SM-284/25.

25. Wade D.C., Chang Y.I. The Integral Fast Reactor Concept: Physics of Operation and Safety. Nucl. Sci. and Eng., v. 100, Dec. 1988, p.496.

26. Inoue K. et al. Development of an Axially Heterogeneous Core Concept for 1000 Mwe Fast Reactor. Lion, France, July 1985 IAEA-SM-284-18.

27. Kamei M. Core Design Study for Large LMFBR. Japan-USSR Seminar on Improvement of Characteristics of EBR Core. Obninsk, 1990.

28. An S., Shikarata K,. A Review of Fast Reactor Physics Activities in Japan. JAIF-GKAE Seminar on Calculation and Experiments on Physical Problem of Designing FBRs. Obninsk 23-27 July 1989.

29. Kamei Т., Jamaoka M., Moriki Y. et al. An Axially and Radially Two-zoned Large Fast Reactor Core Concept . Lions, France, July 1985 IAEA-SM-284/8IP.

30. Kamei Т., Jamaoka M., Moriki Y. et al. An Axially and Radially Two-zoned Large LMFBR Core Concept . Nucl. Technology, v. 71, No 3, p. 548, Dec. 1985.

31. Inoue K. et al. An Axially Heterogeneous Core Concept for Large LMFBRs and its HCDA Behavior. Nucl. Technology, v. 63, No 2, p. 215, Nov. 1983. (HCDA-Hypothetical Core Destructive Accident)

32. Развитие концепции гетерогенных активных зон в Японии. Атомная техника за рубежом, №7, июль, 1984.

33. Бобров С.Б., Данилычев А.В., Елисеев В.А. и др. Пути развития быстрых энергетических реакторов с высоки коэффициентом воспроизводства. Ат. энергия, 1983, т. 54, вып. 4, с.259. апрель 1983 г.

34. Бобров С.Б., Данилычев А.В, Илюнин В.Г. Доклад на советско-японский семинар "Пути развития энергетических быстрых реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства". ФЭИ исх. 12-03/589 от 17.06.82 г. Обнинск.

35. Матвеев В.И и др. Быстрый ядерный реактор с гетерогенной активной зоной. Авторское свидетельство N° 1017105.

36. Orlov V., Slesarev L, Alexeev P. et al. The Concept of Fast Sodium Power Reactor with In-assembly Heterogeneity. NEACRP, A-839, Finland, 1987.

37. Бобров С.Б., Новожилов А.И. и др. Быстрый ядерный реактор с гетерогенной активной зоной крестообразного типа. Авторское свидетельство № 803715.

38. Расчетные исследования реактора БН-1600 с гетерогенной активной зоной аксиального типа. Отчет ФЭИ N3651 ДСП 1983г.

39. Поле тепловыделения, показатели воспроизводства и безопасности в активной зоне с аксиальной воспроизводящей прослойкой реактора БН-1600. Отчет ФЭИ N 4833 ДСП 1986г.

40. Елисеев В.А., Матвеев В.И. Доклад на советско-японский семинар «Оптимизация гетерогенной активной зоны с аксиальной прослойкой» ФЭИ, исх. N 64-03/549 от 16.06.87.

41. Елисеев В.А., Матвеев В.И. Доклад на семинар стран-членов СЭВ "Оптимизация гетерогенной активной зоны с аксиальной воспроизводящей прослойкой". Исх. № ФЭИ 64-03/386 от 03.05.88

42. Сравнение различных вариантов компоновок гетерогенных активных зон быстрых реакторов. Отчет ФЭИN4137 ДСП 1984г

43. Основные физические характеристики реактора БН1600 с гетерогенной активной зоной аксиального типа, полученные на основе трехмерных расчетов в ГЕКС-Z геометрии. Отчет ФЭИ N5223 ДСП 1987г.

44. Реактор БН-1600М. Зона активная модульная гетерогенная. Техническое предложение ОКБМ, г. Горький, исх.3-44/2-227 ДСП от 31.01.91.

45. Эскизный проект РНАТ.501341.001 ЭП гетерогенной модульной активной зоны РУ БН-1600. ОКБМ, г. Нижний Новгород, исх. 44/6-2202 от 16.12.91 г.

46. Хромов В.В., Кузьмин A.M., Орлов В.В. Метод последовательной линеаризации в задачах оптимизации реакторов на быстрых нейтронах. М: Атомиздат, 1978.

