Гибридная топливная загрузка реактора большой мощности на быстрых нейтронах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Дробышев Юрий Юрьевич

• Дробышев Юрий Юрьевич
• кандидат наук
• 2021

Оглавление диссертации кандидат наук Дробышев Юрий Юрьевич

Общая характеристика работы

Актуальность

Цель работы

Научная новизна

Достоверность

Апробация работы

Публикации по теме исследования

Личный вклад автора

Практическая значимость

Положения, выносимые на защиту

Структура и объем работы

Введение

Глава 1 Технология и основные проектные решения для реакторов на быстрых нейтронах

1.1. История развития технологии реакторов на быстрых нейтронах

1.2. Выбор материала теплоносителя

1.3. Выбор кандидатов для топлива быстрых реакторов

1.4. Выбор компоновки контура охлаждения

1.5. Реактор для воспроизводства

1.6. Альтернативные варианты конструкции быстрых натриевых реакторов

Выводы к главе

Глава 2. Конфигурация и состав реакторных установок с металлическим топливом

2.1 Разновидности металлического топлива

2.2 Сплавы U-Pu-Zr

2.3 Сплавы уран-плутоний-фиссиум

2.4 Результаты испытаний металлического топлива в исследовательских реакторах

2.5 Эксплуатационные пределы для металлического топлива

2.6 Проекты реакторов на быстрых нейтронах

2.7 Референтный проект БН-1200 с MOX-топливом

2.8 Модульный реактор PRISM

2.9 Эксплуатационные характеристики проекта загрузки быстрого реактора с металлическим топливом

2.9.1 Показатели запаздывающих и мгновенных нейтронов

2.9.2 Эффекты реактивности

2.9.3 Коэффициент и эффекты реактивности с обратными связями

2.9.4 Предельные значения распределенных функционалов

2.9.5 Критерии эффективности топливоиспользования в быстром реакторе

2.9.6 Параметры воспроизводства

Выводы к главе

Глава 3. Расчетные методики и программные средства моделирования

3.1. Программное средство конструктор активной зоны

3.2. Программное средство ВОЬСБУ1ТЛ

3.3. Комплекс программ с открытым исходным кодом ОрепМС

3.4. Модули комплекса ГЕФЕСТ

3.5. Методика учета температурных расширений при расчете эффектов реактивности

3.6. Методика поиска оптимальных параметров для загрузки реакторов на быстрых нейтронах

Выводы к главе

Глава 4. Проекты реактора на быстрых нейтронах большой мощности с металлическим топливом

4.1. Анализ нейтронно-физических характеристик размножающей среды

4.2. Анализ нейтронно-физических характеристик тепловыделяющей сборки

4.3. Анализ нейтронно-физических характеристик топливной загрузки

4.4. Верификация методики для расчета обратных связей на энергетических и экспериментальных РУ

4.5. Гетерогенные топливные сборки для быстрого реактора с металлическим топливом

4.6. Гетерогенная зона с МОХ и металлическим топливом

4.7. Гибридная ТВС с металлическим топливом и замедлителем

4.8. Решение оптимизационных задач для гибридной загрузки металлического топлива с замедлителем

Выводы к главе

Заключение

Список литературы

Приложение 1. Результаты послереакторных испытаний металлического топлива

Приложение 2. Результаты расчетов НФХ реперных и гибридных загрузок

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ И ОБОЗНАЧЕНИЙ

а.з. - активная зона

АЗ - аварийная защита

АЗП - стержень аварийной защиты срабатывающий при

отключении одной из трех теплоотводящих петель

АР - автоматический регулятор

БД - база данных

БЗВ - боковая зона воспроизводства

БР - реактор на быстрых нейтронах

БФС - большой физический стенд

ВК - верхний концевик

ВРХ - внутриреакторное хранилище

ВТЗВ - верхняя торцевая зона воспроизводства верхний торцевой экран

ВТЭ - верхний торцевой экран

ГПД - газообразный продукт деления.

ЗБО - зона большого обогащения

ЗМО - зона малого обогащения

ЗСО - зона среднего обогащения

ЗЯТЦ - открытый ядерный топливный цикл

КВ - коэффициент воспроизводства

Кг - коэффициент неравномерности энерговыделения в плоскости

КС - стержень СУЗ компенсатор выгорания топлива

К - аксиальный коэффициент неравномерности

энерговыделения

МЕ -ЦРи металлическое топливо

МКР - мощностной коэффициент реактивности

МКУ - минимально контролируемый уровень мощности

МОКС - смешанное ЦРи оксидное топливо

НК - нижний концевик

НПЭР - натриевый пустотный эффект реактивности

НТЗВ - нижняя торцевая зона воспроизводства

НФР - нейтронно-физический расчет

НФХ - нейтронно-физические характеристики

НТЭ - нижний торцевой экран

ОТВС - отработавшая тепловыделяющая сборка

ОЯТЦ - открытый ядерный топливный цикл

ПАЗ - пассивная аварийная защита

ПД - продукт деления.

РО СУЗ - рабочий орган системы управления и защиты

РС - регулирующий стержень

РУ - реакторная установка.

СБЗ - сборка борной защиты

СВУТ - смешанное виброуплотненое топливо

ССЗ - сборка стальной защиты

СУЗ - система управления и защиты

ТВС - тепловыделяющая сборка

твэл - тепловыделяющий элемент

ТКР - температурный коэффициент реактивности

ФНИ - фото-нейтронный источник

ЭОУ - экспериментальное облучательное устройство

Кэфф - эффективный коэффициент размножения нейтронов

Общая характеристика работы

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Гибридная топливная загрузка реактора большой мощности на быстрых нейтронах»

Актуальность

Для повышения конкурентоспособности быстрых реакторов, способных производить два товарных продукта - электроэнергию и избыточное ядерное топливо, рассматривают множество решений. В настоящее время в мире эксплуатируются два энергетических реактора на быстрых нейтронах на площадке Белоярской АЭС, также в эксплуатации находятся два экспериментальных реактора с быстрым нейтронным спектром. В планах Китая и России в рамках спонсируемых государством направлений [1] значится строительство еще двух реакторов на быстрых нейтронах. Эти планы связаны с необходимостью замыкания топливного цикла. Основой для современных установок служит хорошо изученное за годы освоения ядерной энергии оксидное урановое топливо, использующиеся как в тепловых, так и в быстрых реакторах. Соответственно для замыкания топливного цикла планируется использовать производное, накопленное за годы эксплуатации легководных реакторов МОХ - топливо. При этом у данного типа топлива имеется ряд недостатков как с точки зрения эксплуатации его в активной зоне установки, так и с точки зрения замыкания топливного цикла. Из имеющегося опыта эксплуатации АЭС известно, что наибольший вклад в экономику проектов дают капитальные затраты на установку и производства оборудования, а топливная составляющая дает наименьший вклад с точки зрения стоимости [2]. Но при этом не менее значимым является объем загрузки, возможность для проведения планово-предупредительного ремонта РУ. Присутствие в составе топлива, имеющего химическую формулу иО2, на каждый атом урана двух «легких» изотопов химического элемента кислорода приводит к тому, что спектр нейтронов сдвигается из быстрой области спектра деления ближе к области

резонансов, что как следствие ведет к потере воспроизводящего потенциала [3]. Потеря воспроизводящего потенциала ведет к:

- увеличению доли делящегося материала, необходимого для достижения реакторной установки состояния «критичности»;

- высокому темпу расхода делящихся нуклидов, что приводит к необходимости иметь больший запас реактивности на выгорание и как следствие меньшие возможности по вариации загрузки и продолжительности топливной кампании;

- необходимости включения в проект большого количества компенсирующих органов реактивности с карбидом бора, что также приводит к удорожанию проекта и негативно сказывается на безопасности установки с точки зрения аварийных ситуаций с потенциальным вводом большой положительной реактивности, типа иТОР [4].

Для увеличения производства избыточного ядерного топлива рассматривают переход на всё более плотное топливо с наиболее освоенного оксидного на карбидное, нитридное и наиболее плотное -металлическое. В цепочке производства избыточного ядерного топлива важна стоимость переработки отработавшего ядерного топлива для получения конечного продукта. Из всех видов топлива, многократно рассмотренных в мировой практике развития быстрых реакторов, металлическое топливо обеспечивает достижение самых высоких значений наработки в реакторе избыточного ядерного топлива, т.е. получение высокого коэффициента воспроизводства (КВ), и самой низкой стоимости переработки отработавшего топлива из-за использования технологий пирометаллургии [5]. Потенциальное топливо с меньшим количеством легких ядер нитридное (иЫ)и карбидное(иС)также рассматривалось в проектах для быстрых реакторов, но ряд проблем при изготовлении,

эксплуатации и переработки говорят о том, что прошедшие апробацию в различное время металлическое и оксидное топливо имеют преимущество при выборе потенциального ядерного горючего для будущего атомной энергетики.

Однако, у проектов быстрого реактора с металлическим топливом большой мощности существуют и проблемы, следствием которых является отсутствие на сегодня таких завершенных проектов. Настоящая работа ставит перед собой задачи предложить решения для ряда этих проблем.

Цель работы

Цель настоящей диссертации состоит в том, чтобы найти такие решения для топливной загрузки реактора на быстрых нейтронах с металлическим топливом, которые удовлетворяли современным критериям, предъявляемым для проектируемых ЯЭУ. Все пространство таких критериев можно разделить на две определяющие группы:

- критерии с точки зрения ядерной безопасности ЯЭУ;

- критерии с точки зрения эффективности ЯЭУ.

