Расчетное обоснование основных нейтронно-физических параметров исследовательского реактора со сверхкритическим давлением водяного теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Лапин Антон Сергеевич

• Лапин Антон Сергеевич
• кандидат наук
• 2025

Оглавление диссертации кандидат наук Лапин Антон Сергеевич

1.2.1 SCWR (Канада)

1.2.2 CSR1000 (Китай)

1.2.3 HPLWR (Евросоюз)

1.2.4 Super LWR (Япония)

1.3. Российские концепции реакторов со сверхкритическими параметрами легководного теплоносителя

1.3.1 В-СКДИ-670 (НИЦ «Курчатовский институт»)

1.3.2 ВВЭР-СКД-1700 (ОКБ «Гидропресс», АО «ГНЦ ФЭИ»)

1.3.3 ВВЭР-СКД-550 (НИЦ «Курчатовский институт»)

1.4. Проблемы и задачи реакторного направления СКД и возможность их решения на действующих экспериментальных установках

1.4.1 Обоснование топливных и конструкционных материалов

1.4.2 Обоснование водно-химического режима и обеспечения устойчивого теплосъёма

1.4.3 Обоснование нейтронно-физических характеристик

1.4.4 Обоснование теплогидравлических характеристик

1.5.Задачи экспериментального реактора

1.6 Выводы к главе

Глава 2 Расчетные методы и инструменты моделирования реакторов со сверхкритическими параметрами легководного теплоносителя

2.1 Нейтронно-физические особенности реакторов с СКД теплоносителем

2.2 Верификация программных средств и методов расчета на расчетном бенчмарке ТВС ВВЭР-СКД

2.2.1 Распределения скоростей реакций

2.2.2 Расчет эффективности СУЗ

2.2.3 Расчет пустотного и доплеровского эффекта реактивности

2.2.4 Плотностной эффект реактивности

2.2.5 Расчет выгорания топлива

2.3 Выводы к главе

Глава 3 Исследование механизмов реализации пустотного эффекта реактивности в реакторах со сверхкритическими параметрами теплоносителя различного объема

2

3.1 Постановка задачи

3.2 Описание расчетной методики

3.3 Анализ балансов нейтронов

3.3.1 Корпус реактора и внутрикорпусные устройства

3.3.2 Сталь в отражателе

3.3.2 Сталь в ТВС активной зоны

3.3.3 Топливо активной зоны

3.4 Выводы к главе

Глава 4 Расчетное обоснование нейтронно-физических характеристик реактора МТИР-СКД

4.1 Обоснование выбора объема активной зоны

4.1.1 Постановка задачи

4.2.2 Нейтронная физика реактора различного объема активной зоны

4.2.3 Анализ полученных результатов

4.2 Концепция поэтапного освоение мощности МТИР-СКД при отсутствии референтности

4.3 Расчетные характеристики реактора МТИР-СКД

4.3.1 Активная зона

4.3.2 Периферия реактора (отражатель, корпус, ВКУ)

4.3.3 Органы регулирования СУЗ

4.4. Возможность достижения отрицательных значений ПЭР в реакторе МТИР-СКД

4.5 Расчетные исследования экспериментальных возможностей МТИР-СКД

4.5.1 Обоснование выбора мест размещения автономных петлевых каналов

4.5.2 Возможности центрального автономного петлевого канала

4.5.3 Возможности периферийного петлевого канала

4.6 Выводы к главе

Заключение

Список литературы

ПРИЛОЖЕНИЕ А Используемые программные средства

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетное обоснование основных нейтронно-физических параметров исследовательского реактора со сверхкритическим давлением водяного теплоносителя»

ВВЕДЕНИЕ Актуальность темы

На сегодняшний день атомная энергетика России базируется на энергетических реакторах с легководным теплоносителем, доля которых в нашей стране составляет более 90 %. Несмотря на достигнутые характеристики по безопасности и надежности данных установок, они не могут обеспечить устойчивое развитие системы атомной энергетики исключительно на реакторах типа ВВЭР поколения 3 и 3+ по причине ограниченности топливного ресурса. При развитии системы атомной энергетики актуализировалась задача существенного повышения характеристик воспроизводства ядерного топлива при максимальном использовании преимуществ широко освоенной в ядерной энергетике технологии корпусных водо-водяных реакторов. Это возможно при переходе на сверхкритические параметры теплоносителя. Данный переход также позволит существенно увеличить коэффициент полезного действия ядерной энергетической установки, а также снизить удельные капитальные затраты по сравнению с действующими легководными реакторами.