47. Методика и программа для выбора оптимальных компоновок быстрых ядерных реакторов SAPFER. Отчет /МИФИ, № госрегистрации 80065590, Москва, 1983.

48. Гераскин Н.И., Кузмин A.M., Морин Д.В. и др. Алгоритмы и программа оптимизации состава зон реакторов на быстрых нейтронах. ВАНТ, Серия «Физика и техника ядерных реакторов, 1983, вып. 4(33), с. 50-53.

49. Опытная эксплуатация оптимизационного комплекса программ для расчета быстрых реакторов. Отчет \ МИФИ, ФЭИ, инв. № 2212 ОСО, Москва, 1983 г.

50. Расчетные исследования гетерогенных компоновок активных зон кольцевого типа с использованием оптимизационного комплекса SAPFER. Отчет \ ФЭИ, МИФИ, инв. № 4365 ДСП, Обнинск, 1985.

51. Оптимизация параметров быстрого реактора с помощью комплекса SAPFER. Часть 1. Реактор с гомогенной активной зоной. Отчет \ ФЭИ, МИФИ, инв. № 5141 ДСП, Обнинск, 1987.

52. Оптимизация параметров быстрого реактора с помощью комплекса SAPFER. Часть 2. Реактор с гетерогенной активной зоной. Отчет \ ФЭИ, МИФИ, инв. № 5198 ДСП, Обнинск, 1987.

53. Исследования физических характеристик реактора БН-1600 с гетерогенной активной зоной Отчет ФЭИ N 2773 ДСП 1980г.

54. Оптимизация состава гетерогенной активной зоны для реактора БН-1600 Отчет ФЭИ N 2891 ДСП 1981г.

55. Расчетные исследования теплогидравлики реактора БН-1600 с гетерогенной активной зоной кольцевого типа. Отчет ФЭИ N 4009 ДСП 1984г.

56. Программа АМБАР малогруппового диффузионного расчета реактора в двумернойгексагональной геометрии. Краткое описание и инструкция. Отчет ФЭИ N 6476 ДСП 1981г.

57. Комплекс программ RC-81. Принцип организации и программы обеспечения работ комплекса. Отчет ФЭИ N 3012 ДСП 1981г.

58. Реактор. Расчеты физические активной зоны с оксидным топливом и зоны воспроизводства. Отчет ОКБМ, ФЭИ инв.Г3271 ДСП г. Горький ,1981.

59. Ott. К., Borg R. Nucl. Sci. and Eng., v.62, No 2, 1979, p.243.

60. Каграманян B.C., Камаев A.A. К вопросу об учете высших изотопов плутония в определении показателей воспроизводства реакторов-размножителей. Доклад на Всесоюзной конференции по физике реакторов, Москва, МИФИ, июнь 1979 г.

61. Троянов М.Ф., Каграманян B.C. и др. Экономия затрат на топливо на начальном этапе ввода быстрых реакторов. Атомная энергия, т. 55, вып. 2, стр. 77, август, 1983 г.

62. Техническое задание на разработку гетерогенной оксидно-металлической активной зоны реактора БН-1600. (два варианта: с кассетной кольцевой гетерогенностью и с внутритвэльной - аксиальной гетерогенностью). Исх. ФЭИ 300-05/39 ДСП от 27.03.1985 г.

63. Результаты расчетных исследований по обоснованию выбора вариантов гетерогенных активных зон для дальнейших проработок Отчет ФЭИ N4479 ДСП 1985г.

64. Pluta P.R. et al. PRISM: An Innovative Inherently Safe Modular Sodium Cooler Breeder Reactor. Advances in Nuclear Science and Technology, v.19, 1987, p. 109-202.

65. Improved Reactor Systems in USA. (PRISM, SAFR, HTGR). Int. Conf. on Nucl. Power Performance and Safety. IAEA-CN-48/196, Vienna, 28 Sept- 2 Oct. 1987.

66. Cyorey G. PRIZM, the Plant Design Concept the US. Advanced Liquid Metal Reactor Program . In Proc. of Symp. Fast Breeder Reactors Experience and Trends. Lyons,22-26 July, 1986, v.2, 11).