При этом вполне естественно, что такое разделение условно. И часть критериев можно отнести в обе группы, а некоторые критерии из первой группы зависят или обуславливают содержимое второй, так и наоборот.

Порядок критериев, приведенный выше не случаен. Анализ статистики рисков серьезных аварийных ситуаций при эксплуатации промышленных энергетических установок показывает, что атомная энергетика намного более безопасна в том числе и с точки зрения экологии для человека, чем более распространенные тепловая и гидро - энергетика [6]. Однако, все три крупные аварии, произошедшие на АЭС: Три-Мэйл Айленд (1979), Чернобыль (1986) и Фукусима (2011) гг. приводили к сворачиванию разработок новых проектов АЭС и, как следствие, к

замедлению развития отрасли в целом [6]. Стоит отметить, что первые две из них пришлись как раз на то время, когда в мире шло освоение технологии быстрых реакторов, как топлива, так и оборудования для работы с жидкометаллическим теплоносителем. Например, в конце 80-х и начале 90-х годов были закрыты АЭС с реакторами на быстрых нейтронах проекта РИетх во Франции. Поэтому все новые проекты атомной энергетики должны удовлетворять как можно большему пространству критериев с точки зрения безопасности, с тем что бы максимально минимизировать риски для атомной энергетики в целом.

Одним из подходов к уменьшению рисков - это использование наиболее проверенных и отработанных технологий в быстрой атомной энергетике. Поэтому основные принципы разрабатываемой реакторной установкой следующие:

- жидкометаллическое (натриевое) охлаждение, зарекомендовавшее себя в процессе эксплуатации быстрых реакторов в США, СССР-России, Японии, Франции;

- интегральная компоновка реактора бассейнового типа с циркуляцией натрия через напорную камеру снизу-вверх;

- хорошо зарекомендовавшее себя в результате испытаний на экспериментальных и энергетических установках ядерное топливо с достижением высоких показателей по выгоранию (до 10-20% т.а.) и совместимые с ним конструкционные материалы оболочки твэл;

- сборки с топливом представляют из себя набор твэлов, размещенных в шестигранной решетке с дистанцианирующими элементами, заключеных в шестигранный стальной чехол, наполнение как по высоте, так и в плане сборки или реактора может быть произвольным;

- оперативное регулирование РУ осуществляется посредством кластеров с замедляющим/поглощающим материалом, размещенным в каналах с теплоносителем.

Основная проблема обеспечения безопасности эксплуатации реактора большой мощности в механизме ее пассивной безопасности. Пассивная система безопасности связана с внутренне присущей способностью активной зоны ядерного реактора как физического объекта к саморегулированию под воздействием извне. Механизм саморегулирования полностью определяется составом и геометрией расположения топлива в загрузке. Проблемы для металлического топлива связаны с:

- потенциально высоким значением натриевого пустотного эффекта реактивности;

- существованием слабых обратных связей по температуре топлива.

Одной из основополагающих задач данной диссертации - разработка базы для проекта со следующими параметрами безопасности:

- значение пустотного эффекта должно быть в приемлемом сценарии меньше по абсолютному значению, чем для референтного проекта реактора;

- значение обратной связи по температуре топлива по знаку должно совпадать с референтными и быть одного порядка с ним, в наиболее благоприятном варианте расхождения не более чем в 2 - 3 раза.

Между тем, стоит отметить, что в активных зонах быстрых реакторов достаточно затруднены какие-либо измерения, количество данных для тех же коэффициентов и эффектов реактивности ограничено. Поэтому одной из

вспомогательных задач данного проекта, является разработка и применение методики для повышения расчетной точности значений параметров обратной связи для загрузки с металлическим топливом.

С точки зрения эффективности проекта реактора на быстрых нейтронах можно обозначить ряд следующих показателей:

- коэффициент воспроизводства (КВ) реактора, характеризующий скорость накопления делящихся нуклидов в реакторе к скорости их исчезновения;

- коэффициент воспроизводства активной зоны (КВа), показатель аналогичен первому с той разницей, что применим только к активной части топливной загрузки;

- содержание продуктов деления и минорных актинидов (МА) в выгружаемом топливе;

- темп потери реактивности за кампанию;

- величина запаса реактивности, компенсируемая органами регулирования реактора

- и т.д.

Однако, большая часть из перечисленных критериев напрямую зависит от КВ и соответственно, чем выше это значение, тем наиболее эффективна топливная загрузка. С точки зрения перечисленных критериев металлическое топливо - идеальный кандидат как для быстрого реактора в частности, так и для замыкания топливного цикла в целом. Так что конечной целью этой работы - найти такие варианты загрузки реактора с металлическим топливом, которые с одной стороны полностью отвечали бы требованиям безопасности, но при этом не теряли значительно своих преимуществ с точки зрения эффективности.

Научная новизна

1. Впервые представлен проект тепловыделяющего элемента для быстрого реактора большой мощности с металлическим топливом с гетерогенным размещением по высоте обогащенного металлического топлива в нижней половине активной зоны, с оксидным обогащенным топливом в верхней половине активной зоны и с прослойкой обедненного урана в центральной части этого твэла, а также тепловыделяющей сборки реактора на быстрых нейтронах большой мощности и замедлителем в виде соединений бериллия и магния, размещенных гетерогенно в плане и по высоте ее топливной части. Получены количественные оценки нейтронно-физических характеристик активной зоны быстрого реактора с такого типа сборками.

2. Впервые разработана методика повышенной точности при определении обратных связей реактивности установки по температурным параметрам активной зоны. Алгоритм учета влияния аксиальных расширений на нейтронно-физические характеристики загрузки, являясь основой методики, позволил повысить точность определения температурного и мощностного коэффициентов реактивности как для реакторных установок с оксидным топливом, так и для исследовательских установок с металлическим топливом, что подтверждено верификацией алгоритма на экспериментах действующих РУ БН-600 и БН-800.

Достоверность

Достоверность результатов выполненных исследований подтверждается:

- использованием общепринятых методов и программных средств для вычислений характеристик активной зоны;

- верификацией расчетных результатов на тестовых объектах с использованием принципиально разных подходов к нахождению функции плотности потока нейтронов и критического коэффициента размножения, как детерминистских, так и стохастических (Монте-Карло);

- апробацией новых методик на основании имеющихся данных по действующим РУ на натриевом теплоносителе с быстрым спектром нейтронов БН-600 и БН-800 с использованием штатного комплекса сопровождения эксплуатации АЭС «ГЕФЕСТ» [9] и экспериментальной установки с металлическим топливом ЕБЯ-П.

Апробация работы

Основные этапы и положения диссертационной работы докладывались на 8 семинарах и конференциях:

1) Международная конференция по быстрым реакторам и соответствующим топливным циклам (FR17), проведенная МАГАТЭ 26-30 июня 2017 г. , г.Екатеринбург

2) Научно-техническая конференции «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» «НЕЙТР0НИКА-2017», проводимой Государственной корпорацией по атомной энергии «Росатом»29 ноября -1 декабря 2017 г в ФГУП "ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И. Лейпунского"

3) Научно-техническая конференции «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» «НЕЙТР0НИКА-2017», проводимой Государственной корпорацией по атомной энергии «Росатом» 29 ноября -1 декабря 2016 г в ФГУП "ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И. Лейпунского"

4) Десятая Международная научно-техническая конференция АО «Концерн Росэнергоатом» на тему «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК, Москва-2016г.

5) XVI Школа Молодых Ученых ИБРАЭ РАН «Безопасность и риски в энергетике» (ШМУ - 2015), г. Москва, 23 - 24 апреля 2015 г.;

7) XVIII Школа Молодых Ученых ИБРАЭ РАН «Безопасность и риски в энергетике» (ШМУ - 2017), г. Москва, 20 - 25 апреля 2017 г.;

Публикации по теме исследования

По материалам диссертационной работы опубликовано двенадцать статей, две из которых в журналах, входящих в международные базы данных Web of Science, четыре - в рецензируемых журналах, рекомендованных ВАК РФ. Основные публикации по теме диссертации:

1) Дробышев Ю.Ю., Селезнев Е.Ф «Расчет эффектов реактивности для активных зон реакторных установок на быстрых нейтронах в программно-техническом комплексе ГЕФЕСТ» // «Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов»2017, вып. 2, с. 44-52

2) Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Белоусов В.И., Чернова И.С., Дробышев Ю.Ю. «DOLCE VITA» // «Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерные константы» 2018, вып. 1, с. 157-168

3) Асатрян Д.С., Белов А.А., Белоусов В.И., Березнев В.П., Ивченко Д.В., Селезнев Е.Ф., Чернова И.С., Карташов К.В., Перегудов А.А., Раскач К.Ф., Семенов М.Ю., Сорокин А.П., Цибуля А.М., Якунин А.А., Дробышев Ю.Ю., Карпов С.А., Федоров И.В. «Комплекс программ ГЕФЕСТ800 для проведения эксплуатационных расчетов нейтронно-физических характеристик БН-800 в нестационарном режиме» Атомная энергия. 2015. Т. 119. № 1. С. 3-7.

4) Асатрян Д.С., Белов А.А., Белоусов В.И., Березнев В.П., Ивченко Д.В., Селезнев Е.Ф., Чернова И.С., Кощеев В.Н., Мантуров Г.Н., Перегудов А.А., Семенов М.Ю., Цибуля А.М., Дробышев Ю.Ю., Карпов С.А., Федоров И.В. «Комплекс программ ГЕФЕСТ800 для проведения эксплуатационных расчетов нейтронно-физических характеристик БН-800 в стационарном режиме» Атомная энергия. 2015. Т. 118. № 6. С. 303-309.