В России имеется ряд концептуальных предложений ядерных энергетических установок, базирующихся на реакторах со сверхкритическими параметрами легководного теплоносителя. Для каждой из них сформулированы задачи, которые необходимо решить для перехода к стадии проектирования и строительства такого объекта. На сегодняшний день в НИЦ «Курчатовский институт» ведутся работы по разработке технологий корпусного энергетического реактора с закритическими параметрами теплоносителя ВВЭР-СКД-550 и определен перечь недостающих экспериментальных данных. Часть из нерешенных вопросов можно изучить на действующей экспериментальной базе: исследовательских реакторах, нейтронно-физических и теплогидравлических стендах. Однако, большинство из нерешенных задач направления ВВЭР-СКД требуют сооружения экспериментального реактора. Такой реактор должен стать универсальной испытательной базой для исследования различных концепций СКД-реакторов. С точки зрения нейтронной физики, данная универсальность обеспечивается тем, что в его драйверной зоне должен реализовываться быстрый спектр нейтронов с возможностью его затепления в петлевых каналах реактора.

Актуальность данной диссертационной работы обусловлена перспективами освоения технологии реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя и необходимостью разработки предложений по компоновке активной зоны и достигаемым в ней нейтронно-физическим характеристикам экспериментального реактора, который позволял бы изучать различные концепции перспективных реакторов с СКД

теплоносителем, а также проводить исследования для действующих легководных реакторов.

Цель и задачи работы

Целью диссертационного исследования является обоснование основных нейтронно-физических характеристик и исследовательских потенциалов Многоцелевого тестового исследовательского реактора со сверхкритическими параметрами легководного теплоносителя (МТИР-СКД) на основе проведения расчетных исследований.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

- обосновать выбор расчетных инструментов и разработать расчетные подходы к моделированию нейтронно-физических характеристик активных зон реакторов со сверхкритическими параметрами теплоносителя;

- исследовать влияние на пустотный эффект реактивности различных элементов конструкции реактора при различных объемах активной зоны реактора, охлаждаемого теплоносителем со сверхкритическими параметрами;

- провести обоснование выбора необходимого объема активной зоны МТИР-СКД, при котором достигаются нейтронно-физические характеристики, близкие к характеристикам энергетического реактора ВВЭР-СКД;

- сформировать рекомендации к требованиям конструкции активной зоны реактора МТИР-СКД выбранного объема и определить его нейтронно-физические характеристики;

- оценить потенциальные экспериментальные возможности МТИР-СКД с точки зрения симуляции переходных и аварийных процессов и моделирования различных концепций перспективных и действующих реакторов.

Научная новизна работы состоит в следующем:

- Впервые проведено обоснование ядерно-физической части концепции активной зоны легководной установки, объединяющей в себе функции экспериментального и исследовательского реактора.

- Предложен новый подход поэтапного повышения мощности реактора МТИР-СКД в условиях отсутствия референции за счет собственных экспериментальных возможностей.

- Впервые для широкого диапазона изменений характеристик активных зон реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя проведен анализ влияния различных факторов на пустотный эффект реактивности.

Практическая значимость работы

- Разработанные предложения по нейтронно-физическим характеристикам реактора МТИР-СКД, а также требования к конструкции его активной зоны позволяют перейти к разработке ядерно-физической части проекта активной зоны реактора МТИР-СКД.

5

- Определенные значения флюенса и повреждающей дозы на корпус и внутрикорпусные устройства использованы при формировании требований к кандидатным конструкционным материалам, которые используются НПО «ЦНИИТМАШ» и ЦНИИ КМ «Прометей» при обосновании материалов корпуса и внутрикорпусных устройств реактора МТИР-СКД.

Положения, выносимые на защиту:

- Компоновка реактора МТИР-СКД и расчетное обоснование выбора минимального объема, размеров и мощности активной зоны реактора МТИР-СКД, при котором достигается выполнение представительности ВВЭР-СКД. Концептуальный облик и основные нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора МТИР-СКД, а также ее внутрикорпусного окружения.

- Расчетная демонстрация экспериментальных возможностей реактора МТИР-СКД с точки зрения моделирования процессов, характерных для действующих и перспективных легководных реакторов.

- Результаты покомпонентного анализа способов управления величиной пустотного эффекта реактивности в легководном СКД-реакторе.

- Результаты верификации программного комплекса MCNP на экспериментальных данных БФС-93, а также результаты кросс-верификации ПК MCNP в связке с ПК ISTAR на расчетном бенчмарке ТВС реактора ВВЭР-СКД с детально заданной аксиальной структурой в сравнении с расчетными данными, полученными при использовании кодов Serpent, MCNP, KENO VI, JARFR, с библиотеками JEFF-3.1.1, JEFF-3.3, ENDF/B-7.0, ENDF/B-7.1.