67. Технико-экономичпеские аспекты модульных быстрых реакторов. Обзор. Ядерная техника за рубежом, № 3, стр. 3, 1989.

68. Kasai S., Ogava S., Hayafune H. et al. A Study of the Recycle Core Using Nitride Fuel in an Advanced Nuclear Recycling System. Proc. on Int. Conf. of Future Nuclear Systems GLOBAL-97.

69. Создание Европейского быстрого реактора. Обзор. Ядерная техника за рубежом, № 8, стр. 18, 1989.

70. Адамов Е.О. и др. Показатели, реакторов крупномасштабной энергетики России. Атомная Энергия, т. 85, вып. 5, с. 351, 1998 г.

71. Концепция экономичного быстрого натриевого реактора на принципах естественной безопасности, радиационной эквивалентности и нераспространения плутония. Отчет ФЭИ инв. № 10318, 2000 г.

72. Бобров С.Б. и др. Сравнительные параметры топливного цикла быстрых реакторов с различной активной зоной. "Атомная Энергия", т.64, вып. 1, январь 1988 г.

73. Мурогов В.М. и др. Перспективы использования металлического топлива в быстрых реакторах Препринт ФЭИ- 1913, Обнинск, 1988 г.

74. Новожилов А.И. и др. Использование карбидного топлива в быстрых реакторах. Аналитический обзор. Препринт ФЭИ, ОБ-57, 1978.

75. Зинин А.И. Пакет прикладных программ РБР-80. ВАНТ, Серия «Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып. 5, с. 73.

76. Пакет прикладных программ РБР-80 комплексного расчета и оптимизации быстрых реакторов Отчет/ФЭИ, инв N 6899, 1984г.

77. Расчетные исследования физических и теплогидравлических характеристик активной зоны реактора ОК-510 с твэлами диаметром 7.4 мм. Отчет/ ОКБМ, ФЭИ, инв N 71/93 ДСП, г. Горький, 1987 г.

78. Система константного обеспечения АРАМАКО-С1. Отчет/ФЭИ, инв.И 7012, 1984 г

79. Программа SYNTES для расчета реакторов в двумерной геометрии. Описание программы. Отчет/ МИФИ инв. N 0182.600 2494, Москва, 1985 г.

80. Физико-экономический анализ характеристик активных зон с различными видами топлива. Отчет \ ФЭИ, МИФИ, инв. № 5761 ДСП, Обнинск, 1989.

81. Сравнительный анализ технико-экономических характеристик активных зон на оксидном и металлическом топливе. Техническая справка ФЭИ исх. № 30-15 / 143 от 22.11.89 г.

82. Сравнение характеристик реактора типа БН-1600 с оксидным, карбидным, нитридным и металлическим топливом. Техническая справка ФЭИ исх. № 30-14 / 80 от 29.06.88 г.

83. Сравнение характеристик безопасности реакторов типа БН-1600 с различными видами топлива. Техническая справка ФЭИ исх. № 30-15 / 124 ДСП от 24.09.88 г.

84. Расчетно-теоретические исследования по анализу и сравнению характеристик БР с различными видами топлива. Отчет \ ФЭИ, МИФИ, инв. № 5549 ДСП, Обнинск, 1988.

85. Физико-экономический анализ перспективного бридера на металлическом топливе при использовании электрохимической переработки облученного топлива. Отчет \ ФЭИ, МИФИ, инв. № 6126 ДСП, Обнинск, 1991 г.

86. Mougniot J.C. et al. Super Phenix 1, Fuel Cycle, Technical and Economical Outlooks; Int. Conf. on Fast Reactor Fuel Cycle, 9-12 Nov. 1981, London, England.

87. Eitz A.W. et al. "Power Generation Cost of SNR-2 in Comparison to German PWR", Int. Conf. "Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation", Sept. 13-17,1987, Pasco, USA.

88. Jacobi W.M. "Fast Breeder Reactors for Energy Security", Ibid.

89. Rapin М. Fast Breeder Reactor Economics", Royal Soc. Discussion Meeting, London, England, 24-25 May 1989.

90. Zalesky P. Fast Neutron Plutonium Storage Reactors: An Example of the Utilization of Military Nuclear Complex for Peaceful Purposes. Round Table of Military Conversion and Science. Nov. 2729, 1994 UNESCO ROSTE. Venice, Italy.