5) Дробышев Ю.Ю., Селезнев Е.Ф. (на англ. языке) «Analysis of the Characteristics of the Fast Breeder Reactor with Metallic Fuel» // международная конференция по быстрым реакторам и соответствующим топливным циклам (FR17), проведенная МАГАТЭ 26-30 июня 2017 г., г.Екатеринбург

6) Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Дробышев Ю.Ю. и др., (на англ. языке) «Using of computer code GEFEST800 at the initial stage of NPP operation with BN-800» // международная конференция по быстрым реакторам и соответствующим топливным циклам (FR17), проведенная МАГАТЭ 26-30 июня 2017 г., г.Екатеринбург

7) Дробышев Ю.Ю. Селезнев Е.Ф. «Анализ характеристик быстрого реактора с металлическим топливом» Научно-технической конференции «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» «НЕЙТРОНИКА-2017», проводимой Государственной корпорацией по атомной энергии «Росатом»29 ноября -1 декабря 2017 г в ФГУП "ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И. Лейпунского"

8) Дробышев Ю.Ю. Селезнев Е.Ф. «Расчет коэффициентов реактивности в программно-техническом комплексе ГЕФЕСТ» Научно-технической конференции «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» «НЕЙТР0НИКА-2017», проводимой Государственной корпорацией по атомной энергии «Росатом» 29 ноября -1 декабря 2016 г в ФГУП "ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И. Лейпунского"

9) Дробышев Ю.Ю. Селезнев Е.Ф, Березнев В.П., Довгополый А.О. «Пре-процессор диффузионного кода DOLCE VITA» Научно-технической конференции «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» «НЕЙТР0НИКА-2017», проводимой Государственной корпорацией по атомной энергии «Росатом» 29 ноября -1 декабря 2018 г в ФГУП "ГНЦ РФ ФЭИ им. А.И. Лейпунского"

10) Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Белоусов В.И., Березнев В.П., Ханбиков И.Н., Чернова И.С., Мантуров Г.Н., Перегудов А.А., Раскач К.Ф., Семенов М.Ю., Цибуля А.М., Дробышев Ю.Ю., Фёдоров И.В «Использование комплекса программ ГЕФЕСТ800 для проведения эксплуатационных расчетов нейтронно-физических характеристик РУ БН-800» // Публикация в сборнике докладов по результатам конференции «Десятая Международная научно-техническая конференция АО «Концерн Росэнергоатом» на тему «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2016 стр.134

11) Селезнев Е.Ф., Дробышев Ю.Ю., и др., «ГЕФЕСТ 800 с системой подготовки констант CONSYST и библиотекой БНАБ-93» // Аттестационный паспорт программного средства № 404 от 14 июля 2016 г., Экспертный совет по регистрации программ для ЭВМ при Ростехнадзоре

12) Селезнев Е.Ф., Дробышев Ю.Ю., и др., «Отраслевой нейтронно-физический расчетный код на базе диффузионного приближения. Версия 1.1 (DOLCE VITA/V1.1)» // Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 500 от 14 декабря 2020 г., Экспертный совет по регистрации программ для ЭВМ при Ростехнадзоре

Личный вклад автора

В диссертационной работе использовались только те результаты, в которых автору принадлежит определяющая роль. Автор непосредственно участвовал как в разработке методик и программных средств для повышения точности определения нейтронно-физических характеристик быстрого реактора, так и прорабатывал возможные варианты загрузок реактора с металлическим топливом. Весь процесс проектирования, начиная с изучения характеристик и видов топлива и конструкционных материалов, заканчивая выбором состава, размеров и геометрии расположения, составляющих загрузки и проведением расчетов для объекта, был выполнен автором в полном объеме.

Практическая значимость

В результате работ по определению состава, размера и компоновки ядерного реактора большой мощности с металлическим топливом был получен патент на изобретение [10] №2680252 «Тепловыделяющий элемент ядерного энергетического реактора на быстрых нейтронах» и зарегистрирован в Государственном реестре изобретений 19 февраля 2019 года.

Также разработанные в ходе работы методики и алгоритмы по повышению точности определения коэффициентов и эффектов

реактивности для реакторных установок были успешно верифицированы и включены в комплекс «ГЕФЕСТ» сопровождения эксплуатации действующих реакторов на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800 на площадке Белоярской АЭС.

Положения, выносимые на защиту

1. Оценка топливной загрузки быстрого реактора с натриевым теплоносителем, с металлическим и оксидным топливом, гетерогенно расположенным по высоте.

2. Методика повышенной точности при определении обратных связей реактивности установки по температурным параметрам активной зоны.

3. Оценка топливных загрузок быстрого реактора с натриевым теплоносителем и металлическим топливом и замедлителем, размещенным по высоте и в плане топливной сборки. Со значением интегрального натриевого пустотного эффекта реактивности меньше доли запаздывающих нейтронов, с величиной обратных связей, выраженной в значении мощностного коэффициента реактивности, одного порядка с действующими реакторными установками при снижении коэффициента воспроизводства активной зоны до значений не меньше, чем для смешанного уран-плутониевого оксидного.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, 4 глав, заключения, списка литературы из 101 библиографической ссылки. Общий объём работы составляет 200 страниц основного текста, включая 39 таблиц, 59 рисунков и 2 Приложения.

Введение

С момента открытия нейтрона Чедвиком в 1931 году до запуска первого ядерного реактора, осуществляющего самоподдерживающуюся реакцию деления ядер атомов, по проекту Э.Ферми прошло 11 лет. Такой невероятный темп развития ядерной технологии в большей степени был обусловлен военными потребностями того времени. Сравнимое время потребовалось для переключения этой технологии для мирных энергетических целей. Первые реакторы для атомных электростанций были запущены в СССР и США в 1952 г. Основной физической особенностью первых установок был состав активной зоны, обеспечивающий энергетическое распределение нейтронов, смещенное относительно спектра нейтронов, появляющихся непосредственно в результате реакции деления, в сторону меньших значений энергии [11]. Такой сдвиг был обусловлен спецификой взаимодействия делящихся ядер изотопа урана и нейтронов, характеризуемой физической величиной нейтронного сечения взаимодействия [11]. На рисунке 1 приведена характерная зависимость сечения для нуклида 235и, на нем показано, что максимальная вероятность деления находится в области наименьших значений энергий, в то время как максимум спектра деления находится в области 2 Мэв (на рисунке значение выделено красным цветом).

Рисунок 1. Зависимость нейтронного сечения деления от энергии для

235

и

Получение подобного смещения достигается использованием в конструкции активной зоны реактора материала замедлителя, неделящихся нуклидов с малым атомным весом, при столкновении с ядрами которого нейтроны "теряют" свою энергию. Такая концепция в конструкции применяется практически во всех действующих сегодня установках как экспериментального, так и промышленного назначения. Основными ее преимуществами является простота технологических решений, так как в 90% случаев в качестве замедлителя выступает теплоноситель-вода, отводящая тепло от активной зоны, который также является неотъемлемым элементом реактора. К тому же добавляется огромный опыт эксплуатации, накопленный в процессе развития ядерной энергетики, начиная с реакторов накопителей плутония и подводных лодок, заканчивая почти всеми имеющимися и строящимися объектами в мире [12].

Еще одной важной особенностью реакторных установок является возможность воспроизводства - накопления в процессе работы делящихся нуклидов. В случае "традиционной" загрузки на основе диоксида урана

такой элемент-это плутоний. Изотоп плутония 239Pu по своим свойствам аналогичен делящемуся изотопу урана 235U и даже имеет преимущества в среднем количестве нейтронов, испускаемых в результате реакции деления [13]. В тепловых реакторах накопление происходит непосредственно в активной зоне за счет реакции радиационного захвата на изотопе 238U. За год при загрузке оксидом урана 80-90 тонн АЭС с мощностью 1000 МВт производит около 2 т плутония, из которых 60% является делящимся материалом [14]. После окончания срока службы топливо из активной зоны, содержащееся в тепловыделяющих сборках (ТВС) переводится во временное водоохлаждаемое хранилище с целью снижения активности и остаточного тепловыделения. Затем ТВС отправляются на длительную консервацию в "сухие" хранилища большей вместимости. Кроме того, существует вариант с переработкой ТВС с выделением плутония для производства MOX (Mixed-OXide fuel) и побочных продуктов процессов деления и воспроизводства для снижения объема хранимого материала.

Для оценки эффективности процесса воспроизводства введено понятие коэффициента воспроизводства (КВ), которое в большинстве источников определяется как отношение скоростей реакций образования делящихся нуклидов к скорости распада их в процессе эксплуатации. Так для традиционных тепловых реакторов величина коэффициента составляет примерно 0,4, при этом отработанное топливо целиком направляется на длительное захоронение и тонны делящегося материала ежегодно с каждого реактора не используются [15]. Весь технологический процесс работы с топливом, начиная от добычи урановой руды, ее переработки, производства топливных сборок, пребывания их в реакторе, выгрузка и выдержка в хранилищах для последующего захоронения можно рассматривать как единое целое, получившее названия ОЯТЦ (открытый ядерный топливный цикл).