Оценка достоверности и обоснованности научных результатов

Достоверность научных положений, выводов и практических результатов, полученных в диссертационной работе, подтверждена:

- использованием широко известных программных средств, интенсивно применяемых в исследованиях физики реакторов;

- согласованностью полученных при валидации программных средств результатов с экспериментальными данными, а также с результатами полученными при кросс-верификации с использованием иных программных средств;

- согласованностью полученных результатов с теоретическими представлениями о физике реакторов;

- неоднократным опубликованием результатов работы в реферируемых научных журналах и их обсуждением на профильных научных конференциях и семинарах.

Апробация работы

Основные результаты диссертации представлены автором на российских и международных конференциях:

- Международная конференция молодых специалистов, ученых и аспирантов по физике ядерных реакторов «Волга (2022, 2024 гг., Тверская область, СОЛ «Волга», Россия);

- Международная молодежная научно-практическая конференция «Будущее атомной энергетики- AtomFuture» (2019, 2020, 2021 гг., Калужская область, г. Обнинск, Россия);

- Всероссийская молодёжная конференция «Научные исследования и технологические разработки для обеспечения развития ядерных технологий нового поколения» (2023 г., Ульяновская область, г. Димитровград, Россия);

- Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (2023 г., Калужская область, г. Обнинск, Россия);

- Научно-практическая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики - Нейтроника» (2024 г., Калужская область, г. Обнинск, Россия);

- Международная конференция по реакторному материаловедению (2024 г., г. Казань, Россия);

- Молодежная конференция «Системные исследования в энергетике» (2024 г., г. Иркутск, Россия);

- Техническое совещание МАГАТЭ по пилотному исследованию устойчивости ядерных энергетических систем «Сценарии устойчивого развертывания малых модульных реакторов» (2024 г., г. Ереван, Армения);

- Международный симпозиум по сверхкритическим реакторам с водяным охлаждением ISSCWR-11 (2025 г., г. Пиза, Италия).

- Разработанные предложения по нейтронно-физическим характеристикам реактора МТИР-СКД, а также требования к конструкции активной зоны МТИР-СКД, использовались при подготовке отчета о НИОКР «Разработка концепции Многоцелевого тестового исследовательского СКД-реактора малой мощности», выполненного в рамках «Работ по научному руководству проектами ядерных установок. Разработка технологий корпусного энергетического реактора с закритическими параметрами теплоносителя (ВВЭР-СКД)», выполняемого в НИЦ «Курчатовский институт» по заказу АО «Концерн Росэнергоатом», что подтверждается актом об использовании научно-технических результатов, выданным в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» от 05 марта 2025 года.

Личное участие автора в получении результатов научных исследований, изложенных в диссертации, состоит в следующем:

Автором лично разработаны функциональные требования к созданию МТИР-СКД, определены его целевые показатели в части нейтронно-физических характеристик, обоснованы возможности проведения испытаний материалов и структурных компонентов активных зон легководных реакторов, предложена концепция поэтапного освоения мощности МТИР-СКД в условиях отсутствия референции с использованием только собственных экспериментальных возможностей.

Работы, выполненные в соавторстве при определяющем участии соискателя: проведено расчетное обоснование механизмов реализации пустотного эффекта реактивности, проведена разработка расчетных подходов к моделированию нейтронно-физических характеристик реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Специальность, которой соответствует диссертация

Содержание диссертации соответствует паспорту специальности 2.4.9 - «Ядерные энергетические установки, топливный цикл, радиационная безопасность» (технические науки). В соответствии с паспортом специальности, решаемая в диссертации проблема относится к п. 1 «Моделирование нейтронно-физических, химических, тепловых, гидравлических и механических процессов, создание программных комплексов, обеспечивающих достоверное расчетное обоснование объектов ядерной техники и их безопасное функционирование при эксплуатации, а также снятии с эксплуатации». Полнота изложения материалов диссертации в публикациях

По теме диссертации опубликовано 12 работ в научных журналах и сборниках трудов международных и российских конференций, в том числе 8 статей в журналах, входящих в перечень, рекомендованных ВАК РФ.

Научные статьи в журналах и изданиях, включенных в перечень ВАК Министерства науки и высшего образования Российской Федерации:

1. Лапин А.С., Бландинский В.Ю., Невиница В.А., Пустовалов С.Б., Седов А.А., Субботин С.А., Фомиченко П.А. Расчетное исследование экспериментальных возможностей реактора МТИР-СКД. // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2025. -№ 1. - С. 7-23. DOI: https://doi.Org/10.26583/npe.2025.1.01 (ВАК К1).