91. Lassmann K., Blank H. Modelling of Fuel Rod Behavior and Recent Advances of the Transuranus Code. Nucl. Eng. and Design, v. 106, No 3, p. 291.

92. TokiwaiM., at al. Feasibility Study of Ultra Long Life Core with Oxide and Carbide Fuel. Proc. on Japan-USSR Seminar on FBR Fuel Breeding Problems; Tokyo, July, 1988.

93. Tanaka Y., Ikemoto I. et al. A Study to Improve Burn up Capability of a Large Oxide Fuel ULLC. Proc. on Japan-USSR Seminar on Calculation and Experiments on Physical Problems of Designing FBRs; Obninsk, July, 1989.

94. Гераскин Н.И., Елисеев В.А., Кузмин A.M., Матвеев В.И. Исследования областей оптимальности параметров быстрых реакторов. "Атомная Энергия", т.66, вып. 3, март, 1989 г.

95. Гераскин Н.И., Кузмин A.M., ХромовВ.В. Влияние отклонения исходных данных на результаты оптимизации ядерных реакторов. "Атомная Энергия", т.63, вып. 1, январь, 1987 г.

96. Морин Д.В. Методическое и программное обеспечение комплексных оптимизационных исследований реакторов на быстрых нейтронах. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, МИФИ, Москва, 1993 г.

97. Окунев B.C. Поиск физических характеристик быстрых реакторов для детерминистического обоснования безопасности. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук, МИФИ, Москва, 1995 г.

98. Matveev V.I. et al. Physical Grounds for Further Improvement of Fast Sodium Power Reaktor Safety. In Proc.ofInt.Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, Utah, August 1990, v.2, p.25.

99. Kim H.C. et al. LMR, Having an Almost Constant Reactivity. Nucl. Techn., v. 79, No 3, December 1987, p. 377.

100. Правила безопасности реакторных установок атомных станций (ПБЯ РУ АС-89). Госпроматомнадзор, М., 1989 г.

101. Общие правила безопасности атомных электростанций (ОПБ-82). Госпроматомнадзор.

102. Kamei Т., Yamaoka М. An Axially Multylayered Low Void Worth LMFBR Core Concept. Nucl.Technology, v.91, No.3, March, 92. p. 264-271.

103. Dobbin K. et al. Comparative Sodium Void Effects for Different Advanced Liquid Metal Reactor Fuel and Core Designs. In Proc. Int.Conf.on Fast Reactor and Related Fuel Cycles. Oct., 1991, Kyoto, Japan, V.2, p. 15.9-1.

104. Матвеев В.И., Данилычев A.B., Бахлаев И.В. и др. Проблема натриевого пустотного эффекта реактивности в быстрых реакторах и пути ее решения. Papers USSR-USA Seminar on Fast Neutron Reactor Safety Approaches. ANL,Qct-Nov.l990.

105. Данилычев А.В. и др. Концепция гетерогенной активной зоны. Часть 2 параметры безопасности. Обзор ЦНИИатоминформ, ФЭИ-0914, 1984.

106. Технические предложения по модернизированной активной зоне реактора БН-800. исх. N 30-12/139 ДСП от 04.12.90 г.

107. Evaluation of Benchmark Calculations on a Fast Power Reactor Core with Near Zero Sodium Void Effect. IAEA-TECDOC-731, Viena, 1994.

108. Расчетные исследования по выбору безопасной компоновки активной зоны реактора БН-1600М. Отчет/ФЭИ инв. N6000 ДСП, 1990 г.

109. Выбор компоновки реактора типа БН-1600 с нулевым НПЭР и минимальным запасом реактивности на выгорание. Отчет/ ФЭИ, инв. N 6180 ДСП 1991 г.

110. Физические и теплогидравлические расчеты выбранного варианта активной зоны с нулевым НПЭР и минимальным запасом реактивности на выгорание топлива. Отчет / ФЭИ, инв. N 7954,1991 г.

111. Обоснование характеристик ТВС РУ БН-1600 с тонкостенными чехлами и учетом вопросов прочности и требований к составу активной зоны. Техническая справка/ ФЭИ, исх N 33-09/108 от 16.06.92 г.

112. Расчетно-теоретические исследования по обоснованию концепции быстрого реактора большой мощности нового поколения. Отчет/ ФЭИ, инв. N 7994, 1991 г.