Идея извлечения этого материала для повторного использования появилась на самом раннем этапе зарождения ядерной энергетики. Помимо повторного использования также возникла задача о максимальной эффективности процесса воспроизводства, то есть достижения максимального значения величины КВ. Как было теоретически продемонстрировано, в высокой "быстрой" области энергии минимизируется поглощение нейтронов нетопливными нуклидами, и, следовательно, повышается доля реакций воспроизводства [16]. К тому же во всех типах реакторов для осуществления самоподдерживающейся реакции деления необходимо обогащение топлива делящимися изотопами, при этом около 90% топлива - это нуклид 238и, реакция радиационного захвата на котором и приводит к образованию плутония. Оказывается, что в быстрой части энергетического спектра этот "сырьевой" изотоп также способен делится высокоэнергетическими нейтронами. Учитывая вышеизложенные факты, на самом раннем этапе развития энергетики появилась идея о реакторах на быстрых нейтронах, основное назначение которых - воспроизводство топлива для повторного использования. Такая концепция получила название замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ) в противовес концепции ОЯТЦ, определенной ранее (см. рисунок 2). В свою очередь в каждой из принципиальных схем топливного цикла у установки на быстрых нейтронах может быть свое назначение. Так в рамках открытого цикла БР может выполнять следующие функции:

- дожигание отработавшего топлива тепловых реакторов;

- утилизация плутония военного назначения.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Дробышев Юрий Юрьевич, 2021 год

Список литературы

1. Указ Президента Российской Федерации от 7 мая 2018 г. № 204 «О национальных целях и стратегических задачах развития Российской Федерации на период до 2024 года» URL: http://kremlin.ru/acts/bank/430271 (дата обращения: 15.07.2020).

2. Виханский Н.И Методика оценки стоимости сооружения АЭС за рубежом на предпроектной стадии // Сборник трудов девятой международной научно-техническая конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». М.: АО «Концерн Росэнергоатом»., 2014. С. 184 - 185

3. Waltar Alan E., Todd Donald R., Tsvetkov Pavel V. FAST SPECTRUM REACTORS, Springer. 2012, 720 p.

4. Schikorra M., Bubelisa E., Carluecb B., Champigny J. Assessment of SFR reactor safety issues. Part I: Analysis of the unprotected ULOF, ULOHS and UTOP transients for the SFR(v2b-ST) reactor design and assessment of the efficiency of a passive safety system for prevention of severe accidents Nuclear Engineering and Design, Volume 285, 15 April 2015, pp. 249-262

5. Williamson Mark Recycling used nuclear fuel for a sustainable energy future // Argonne National Laboratory. URL: https://www.ne.anl.gov/pdfs/Pyroprocessing_brochure_2018.pdf (дата обращения: 15.07.2020).

6. Thomson J.R. Chernobyl and Fukushima High Integrity Systems and Safety Management in Hazardous Industries, Butterworth-Heinemann. 2015, 360 p.

7. Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Белоусов В.И., Березнев В.П., Ханбиков И.Н.,Чернова И.С., Мантуров Г.Н., Перегудов А.А., Раскач К.Ф., Семенов М.Ю., Цибуля А.М., Дробышев Ю.Ю., Фёдоров И.В. Использование комплекса программ ГЕФЕСТ800 для проведения эксплуатационных

расчетов нейтронно-физических характеристик РУ БН-800» // Сборник докладов по результатам конференции «Десятая Международная научно-техническая конференция АО «Концерн Росэнергоатом» на тему «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2016,М., 2016. С 134.

8. Paul K. Romano, Nicholas E. Horelik, Bryan R. Herman, Adam G. Nelson, Benoit Forget, and Kord Smith, "OpenMC: A State-of-the-Art Monte Carlo Code for Research and Development," Ann. Nucl. Energy, 82, 2015. pp. 90-97

9. Белов A.A., Белоусов В.И., Дробышев Ю.Ю. и др. Комплекс программ ГЕФЕСТ800 для проведения эксплуатационных расчетов нейтронно-физических характеристик БН-800 в стационарном режиме Атомная энергия, 2015, т.118, вып.6, C.303-308.

10. Дробышев Ю.Ю., Селезнев Е.Ф. Патент Российской Федерации на изобретение №268C252 «Тепловыделяющий элемент реактора на быстрых нейтронах» от 19.02.2019

11. Белл Д., Глесстон С. Теория ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1974, 494 с.

12. PRIS: Power Reactor Information System. // Электронная база данных по эксплуатируемым АЭС URL: https://www.iaea.org/pris/ (дата обращения: 15.07.2020).

13. Evaluated Nuclear Data File // Электронная база данных по нейтронным сечениям URL: https://www-nds.iaea.org/exfor/endf.htm (дата обращения: 15.07.2020).

14. Брылева В.А., Войтецкая Е.Ф., Нарейко Л.М. Использование уран-плутониевого топлива в легководных реакторах. Информационный бюллетень, Обнинск, 2012, вып. 9, С. 1-5.

15. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы физики реакторов. М., Энергоатомиздат, 1984, 272 с.

16. Уолтер А., Рейнольдс А., Реакторы - размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат. 1986, 624 с

17. Пономарев-Степной Н.Н. и др. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле. М.: Техносфера. 2016, 160 с

18. Очередной перенос срока запуска реактора на быстрых нейтронах в Индии // Геоэнергетика. ru аналитический онлайн-журнал 12.02.2019. URL: https://www.atomic-energy.ru/ (дата обращения: 15.07.2020).

19. Katsuta T., Suzuki T. Japan's spent fuel and plutonium management challenge, Energy Policy 39, 2011, pp. 6827-6841

20. ASTRID: an integrated technology demonstrator for the fourth generation of nuclear reactors// CEA.FR [сайт], 2016, URL: http://www.cea.fr/english/Pages/research-areas/nuclear-energy/astrid-an-option-for-the-fourth-generation-nuclear-reactors.aspx?Type=Chapitre&numero=3 (дата обращения: 15.07.2020).

21. World Energy Outlook 2019 // База-данных по мировому потреблению энергетических ресурсов [электронный ресурс], 2019, URL: https://www.iea.org/reports/world-energy-outlook-2019 (дата обращения: 15.07.2020).

22. Santer, B. D., et al., 2019: Celebrating the Anniversary of Three Key Events in Climate Change Science, Nature Climate Change, 9, 180-182

23. The Paris Agreement// Организация Объединенных Наций [сайт], 2016, URL: https://unfccc. int/process-and-meetings/the-paris-agreement/the-paris-agreement (дата обращения: 15.07.2020).

24. Станкевич А.О. и др. Исследование №2. Новые энергетические технологии. М: Ассоциация «НП Совет Рынка», 2017. 143 с.

25. Ritchie H., Roser M. Energy // Our world in data [электронный ресурс]: Global primary energy consumption, дата обновления: июль 2018. URL: https://ourwor1dindata.org/energy(дата обращения: 15.07.2020).

26. World Energy Outlook 2019 // База-данных по мировому потреблению энергетических ресурсов [электронный ресурс], дата обновления: ноябрь 2019, URL: https://www.iea.org/reports/world-energy-outlook-2019/coal#abstract (дата обращения: 15.07.2020).

27. Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок. М.: Атомиздат, 1960. 232 с.

28. Поплавский В.М. и др. Натрий — теплоноситель для быстрых реакторов. Атомная энергия, 2002, т. 108, вып. 4, С. 223-229

29. Селезнев Е.Ф. Кинетика реакторов на быстрых нейтронах, М.: НАУКА, 2013, 249с.

30. О проекте ПРОРЫВ//АО Прорыв [сайт], Москва, 2020. URL: http://proryv2020.ru/_(дата обращения: 15.07.2020).

31. Lahm C., Keonig J., Pahl R., Porter D. and Crawford D. Experience with advanced driver fuels in EBR-II, Journal of Nuclear Materials, vol. 204 , 1993, pp. 119-123

32. Carmack W.J., Porter D.L., Chang Y.I., Hayes S.L., Meyer M.K., Burkes D.E., Lee C.B.,Mizuno T.,Delage F.,Somers J., Metallic fuels for advanced reactors, Journal of Nuclear Materials, Volume 392, Issue 2, 15 July 2009, pp. 139-150

33. Smith M.A., Hill R.N., Williamson M. Low conversion ratio fuel studies, Argone National Laboratory Report, ANL-AFCI-163, February 2006.

34. Физическое материаловедение Том 6 Часть 2 Ядерные топливные материалы Ю.Г. Годин, А.В. Тенишев, В.В. Новиков. М.: МИФИ, 2008. 604 с.

35. Leibowitz, L and Blomquist, R. A. "Thermal Conductivity and Thermal Expansion of Stainless Steels D9 and HT9," International Journal of Thermophysics, v. 9, No. 5 ,1988, pp. 873 - 883.

36. Nuclear Metal Fuel: Characteristics, Design, Manufacturing, Testing, and Operating History, Prepared by the Fast Reactor Working Group White Paper 18175

01 ,2018. URL: https://www.nrc.gov/docs/ML1816/ML18165A249.pdf (дата обращения: 15.07.2020).

37. Головченко Ю.М. Опыт разработок и испытаний, возможности использования высокоплотного металлического топлива в быстрых реакторах. // Доклад на Научно-Технической конференции (НТК-2016) «Ядерное топливо нового поколения на АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития», 16-17.11.2016г.

38. Banerjee Joydipta, Prakasan E. R., Kutty T. R. G. and Bhanumurthy K. Trends of publications and patents on metallic fuel development for fast reactor. Current science ■ Vol. 110, No. 1,10 January 2016, pp. 36-43

39. На Белоярской АЭС включён в сеть новый энергоблок с реактором на быстрых нейтронах // ATOMINFO.RU еженедельное интернет-изд. 14.12.2015. URL: http://www.atominfo.ru/newsm/t0259.htm (дата обращения: 15.07.2020).