2. Лапин А.С., Бландинский В.Ю., Невиница В.А., Пустовалов С.Б., Седов А.А., Субботин С.А., Фомиченко П.А. Нейтронно-физические особенности реактора МТИР-СКД как экспериментальной базы для отработки перспективных легководных реакторных технологий // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2024. - № 3. - С. 18-31. - DOI 10.26583/npe.2024.3.02. (ВАК К1); Lapin A.S.,

8

Blandinsky V.Yu., Nevinitsa V.A., Pustovalov S.B., Sedov A.A., Subbotin S.A., Fomichenko P.A. Neutronic peculiarities of the MTRR-SCW reactor as an experimental base for testing advanced light-water reactor technologies //Nuclear Energy and Technology. - 2025. - Т. 11. - №. 1. - С. 25-31. (Scopus Q4).

3. Лапин А.С., Седов А.А., Бландинский В.Ю., Котов Я.А., Фомиченко П.А., Пустовалов С.Б., Невиница В.А., Субботин С.А., Кормилицын М.В. Обоснование выбора физических характеристик и мощности многоцелевого тестового исследовательского реактора со сверхкритическими параметрами легководного теплоносителя // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. - 2024. - № 2. - С. 76-88. - EDN XNREPI. (ВАК К2)

4. Лапин А.С., Волков Ю.Н., Бландинский В.Ю., Невиница В.А., Фомиченко П.А. О концепции обеспечения ядерной безопасности МТИР-СКД // Глобальная ядерная безопасность. - 2024. - № 2(51). - С. 5-19. - DOI 10.26583/gns-2024-02-01. (ВАК К3); Lapin A.S., Volkov Yu.N., Blandinsky V.Yu., Nevinitsa V.A., Fomichenko P.A. On the MTRR-SCW Concept of Nuclear Safety // Physics of Atomic Nuclei. - 2024. - Vol. 87, No. 10. - P. 1394-1403. - DOI 10.1134/S1063778824100272. (Web of Science Q4, Scopus Q4).

5. Седов А.А., Пустовалов С.Б., Котов Я.А., Лапин А.С., Невиница В.А., Субботин С.А., Фомиченко П.А. Развитие легководной технологии на базе энергетических реакторов ВВЭР-СКД // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. - 2024. - № 2. - С. 158-175. - EDN YYNXLW. (ВАК К2)

6. Седов А.А., Бландинский В.Ю., Котов Я.А., Кузенкова Д.С., Лапин А.С., Невиница В.А., Пустовалов С.Б., Степанов А.С., Субботин С.А., Фомиченко П.А., Фонарев Б.И., Фролов А.А. Концепция ядерной энергетической установки на базе многоцелевого тестового исследовательского реактора малой мощности с легководным теплоносителем сверхкритических параметров // Теплоэнергетика. - 2023. - № 5. - С. 5-22. - DOI 10.56304/S0040363623050065. (ВАК К1); Sedov A.A., Blandinsky V.Yu., Kotov Ya.A., Kuzenkova D.S., Lapin A.S., Nevinitsa V.A., Pustovalov S.B., Stepanov A.S., Subbotin S.A., Fomichenko P.A., Fonarev B.I., Frolov A.A. The Concept of a Nuclear Power Unit on the Basis of a Low-Power Multipurpose Test Research Reactor with Supercritical Light-Water Coolant // Thermal Engineering. - 2023. - Vol. 70, No. 5. - P. 323-338. - DOI 10.1134/s0040601523050063. - EDN NJYGVK. (Web of Science Q4, Scopus Q3).

7. Лапин А.С., Бобряшов А.С., Бландинский В.Ю., Бобров Е.А. Исследование системных характеристик реактора со сверхкритическими параметрами

9

теплоносителя // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. - 2020. -№ 3. - С. 93-101. - DOI 10.26583/npe.2020.3. (ВАК К1); Lapin A.S., Bobryashov A.S., Blandinsky V.Yu., Bobrov E.A. Analysis of system characteristics of a reactor with supercritical coolant parameters //Nuclear Energy and Technology. - 2020. - Т. 6. - №. 4. - С. 243-247. (Scopus Q4).

8. Лапин А.С., Бобряшов А.С., Бландинский В.Ю., Бобров Е.А. Оценка системных характеристик реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя для различных топливных циклов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. - 2020. - № 3. - С. 51-62. - DOI 10.55176/2414-1038-2020-351-62. (ВАК К2).