113. Разработка предложений по созданию безопасного быстрого реактора с нулевыми значениями НПЭР и запаса реактивности. Отчет/ ФЭИ, инв. N 8305, 1992 г.

114. Обоснование выбора мощности и основных параметров активной зоны реактора типа БН-1600, обеспечивающих нулевые значения НПЭР и запаса реактивности. Отчет/ ФЭИ, инв. N 8306,1992 г.

115. Оценки влияния компоновки активной зоны на величину НПЭР с учетом перехода на другие виды топлива Отчет ФЭИ N 5773 ДСП 1989г.

116. Разработка концепции активной зоны с нулевыми значениями НПЭР и запаса реактивности, обеспечивающей безопасное прохождение запроектных аварий. Отчет/ФЭИ, инв. N 8665, 1993г.

117. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М., Энергоатомиздат, 1986 г.

118. Активная зона реактора БН-1600М. Пояснительная записка к эскизному проекту РНАТ.501341.006 ПЗ. № 780083, ОКБМ, Н.Новгород, 1992.

119. Уточнение физических характеристик уплощенной активной зоны реактора БН-1600М на оксидном топливе для оформления технических предложений (этап 2). Техническая справка / ФЭИ, исх. N 30-15/153 от 29.10.92 г.

120. Изучение характеристик уплощенной активной зоны реактора БН-1600. Отчет / ОКБМ исх. N77/3-1354 от 22.09.92 г., г. Н. Новгород, 1992 г.

121. Подготовка исходных данных для расчетных исследований. Выбор топлива, размеров, конструкций твэл и ТВС, определение общей компоновки активной зоны. Тех. справка ФЭИ, исх. № 29-19/68 от 28.10.99 г,

122. Расчетные исследования по определению и обоснованию основных параметров активной зоны на нитридном топливе перспективного БР большой мощности Отчет ФЭИ, N 9868 1998 г.

123. Расчетные исследования самозащищенности за счет обратных связей по реактивности быстрых реакторов с загрузкой активной зоны нитридным топливом. Отчет/ ФЭИ, инв. N 8315, 1993 г.

124. Майоров JI.B. Программный комплекс MMCFK для расчета реакторов методом Монте-Карло, разработанный А.Р. Франк-Каменецким. //ВАНТ, серия: физика и техника ядерных реакторов, вып. 8(21), 1981 г.

125. Расчетные исследования самозащищенности за счет обратных связей большого быстрого реактора с нитридной загрузкой активной зоны при различных видах контактного подслоя (гелиевого и натриевого). Отчет/ ФЭИ, инв. N 8947, 1994 г.

126. Расчетные исследования по выбору и обоснованию стержней СУЗ перспективного реактора. Отчет/ФЭИ N 10390, 2000 г.

127. Матвеев В.И., Мурогов В.М., Поплавский В.М., Субботин В.И., Троянов М.Ф., Цикунов А.Г. Современная концепция развития реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. «Теплоэнергетика», № 5, май 1994 г. с. 2-10.

128. Елисеев В.А., Матвеев В.И. Концепция перспективного быстрого реактора большой мощности с натриевым теплоносителем на принципах естественной безопасности и ядерного нераспространения. Препринт ФЭИ-2879. Обнинск, 2001 г.

129. Исследования и выбор основных параметров активной зоны, обеспечивающих реализацию внешнего топливного цикла без отделения плутония от урана при химпереработке. Отчет/ФЭИ N9993, 1999 г.

130. Сравнительный анализ компоновок и характеристик активной зоны на нитридном топливе при использовании твэл с газовым и натриевым подслоем. Отчет/ФЭИ N 10361, 2000 г.

131. Выбор наиболее приемлемого способа профилирования поля энерговыделения в перспективном реакторе с точки зрения организации внешнего топливного цикла без отделения плутония от урана при химпереработке. Отчет/ФЭИ N 10066 1999 г.

132. Расчетные исследования по выбору оптимальной компоновки активной зоны, исходя из требований нулевых значений интегрального НПЭР, запаса реактивности на выгорание и КВА-1. Выбор и обоснование системы регулирования реактора. Отчет/ФЭИ N 10055 1999 г.

133. Концепция экономичного быстрого натриевого реактора на принципах естественной безопасности, радиационной эквивалентности и нераспространения плутония. Отчет/ФЭИ N 10318 2000 г.