40. Проведение тестовых расчетов нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора с МОКС топливом с использованием проектных реперных программ. Отчет ОКБМ им.Африкантова, №1166001АЗ, 2011, 150с.

41. Верификация кода JARFR для нейтронно-физических расчётов реактора БН-1200 // Отчёт о НИР НИЦ КИ. Инв. № 110.7-11вн-15, 2015 г.

42. Отчет о НИОКР «Верификация программы TRIGEX». Инв. № 12203, Обнинск, 2009.

43. Кощеев В.Н., Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля А.М. Библиотека групповых констант БНАБ-РФ для расчетов реакторов и защиты. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. №3. -2014. C. 93 - 101.

44. Зизин М.Н. Методы расчёта нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов. М.: 2014 180 с.

45. Planchon, H. P., et al., Implication of the EBR-II inherent safety demonstration tests, Nuclear Engineering and Design 101 ,1987, pp. 75-90.

46. Sumner T. and Wei T., Benchmark Specifications and Data Requirements for EBR II 60 Shutdown Heat Removal Tests SHRT-17 and SHRT-45R, Nuclear Engineering Division, Argonne National Laboratory, ANL-ARC-226 (Rev 1), 2012.

47. Westfall C., Vision and reality: The EBR-II story, Nuclear News, vol. 47, no. 2, pp. 25- 34.

48. Fei T., Mohamed A. and Kim T., Neutronics Benchmark Specifications for EBR-II Shutdown Heat Removal Test SHRT-45R - Revision 1, Nuclear Engineering Division, Argonne National Laboratory, ANL-ARC-228 (Rev 1), 2013.

49. Lahm C., Koenig J., Betten P., Bottcher J., Lehto W. and Seidel B., EBR-II Driver Fuel Qualification for Loss-of-Flow and Loss-of-Heat-Sink Tests Without SCRAM, Nuclear Engineering and Design, vol. 101, 1987 , pp. 25-34

50. Planchon H., Golden G., Sackett J., Mohr D., Chang K., Feldman E. and Better P., Results and Implications of the Experimental Breeder Reactor II Inherent Safety Demonstration Tests, Nuclear Engineering and Design, vol. 100, 1988, pp. 549-577

51. Lahm C., Keonig J., Pahl R., Porter D. and Crawford D., Experience with advanced driver fuels in EBR-II, Journal of Nuclear Materials, vol. 204, 1993, pp. 119-123

52. Zanino R., Bonifetto R., Del Nevo A., Martelli E. and Savoldi Richard L., Thermalhydraulic code-to-code benchmark in a simplifed EBR-II geometry, Transactions of the American Nuclear Society, vol. 109, 2013, pp. 1759-1761

53. Triplett Brian S., Loewen Eric P., and Dooies Brett J. PRISM: A competitive small modular sodium-cooled reactor, Nuclear Technology, vol. 178, 2012, pp. 186-200

54. Sumner T., Ghiaasiaan S.M. Effects of fuel type on the safety characteristics of a sodium-cooled fast reactor: Part I: Background, modeling tools and pre-transient calculations Annals of Nuclear Energy Volume 38, Issue 7, pp. 1559-1568

55. Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Белоусов В.И., Дробышев Ю.Ю Нейтронно-физические модули потвэльного расчета комплекса ГЕФЕСТ // Сборник докладов по результатам конференции «Десятая Международная научно-техническая конференция АО «Концерн Росэнергоатом» на тему «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2016. С. 134

56. Селезнев Е.Ф., Белов А.А. Развитие расчетных программ сопровождения эксплуатации реакторов БН, Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. Обнинск, 2011. № 1. С. 145-157.

57. Experimental Nuclear Reaction Data //Электронная база данных по экспериментальным ядерным данным. URL: https://www-nds.iaea.org/exfor/(дата обращения: 15.07.2020).

58. Селезнев Е.Ф., Пряничников А.В., Фёдоров И.В., Айзатулин А.И., Белов А.А., Келарев Е.Ю. Комплекс программ JOKER - расчетного обоснования безопасной эксплуатации АЭС с РУ БН-600 в динамических режимах. // Четвертая Международная Научно-техническая конференция «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики». Программа и тезисы докладов. Москва, ОАО «Концерн Росэнергоатом», 1617 июня, 2004. C 82-86.

59. Nuclear Fuel and its Fabrication // World Nuclear Association период. интернет-изд. Дата публикации: май 2020.URL: https://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/conversion-enrichment-and-fabrication/fuel-fabrication.aspx (дата обращения: 15.07.2020).

60. Карпов С.А., Брехов Н.Р. Обновление графического веб-интерфейса для базы данных по тренажерам // Сборник «2017 год: результаты научно-технической деятельности ВНИИАЭС». Москва, 2018. C. 74-79.

61. Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Белоусов В.И., Чернова И.С., Дробышев Ю.Ю. «DOLCE VITA» ВАНТ: Серия Ядерные константы Выпуск 1, Обнинск, 2018.C.157-168.

62. Kuznetsov A.E., Vasiliev B.A., Farakshin M.R. and etc. Selecting the layout for the hybrid core of the BN-800 reactor. Proceeding of International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development // on CD (index CN245-406) [Электронный ресурс]. IAEA. Vienna.2017. 8 p.

63. Romano Paul K., Herman Bryan R., Horelik Nicholas E., Forget Benoit, Smith Kord, and Siegel Andrew R., Progress and Status of the OpenMC Monte Carlo Code, Proc. Int. Conf. Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, Sun Valley, Idaho, May 5-9 ,2013.

64. Romano Paul K. and Forget Benoit, The OpenMC Monte Carlo Particle Transport Code, Ann. Nucl. Energy, 51, 2013, pp. 274-281.

65. Tran Vivian Y., Walsh Jonathan A., and Forget Benoit, Treatments for Neutron Resonance Elastic Scattering Using the Multipole Formalism in Monte Carlo Codes, Trans. Am. Nucl. Soc., 115, 2016, pp. 1133-1137.

66. Walsh Jonathan A., Froget Benoit, Smith Kord S., and Brown Forrest B., Neutron Cross Section Processing Methods for Improved Integral Benchmarking of Unresolved Resonance Region Evaluations, Eur. Phys. J. Web Conf. 111, 06001, 2016.

67. Walsh Jonathan A., Forget Benoit, Smith Kord S., Kiedrowski Brian C., and Brown Forrest B., Direct, on-the-fly calculation of unresolved resonance region cross sections in Monte Carlo simulations, Proc. Joint Int. Conf. M&C+SNA+MC, Nashville, Tennessee, Apr. 19-23 ,2015.

68. Abel Logan, Boyd William, Forget Benoit, and Smith Kord, Interactive Visualization of Multi-Group Cross Sections on High-Fidelity Spatial Meshes, Trans. Am. Nucl. Soc., 114, 2016, pp. 391-394.

69. Lund Amanda L., Romano Paul K., and Siegel Andrew R., Accelerating Source Convergence in Monte Carlo Criticality Calculations Using a Particle Ramp-Up Technique," Proc. Int. Conf. Mathematics & Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, Jeju, Korea, Apr. 16-20, 2017.

70. Josey Colin, Forget Benoit and Smith Kord, High order methods for the integration of the Bateman equations and other problems of the form of y' = F(y,t)y, J. Comput. Phys., 350, 2017, pp.296-313.

71. Селезнев Е.Ф., Белов А.А. Расчетное сопровождение эксплуатации БН-600. Атомная энергия, 2010, т. 108, вып. 4, С. 256-259.

72. Селезнев Е.Ф., Белов А.А., Белоусов В.И., Чернова И.С. Модернизация программы расчета задачи нуклидной кинетики BPSD, Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. №4. 2018. C. 115 - 127.

73. Авраменко В.И., Колобеев Ю.В., Строкова А.М. Нейтронные сечения для расчета повреждающей дозы в реакторных материалах. Атомная энергия, т.56, вып.3, 1984, C.139-141.

74. Lodia F., Grassob G., Mattiolib D., Suminia M. ANTEO+: A subchannel code for thermal-hydraulic analysis of liquid metal cooled systems Nuclear Engineering and Design Volume 301, May 2016, pp 128-152.

75. Селезнев Е.Ф., Айзатулин А.И., Белов А.А., Козлова Н.В., Федоров И.В. Расчет динамических режимов РУ БН-600 на базе комплекса JOKER. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. Москва, 2007. № 1. С. 22-28.

76. Дробышев Ю.Ю., Селезнев Е.Ф «Расчет эффектов реактивности для активных зон реакторных установок на быстрых нейтронах в программно-

техническом комплексе ГЕФЕСТ» Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2017, вып. 2, C. 44-52.

77. Селезнев Е.Ф., Березнев В.П. Использование диффузионного приближения при расчете реактора с полостями. Известия ВУЗов. Ядерная энергетика №2, 2018, C.67-77.

78. Boyd Stephen and Vandenberghe Lieven, Convex Optimization, Cambridge University Press, 2009, pp 716.

79. Ларин Р. М., Плясунов А. В., Пяткин А. В. Методы оптимизации. Примеры и задачи: Учеб. пособие, 2-е изд. Новосибирск, 2009. 120 с.

80. Pedregosa et al.,Scikit-learn: Machine Learning in Python JMLR 12, 2011, pp. 2825-2830

81. Hadka David, Platypus - Multiobjective Optimization in Python // 2015, URL: https://platypus.readthedocs.io/ (дата обращения: 15.07.2020).