134. Матвеев В.И., Елисеев В.А., Малышева И.В. Выбор основных параметров и характеристики перспективного быстрого энергетического реактора с натриевым теплоносителем. «Ядерная энергетика», №2, 2000 г., с. 101 -110.

135. Выбор основных параметров активной зоны реактора БН-1600М-типа топлива, глубины выгорания, интервала между перегрузками и др. Тех. справка ФЭИ исх. № 30-05/17 от 30.06.98.

136. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Система групповых констант БНАБ-93. Часть 1: Ядерные константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучений. Вопросы атомной науки и техники, Серия: Ядерные константы. Вып. 1, М., 1996,с.59.

137. Аннотация системы константного обеспечения CONSYST/ABBN. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Ядерные константы. Вып. 1, М., 2000.

138. Орлов В.В., Филин А.И. Концептуальный проект быстрого реактора со свинцовым теплоносителем естественной безопасности для крупномасштабной ядерной энергетики (БРЕСТ-300). Отчет НИКИЭТ, 1995 г., вх. ФЭИ 2183 1997г.1. Литература 113

139. Доклады П Женевской конференции 1959 г. Vol. 9, Nuclear Power Plants, Part 2, Discussion, p. 244,447-448,2129, 2427.

140. Fuchs K., Hessel H. Uber die Moglichkeit des Betriebes eines Natururantrutreactors ohnes Brennstoffaufbereitigung. Kernenergie, 1961, s. 619-623.

141. Данилычев A.B., Матвеев В.И. и др. Исследование быстрого реактора размножителя с подпиткой необогащенным или слабообогащенным ураном. Обзор ЦНИИатоинформ, исх. ФЭИ 12-04/970 от 12.09.1984 г.

142. Исследование концепции быстрого реактора-бридера в режиме подпитки необога^щенным или слабообогащенным топливом. Отчет / ФЭИ, N 2801 ДСП, 1980 г.

143. Исследования возможности подпитки быстрых энергетических реакторов топливом на основе необогащенного урана. Отчет/ФЭИ инв. № 1799, 1976 г.

144. Расчетные исследования реактора БН-1600 с подпиткой обогащенным ураном при использовании замедлителя. Отчет/ФЭИ инв. № 3409, 1982 г.

145. Феоктистов Л.П. Анализ одной концепции физически безопасного реактора. Препринт ИАЭ им. Курчатова № 4605/4, Москва, ЦНИИатоминформ 1988 г.

146. Анистратов Д.Ю., Гольдин В.Я. Математическое моделирование нейтронно-ядерных процессов в безопасном реакторе. Препринт № 43 РАН, Москва, 1992 г.

147. Расчетные исследования быстрого энергетического реактора, охлаждаемого сплавом свинец-висмут, работающего в открытом топливном цикле. Отчет/ФЭИ инв. № 8607, 1993 г.

148. Обоснование быстрого конвертора в открытом топливном цикле с подпиткой обедненным или слабообогащенным ураном. Отчет/ФЭИ инв. № 8666, 1993 г.

149. Расчетные исследования по развитию концепции быстрого реактора с натриевым теплоносителем с подпиткой обедненным или слабообогащенным ураном. Отчет/ФЭИ инв. № 9631, 1997 г.

150. Оптимизация параметров быстрого энергетического реактора, работающего в режиме подпитки слабообогащенным ураном с целью максимального производства энергии за счет вторичного горючего. Отчет/ФЭИ инв. № 10171, 1999 г.

151. Елисеев В.А., Матвеев В.И., Тошинский Г.И. Быстрые реакторы, охлаждаемые сплавом свинец-висмут, существенно увеличивающие эффективность открытого ядерного топливного цикла. Препринт ФЭИ № 2597, 1997 г.

152. Елисеев В.А., Матвеев В.И., Малышева И.В. Сравнение физических характеристик активных зон перспективных реакторов, охлаждаемых натрием и тяжелым теплоносителем. Доклад на конференции ТЖМТ-98, Обнинск, 5-9 октября 1998 г.

153. Егоров Н.Н., Кудрявцев Е.Г., Никипелов Б.В. и др. Регенерация и локализация радиоактивных отходов ядерного топливного цикла. Атомная энергия, том 74, вып. 4, с. 307, апрель 1993 г.