82. Deb K., Pratap A., Agarwal S., and Meyarivan T. A fast and elitist multiobjective genetic algorithm: NSGA-II. IEEE Transactions on Evolutionary Computation, 6(2):, April 2002, pp. 182-197

83. Kukkonen and Lampinen J., "GDE3: The third evolution step of generalized differential evolution," inProc. IEEE Congress on Evol.Comput., (CEC 2005), 2005, vol. 1, pp. 443-450.

84.Nuclear Data Services // Электронная база данных по экспериментальным ядерным данным. URL: https://www.oecd-nea.org/ (дата обращения: 15.07.2020).

85. Benchmark for Neutronic Analysis of Sodium-cooled Fast Reactor Cores with Various Fuel Types and Core Sizes. OECD NEA/NSC/R,2015, 85p.

86. Sciora P. et al. "A break even oxide fuel core for an innovative French sodiumcooled fast reactor: Neutronic studies results", Proceedings of Global, 9528, Paris, France, 2009.

87. Kim T.K., Yang W.S., Grandy C., Hill R.N. Core design studies for a 1000 MWth advanced burner reactor, Annals of Nuclear Energy, 2009, 8p.

88. Моисеев А.В., Семенов М.Ю., Хомяков Ю.С., Желтышев В.А., Мальцев В.В., Росляков В.Ф., Белов А.А., Селезнев Е.Ф., Васильев Б.А., Фаракшин М.Р. Экспериментальное и расчетное обоснование баланса реактивности и распределения энерговыделения в активной зоне БН-600. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. Москва, 2011. № 1. С. 130-144.

89. Асатрян Д.С., Белов А.А., Белоусов В.И., Березнев В.П., Ивченко Д.В., Селезнев Е.Ф., Чернова И.С., Карташов К.В., Перегудов А.А., Раскач К.Ф., Семенов М.Ю., Сорокин А.П., Цибуля А.М., Якунин А. А., Дробышев Ю.Ю., Карпов С.А., Федоров И.В. «Комплекс программ ГЕФЕСТ800 для проведения эксплуатационных расчетов нейтронно-физических характеристик БН-800 в нестационарном режиме» Атомная энергия. 2015. Т. 119. № 1. С. 3-7.

90. Mochizuki Hiroyasu, Muranaka Kohmei, Asai Takayuki, van Rooijen W.F.G. Benchmark analyses for EBR-II shutdown heat removal tests SHRT-17 and SHRT-45R. Nuclear Engineering and Design, Volume 275, August 2014, pp. 312-321.

91. Troyanov M. F., Ilyunin V. G., Matveev V. I., Shmelev A. N. Fast reactors with axial position of oxide and metal fuels in the core// Soviet Atomic Energy 49(5), 1980.

92. Васильев Б.А., Васяев А.В., Зверев Д.Л., Шепелев С.Ф. и др. Проект БН-1200 как основа перехода к двухкомпонентной атомной энергетике. Пленарный доклад на МНТК-2016 «Безопасность эффективность и экономика Атомной Энергетики», Десятая международная научно-техническая конференция МНТК-2016 АО «Концерн Росэнергоатом», 2526.05.2016г., 15с.

93. Поплавский В.М., Цибуля А.М. и др. Активная зона и топливный цикл для перспективного быстрого натриевого реактора, атомная энергия, т. 108, вып. 4, апрель 2010, C. 206-212.

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

95. Kunegin E. P., Yurova L. N., Kovalevich O. M., Shmelev A. N. Some physical characteristics of fast reactors with heterogeneous core grouping // Soviet Atomic Energy 49(5), 1980.

96. Keiser D., Metal Fuel-Cladding Interaction, Comprehensive Nuclear Materials, Amsterdam, Elsevier, vol.3, 2012, pp.423-441.

97. Chakin, V.P.; Melder, R.R.; Belozerov, S.V. Experience of beryllium blocks operation in the SM and MIR nuclear reactors useful for fusion, JAERI-Conf 2004-006, pp 253-261.

98. Simnad, M. T. (2001). Shielding materials in nuclear reactors. In "Encyclopedia of Materials Science and Technology" (R. W. Cahned.), Elsevier, Amsterdam. Pp.6377-6384.

99. Ishii K. et al. (2015) Development of Uranium-Free TRU Metallic Fuel Fast Reactor Core. In: Nakajima K. (eds) Nuclear Back-end and Transmutation Technology for Waste Disposal. Springer, Tokyo, 2015, pp. 155-167.

100. Селезнев Е.Ф., Дробышев Ю.Ю., и др., «ГЕФЕСТ 800 с системой подготовки констант CONSYST и библиотекой БНАБ-93» // Аттестационный паспорт программного средства № 404 от 14 июля 2016 г., Экспертный совет по регистрации программ для ЭВМ при Ростехнадзоре

101. Селезнев Е.Ф., Дробышев Ю.Ю., и др., «Отраслевой нейтронно-физический расчетный код на базе диффузионного приближения. Версия 1.1 (DOLCE VITA/V1.1)» // Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин № 500 от 14 декабря 2020 г., Экспертный совет по регистрации программ для ЭВМ при Ростехнадзоре

Приложение 1. Результаты послереакторных испытаний металлического топлива

Таблица 1. Достигнутые предельные уровни эксплуатационные характеристики с металлическим топливом.

Номер /реактор Топливаня композиция Матрериал оболочки Число твэл в сборке Отн. Плотность, % Внешний диаметр оболочки, см Толщина стенки, см Отношение полость к топливу Максимальное ql(Квт/м) Максимальная температур а, С Макс. выгорание, % т.а Максимальный быстрый флюенс, 10А22 н/стА2

Х419/ЕБШ I И-102г, И-8Ри-102г, И-19Ри-102г Б9 61 75 0,584 0,038 1 39,4 560 11,9 12

Х420/ЕВМ I И-102г, И-8Ри-102г, И-19Ри-102г Б9 61 75 0,584 0,038 1 36,1 590 18,4 18,5

Х421/ЕВМ I И-102г, И-8Ри-102г, И-19Ри-102г Б9 61 75 0,584 0,038 1 39,4 560 17,1 19,6

Номер /реактор Топливаня композиция Матрериал оболочки Число твэл в сборке Отн. Плотность, % Внешний диаметр оболочки, см Толщина стенки, см Отношение полость к топливу Максимальное ql(Квт/м) Максимальная температур а, С Макс. выгорание, % т.а Максимальный быстрый флюенс, iGA22 н/стА2

X423/EBRI I U-iGZr, U-3Pu-iGZr, U-8Pu-iGZr, U-i9Pu-iGZr, U-22Pu-iGZr, U-26Pu-iGZr SS3i6 37 75 G,737 i 42,7 522 4,9 8,G7

X425/EBRI I U-iGZr, U-8Pu-iGZr, U-i9Pu-iGZr HT9 6i 75 G,584 G,G38 i 48,2 59G 3,ii,i6,2,i 9,3 2G,6

X429/EBRI I U-iGZr, U-8Pu-iGZr, U-i9Pu-iGZr HT9,SS3i 6i 75 G,584 G,G38 i 42,7 6GG 7,7,iG,6,i4, 4 i3,8

Максималь-

Номер /реактор Топливаня композиция Матрериал оболочки Число твэл в сборке Отн. Плотность, % Внешний диаметр оболочки, см Толщина стенки, см Отношение полость к топливу Максимальное ql(Квт/м) Максимальная температур а, С Макс. выгорание, % т.а ный быстрый флюенс, 10А22 н/стА2

Х430/ЕВМ I и-югг, и- 19Ри-102г, И-22Ри-102г, И-26Ри-102г НТ9 37 75 0,737 0,041 1,4 49,2 540 11,5 20,6

Х431/БВШ I И-22г, И-62г, И-102г НТ9 19 85 0,94 0,0380,051 1,8 39,4 507 4,5 16,6

Х432/ЕВШ I И-22г, И-62г, И-102г НТ9 19 85 0,94 0,0380,051 1,8 39,4 507 4,5 16,6

Х435/ЕВШ I И-102г Б9 61 75 0,584 0,038 1,4 49,2 591 19,8 22,8

Х436 МКШ /ЕВИН И-102г Б9 61 75 0,584 0,038 1,4 34,4 596 8,45

Х437 МКШ /ЕВИН И-102г Б9 61 75 0,584 0,038 1,4 37,7 597 10

Х438 МКШ /ЕВИН И-102г Б9 61 75 0,584 0,038 1,4 32,8 623 9,45

Максималь-

Номер /реактор Топливаня композиция Матрериал оболочки Число твэл в сборке Отн. Плотность, % Внешний диаметр оболочки, см Толщина стенки, см Отношение полость к топливу Максимальное ql(Квт/м) Максимальная температур а, С Макс. выгорание, % т.а ный быстрый флюенс, 10А22 н/стА2

Х441/ЕБШ I и-19Ри-62г, и-19Ри-102г, и-19Ри-122г НТ9,Б9 61 70-85 0,584 0,038 1,1-2,1 45,9 600 12,7 10,1

Х447/ББШ I и-102г НТ9 49 75 0,584 0,046 1,4 36,1 660 10 9,17

Х448/ББШ I и-102г НТ9 61 75 0,584 0,046 1,4 45,9 552 14,6 14,9

Х449 ЫК1У /ББИИ и-102г НТ9 61 75 0,584 0,046 1,4 29,5 578 11,3 17,7

Х450 ЫК1У /ББИИ НТ9 61 75 0,584 0,046 1,4 36,1 576 10,2 13,1

Х451/ББШ I и-102г НТ9 61 75 0,584 0,046 1,4 32,8 623 13,7 13,7

Х452/ЕБШ I и-102г Б9 61 75 0,584 0,038 34,4 596 6,1 5,38

X453/EБRI I и-102г Б9 61 75 0,584 0,038 34,4 596 8,5 8,45

Х454/ЕБШ I и-102г Б9 61 75 0,584 0,038 49,2 547 8,3 9,12

Максималь-

Номер /реактор Топливаня композиция Матрериал оболочки Число твэл в сборке Отн. Плотность, % Внешний диаметр оболочки, см Толщина стенки, см Отношение полость к топливу Максимальное ql(Квт/м) Максимальная температур а, С Макс. выгорание, % т.а ный быстрый флюенс, 10А22 н/стА2

Х455/ЕБШ I и-102г Б9 61 75 0,584 0,038 1,4 49,2 547 10,3 9,16

Х481 МК111 /ЕБМ1 и-19Ри-102г Б9 61 75 0,584 0,038 1,4 49,2 579 10 11,3

Х483 МК111 /ЕБМ1 и-102г 88316 61 75 0,584 0,038 1,4 49,9 552 14,8 15,7

Х484 МКШЛ /ЕБМ1 и-102г 88316 61 75 0,584 0,038 1,4 36,1 576 11,7 11,9

Х485 МК111 /ЕБМ1 и-102г 88316 61 75 0,584 0,038 1,4 39,7 576 10,5 10,7

Х486 МК111 /ЕБМ1 и-102г 88316 61 75 0,584 0,038 1,4 37,1 623 13,9 13,9

Х489 РМ8М/ЕБ М1 НТ9 61 75 0,584 0,046 1,4 36,1 606 5,4 4,83

Х492/ЕБШ I и-19Ри-102г,и-28Ри-102г НТ9 61 75 0,584 0,038 1,4 41 551 10,5 11,1

Максималь-

Номер /реактор Топливаня композиция Матрериал оболочки Число твэл в сборке Отн. Плотность, % Внешний диаметр оболочки, см Толщина стенки, см Отношение полость к топливу Максимальное ql(Квт/м) Максимальная температур а, С Макс. выгорание, % т.а ный быстрый флюенс, 10А22 н/стА2

Х496/ЕВМ I И-32г, И-20,5Ри-32г НТ9 37 59 0,686 0,056 3 63,3 536 8,3 6,9

Х501/ЕВМ I И-102г НТ9 59 75 0,584 0,046 1,4 44,9 540 7,6 6,4

ШЮ/ЕВИП И-20,2Ри-102г-1,3Кр-1,2Лт, И-102г Б9 169 75 0,686 0,056 1,2 49,2 615 94GWd/M ТН 15,4

ытл /ЕВМ1 И-102г, И-8Ри-102г И-19Ри-102г НТ9 8 75 0,686 0,056 1,2 42,7 577 38GWd/M ТН 5,6

мт /ЕВМ1 И-102г НТ9 5 75 0,686 0,056 1,2 43 577 95GWd/M ТН 17,3

МРБ2 /ЕВМ1 И-102г НТ9 169 75 0,686 0,056 1,3 54,1 618 143GWd/ МТН 19,9

МРБЗ /ЕВМ1 И-102г НТ9 169 75 0,686 0,056 1,3 59,1 643 138Gwd/M ТН 19,2

МРБ4 /ЕВМ1 И-102г НТ9 169 75 0,686 0,056 1,5 56,8 618 135GWd/ MTH 19

Номер /реактор Топливаня композиция Матрериал оболочки Число твэл в сборке Отн. Плотность, % Внешний диаметр оболочки, см Толщина стенки, см Отношение полость к топливу Максимальное ql(Квт/м) Максимальная температур а, С Макс. выгорание, % т.а Максимальный быстрый флюенс, 10А22 н/стА2

МРБ5 /ББМ1 и-102г НТ9 169 75 0,686 0,056 1,5 55,8 651 101GWd/ МТН 14

МББб /ББМ1 и-102г НТ9 169 75 0,686 0,056 1,5 55,8 588 141GWd/ МТН 12,8

ББЛН/ БК 350( гетероегнн о в активной зоне и-8Ри-102г,и-8Ри-122т, и-8Ри-9Мог, и-8Ри-№,И-8Ри-2гС Е1-847 95 0,69 0,04 1,5 12

ББЛН/ БК 350( гетероегнн о в зоне бланкета и-102г,и- 122г, и-9Мог, и-КЬ,и-2гС Е1-847 189 1,45 0,045 61 700 2 12

Номер /реактор Топливаня композиция Матрериал оболочки Число твэл в сборке Отн. Плотность, % Внешний диаметр оболочки, см Толщина стенки, см Отношение полость к топливу Максимальное ql(Квт/м) Максимальная температур а, С Макс. выгорание, % т.а Максимальный быстрый флюенс, 10А22 н/стА2

ШЛН/ В0Я60( гетероегнн о в активной зоне И-8Ри-102г,И-8Ри-122т, И-8Ри-9Mor, И-8Ри-№,И-8Ри-2гС Е1-847 13 14,8г/см3 0,6 0,03 0,845-48 650 0,8-4,3

ШЕН/ В0Я60( аксиальная гетероегнн о в активной зоне И-8Ри-102г,И-8Ри-122т, И-8Ри-9Mor, И-8Ри-№,И-8Ри-2гС Е1-847 30 0,6 0,03 50,8 700 14,8

Приложение 2. Результаты расчетов НФХ реперных и гибридных загрузок

Таблица 1 - Значения НФХ для реперной загрузки быстрого реактора с МОХ- и металлическим топливом.

Название функционала Единицы МОХ МЕ

Эффективная доля запаздывающих нейтронов 10-3 4,35 5,00

Коэффициент воспроизводства КВ 1,2 1,5

Коэффициент воспроизводства активной зоны КВА 0,87 1,18

Неравномерность энерговыделения по высоте сборки 1,22 1,19

Температурный эффект реактивности(Доплер составляющая от Тср до Тплав) % ДК/К, 10-3 -6,60 -2,03

Мощностной коэффициент реактивности pcm/% мощности -4,50 -2,9

Натриевый пустотный эффект реактивности максимальный % ДК/К 1,2 2,3

Натриевый пустотный эффект реактивности полный % ДК/К -0,09 -1.е-4

Изменение реактивности за кампанию % ДК/К 1,90 +0,42

Вес органов СУЗ % ДК/К 7,1 4,4

Масса Pu в загрузке т 7,9 7,0

При 4-х кратной схеме перегрузок

Максимальная линейная нагрузка Квт/м 45,0 42,4

Максимальная температура оболочки С 603,0 603,0

Максимальная температура топливного сердечника С 2831,0 778,0

Радиальный коэффициент неравномерности 1,28 1,37

Максимальное выгорание % т.ат. 15,6 11,1

Макс. содержание тяжелых атомов ^^^ % т.ат. 0,23 0,15

Название функционала Единицы МОХ МЕ

Флюенс нейтронов 1023 н/см-2 5,3 4,5

Флюенс нейтронов (Е>0,1 МэВ) 1023 н/см-2 3,3 3,2

Максимальная повреждающая доза на твэл с.н.а 133 118

Таблица 2 - Значения НФХ для гибридной потвэльной загрузки с МОХ и МЕ топливом.

Название функционала Единицы Значение

Эффективная доля запаздывающих нейтронов 10-3 4,68

Коэффициент воспроизводства КВ 1,36

Коэффициент воспроизводства активной зоны КВА 1,03

Неравномерность энерговыделения по высоте сборки 1,24

Температурный эффект реактивности(Доплер составляющая от Тср до Тплав) % ДК/К, 10-3 -1,20

Мощностной коэффициент реактивности pcm/% мощности -1,3

Натриевый пустотный эффект реактивности максимальный % ДК/К 1,04

Натриевый пустотный эффект реактивности полный % ДК/К -0,3

Потеря реактивности за кампанию % ДК/К 3,20

Вес органов СУЗ % ДК/К 7,3*

Масса Ри в загрузке т 7,1

При 4-х кратной схеме перегрузок

Максимальная линейная нагрузка Квт/м 42,0

Максимальная температура оболочки в МЕ части С 598,0

Максимальная температура оболочки в МОХ части С 603,0

Название функционала Единицы Значение

Максимальная температура топливного сердечника в МЕ части С 613,0

Максимальная температура топливного сердечника в МОХ части С 2720,0

Радиальный коэффициент неравномерности 1,40

Максимальное выгорание в МОХ части % т.ат. 34,0

Макс. содержание тяжелых атомов >Ри242 в МОХ части % т.ат. 0,64

Флюенс нейтронов 1023 н/см-2 4,7

Флюенс нейтронов (Е>0,1 МэВ) 1023 н/см-2 3,0

Максимальная повреждающая доза на твэл с.н.а 120

*-при условии использования обогащенного бора (В-10) в качестве поглощающего материала СУЗ

Таблица 3 - Значения НФХ для гибридной аксиальной загрузки с МОХ и МЕ топливом.

Название функционала Единицы Значение

Эффективная доля запаздывающих нейтронов 10-3 4,80

Коэффициент воспроизводства КВ 1,42

Коэффициент воспроизводства активной зоны КВА 1,07

Неравномерность энерговыделения по высоте сборки 1,21

Температурный эффект реактивности(Доплер составляющая от Тср до Тплав) % ДК/К, 10-3 -1,20

Мощностной коэффициент реактивности pcm/% мощности -3,1

Натриевый пустотный эффект реактивности максимальный % ДК/К 1,90

Натриевый пустотный эффект реактивности полный % ДК/К -0,3

Название функционала Единицы Значение

Потеря реактивности за кампанию % ДК/К +0,35

Вес органов СУЗ % ДК/К 6,3

Масса Pu в загрузке т 8,4

При 4-х кратной схеме перегрузок

Максимальная линейная нагрузка Квт/м 39,4

Максимальная температура оболочки в МЕ части С 454,0

Максимальная температура оболочки в МОХ части С 603,0

Максимальная температура топливного сердечника в МЕ части С 683,0

Максимальная температура топливного сердечника в МОХ части С 2548,0

Радиальный коэффициент неравномерности 1,33

Максимальное выгорание % т.ат. 14,4

Содержание тяжелых атомов ^^^ % т.ат. 0,24

Максимальное выгорание в МЕ части % т.ат. 10,4

Содержание тяжелых атомов ^^^ в МЕ части % т.ат. 0,16

Макс. Флюенс нейтронов 1023 н/см-2 4,0

Макс. Флюенс нейтронов (Е>0,1 МэВ) 1023 н/см-2 2,5

Максимальная повреждающая доза на твэл с.н.а 100

Таблица 4 - Значения НФХ для гибридной потвэльной загрузки (В №1-В№3).

Название функционала Единицы В№1 В№2 В№3

Эффективная доля запаздывающих нейтронов 10-3 4,66 4,38 4,46

Коэффициент воспроизводства КВ 1,30 1,21 1,34

Коэффициент воспроизводства активной зоны КВА 1,01 0,93 1,06

Неравномерность энерговыделения по высоте сборки 1,26 1,24 1,23

Температурный эффект реактивности(Доплер составляющая от Тср до Тплав) % ДК/К, 10" 3 -3,60 -5,50 -2,30

Мощностной коэффициент реактивности pcm/% мощности -2,22 -2,94 -2,01

Натриевый пустотный эффект реактивности максимальный % ДК/К 0,67 0,54 0,86

Натриевый пустотный эффект реактивности полный % ДК/К -0,2 -0,3 -0,1

Потеря реактивности за кампанию % ДК/К 0,35 1,0 0,30

Вес органов СУЗ % ДК/К 3,7 5,1 4,4

Масса Pu в загрузке т 8,2 11,5 7,7

При 4-х кратной схеме перегрузок

Максимальная линейная нагрузка Квт/м 42,0 35,1 37,6

Максимальная температура оболочки С 632,0 621,0 621,0

Максимальная температура топливного сердечника С 795,0 769,0 760,0

Радиальный коэффициент неравномерности 1,39 1,34 1,37

Максимальное выгорание % т.ат. 10,4 11,8 9,8

Макс. содержание тяжелых атомов >Ри242 % т.ат. 0,19 0,23 0,01

Название функционала Единицы В№1 В№2 В№3

Флюенс нейтронов 1023 н/см-2 4,2 3,3 3,9

Флюенс нейтронов (Е>0,1 МэВ) 1023 н/см-2 2,5 1,9 2,4

Максимальная повреждающая доза на твэл с.н.а 98 74 92

При 6-и кратной схеме перегрузок

Максимальная линейная нагрузка Квт/м 40,8 33,8 39,7

Максимальная температура оболочки С 621,0 613,0 615,0

Максимальная температура топливного сердечника С 783,0 759,0 764,0

Радиальный коэффициент неравномерности 1,35 1,27 1,25

Максимальное выгорание % т.ат. 16,1 18,3 15,1

Макс. содержание тяжелых атомов >Ри242 % т.ат. 0,26 0,32 0,02

Флюенс нейтронов 1023 н/см-2 5,8 4,8 4,3

Флюенс нейтронов (Е>0,1 МэВ) 1023 н/см-2 3,5 2,5 2,7

Максимальная повреждающая доза на твэл с.н.а 139 110 102

Таблица 4 - Значения НФХ для гибридной потвэльной загрузки (В №4-В№7).

Название функционала Ед. В№4 В№5 В№6 В№7

Эффективная доля запаздывающих нейтронов 10-3 4,38 4,42 4,47 4,09

Коэффициент воспроизводства КВ 1,34 1,42 1,29 1,2

Коэффициент воспроизводства активной зоны КВА 1,04 1,13 1,0 0,93

Название функционала Ед. В№4 В№5 В№6 В№7

Неравномерность энерговыделения по высоте сборки 1,23 1,20 1,23 1,23

Температурный эффект реактивности(Доплер составляющая от Тср до Тплав) % ДК/К, 10-3 -3,00 -3,60 -5,50 -3,30

Мощностной коэффициент реактивности pcm/% мощнос ти -2,17 -1,57 -2,06 -1,86

Натриевый пустотный эффект реактивности максимальный % ДК/К 0,73 0,64 0,90 0,74

Натриевый пустотный эффект реактивности полный % ДК/К -0,2 -0,3 -0,1 -0,1

Потеря реактивности за кампанию % ДК/К 0,33 0,3 0,50 0,70

Вес органов СУЗ % ДК/К 4,6 5,8 5,5 5,0

Масса Ри в загрузке т 7,3 6,7 10,5 8,2

При 4-х кратной схеме перегрузок

Максимальная линейная нагрузка Квт/м 48,8 47,6 37,5 36,8

Максимальная температура оболочки С 639,0 611,0 628,0 619,0

Максимальная температура топливного сердечника С 809,0 766,0 764,0 757,0

Радиальный коэффициент неравномерности 1,37 1,35 1,31 1,28

Максимальное выгорание % т.ат. 10,6 12,3 11,6 11,3

Макс. содержание тяжелых атомов >Ри242 % т.ат. 0,01 0,02 0,21 0,02

Флюенс нейтронов 1023 н/см-2 4,4 4,1 3,7 3,7

Флюенс нейтронов (Е>0,1 МэВ) 1023 н/см-2 2,8 2,8 2,2 2,2

Максимальная повреждающая доза на твэл с.н.а 106 103 89 89

При 6-и кратной схеме перегрузок

Максимальная линейная нагрузка Квт/м 47,0 45,3 36,8 37,0

Название функционала Ед. В№4 В№5 В№6 В№7

Максимальная температура оболочки С 630,0 594,0 621,0 618,0

Максимальная температура топливного сердечника С 798,0 766,0 757,0 756,0

Радиальный коэффициент неравномерности 1,33 1,27 1,25 1,27

Максимальное выгорание % т.ат. 16,4 19,2 18,1 17,5

Макс. содержание тяжелых атомов >Ри242 % т.ат. 0,03 0,03 0,29 0,03

Флюенс нейтронов 1023 н/см-2 6,2 6,0 5,4 5,4

Флюенс нейтронов (Е>0,1 МэВ) 1023 н/см-2 3,9 4,1 3,2 3,2

Максимальная повреждающая доза на твэл с.н.а 151 152 130 131

Таблица 4 - Значения НФХ для гибридной потвэльной загрузки (В №8-В№10).

Название функционала Единицы В№8 В№9 В№10

Эффективная доля запаздывающих нейтронов 10-3 4,56 4,35 4,86

Коэффициент воспроизводства КВ 1,33 1,30 1,45

Коэффициент воспроизводства активной зоны КВА 1,05 1,02 0,99

Неравномерность энерговыделения по высоте сборки 1,22 1,24 1,18

Температурный эффект реактивности(Доплер составляющая от Тср до Тплав) % ДК/К, 103 -6,60 -3,60 -2,86

Мощностной коэффициент реактивности pcm/% мощности -2,14 -2,04 -2,44

Натриевый пустотный эффект реактивности максимальный % ДК/К 0,83 0,77 1,46

Натриевый пустотный эффект реактивности полный % ДК/К -0,06 -0,4 9e-4

Потеря реактивности за кампанию % ДК/К 0,33 0,14 0,16

Вес органов регулирования и компенсации СУЗ % ДК/К 3,7 5,3 3,7

Название функционала Единицы В№8 В№9 В№10

Масса Ри в загрузке т 9,9 7,5 10,7

При 4-х кратной схеме перегрузок

Максимальная линейная нагрузка Квт/м 39,0 40,6 39,0

Максимальная температура оболочки С 636,0 620,0 622,0

Максимальная температура топливного сердечника С 775,0 790,0 774,0

Радиальный коэффициент неравномерности 1,33 1,31 1,41

Максимальное выгорание % т.ат. 11,0 11,3 8,5

Макс. содержание тяжелых атомов >Ри242 % т.ат. 0,21 0,02 0,18

Флюенс нейтронов 1023 н/см-2 3,8 3,9 3,6

Флюенс нейтронов (Е>0,1 МэВ) 1023 н/см-2 1,9 2,1 2,5

Максимальная повреждающая доза на твэл с.н.а 85 90 94

При 6-и кратной схеме перегрузок

Максимальная линейная нагрузка Квт/м 40,0 39,6 36,9

Максимальная температура оболочки С 641,0 610,0 615,0

Максимальная температура топливного сердечника С 781,0 780,0 764,0

Радиальный коэффициент неравномерности 1,32 1,27 1,38

Максимальное выгорание % т.ат. 17,0 17,5 12,9

Макс. содержание тяжелых атомов >Ри242 % т.ат. 0,29 0,03 0,25

Флюенс нейтронов 1023 н/см-2 5,7 5,7 5,1

Флюенс нейтронов (Е>0,1 МэВ) 1023 н/см-2 2,8 3,1 3,4

Максимальная повреждающая доза на твэл с.н.а 128 133 131