Глава 1 Обоснование необходимости создания экспериментального реактора со сверхкритическими параметрами легководного теплоносителя.

1.1 Место легководных реакторов в двухкомпонентной системе ЯЭ

Современная атомная энергетика, как в России, так и в мире, в основном опирается на реакторные технологии, использующие легкую воду в качестве теплоносителя первого контура реакторных установок. Такой выбор не случаен и объясняется историческим контекстом развития атомной энергетики. В начале своего становления атомная энергетика заимствовала знания из других отраслей промышленности, народного хозяйства и науки. Использование таких «донорных» технологий, знаний и опыта позволило быстро создать новую «атомную» отрасль машиностроения [1]. Одним из примеров такого подхода как раз и является использование легкой воды в качестве теплоносителя в ядерных реакторах. В то время легкая вода уже широко применялась в качестве теплоносителя в котлах, работающих на органическом топливе, поэтому этот опыт позволил быстро и эффективно адаптировать технологию к условиям атомной энергетики.

Реакторы с водой под давлением, а также кипящие реакторы показали свою энергоэффективность, безопасность и надежность, однако их топливный цикл требует большого расхода природного урана. Это связано с установлением теплового спектра нейтронов в активной зоне из-за хорошей замедляющей способности воды, постоянными тенденциями к повышению глубины выгорания топлива и увеличением длительности кампании реактора, что требует повышения обогащения урана в топливе активной зоны. Все это приводит к низким значениям коэффициента воспроизводства и возникновению проблемы топливообеспечения. С учетом роста потребности в энергии и расширения ядерной энергетики в ближайшем будущем может возникнуть проблема недостатка урана [2]. По данным на 2020 год, Россия обладает запасами урана в 513 тыс. тонн, что позволяет оценить срок исчерпания имеющихся ресурсов до конца 21 -го века при текущем уровне потребления природного сырья [3]. В природной компоненте природного урана доля урана-235 составляет 0,71%. Для действующих реакторов типа ВВЭР на производство 1 кг топлива при его обогащении до 5% расходуется 7-10 кг урана с природным содержанием изотопа урана-235, т.е. практически 90 % добытого сырья уходит в отвал и не используется в ядерном топливном цикле [4]. Возникает закономерное желание эффективно вовлечь весь природный уран, в частности изотоп уран-238, ресурс которого существенно превышает запасы углеводородного сырья (Рисунок 1.1).

2 3 4

Рисунок 1.1 - Относительный энергопотенциал природных сырьевых ресурсов России: 1 — 238и (86,7%); 2 — 235И (0,4%); 3 — нефть (0,8%); 4 — газ (3,4%); 5 — уголь (8,7%)

В качестве одного из перспективных подходов предлагается концепция двухкомпонентной атомной энергетики, которая не только решает проблему топливообеспечения, но и открывает путь к более экологичной и устойчивой ядерной энергетике. Эта концепция предполагает замыкание ядерного топливного цикла, то есть использование всех составляющих ядерного топлива, включая побочные продукты, в рамках единой системы, и основывается на формулировании требований не к отдельным типам реакторов, а для ядерной энергетической системы в целом, коэффициент воспроизводства которой должен составлять не менее 1. Успешная реализация данной концепции может изменить стратегическую роль ядерной энергетики в мире, позволив ей стать одной из ключевых технологий в переходе к устойчивому развитию [5].

Концепция двухкомпонентной ядерной энергетики была закреплена в Указе Президента РФ от 16 апреля 2020 года, № 270 «О развитии техники, технологий и научных исследований в области использования атомной энергии в Российской Федерации» [6]. Этот документ подчеркивает важность развития технологий, научных исследований и техники в области использования атомной энергии, что является стратегически важным направлением для страны [7]. Одной из ключевых целей данного указа является разработка технологий двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом. Двухкомпонентная ядерная энергетика предполагает использование как традиционных реакторов на тепловых нейтронах, так и более современных реакторов на быстрых нейтронах. Этот подход позволяет значительно повысить эффективность использования ядерного топлива, а также минимизировать количество радиоактивных отходов.

Реакторам на быстрым нейтронах отводится задача наработки вторичного ядерного топлива для увеличения суммарных мощностей реакторов, а также для подпитки топливом

реакторов на тепловых нейтронах [8]. Это связано с тем, что наиболее эффективно вовлечь уран-238 в топливный цикл удается при установлении быстрого спектра нейтронов в активной зоне при использовании в качестве топлива плутония-239, уже в достаточном количестве наработанного в тепловых реакторах и имеющегося на складе. В активной зоне быстрого реактора при использовании такого топлива возможно достичь коэффициента воспроизводства ядерного топлива на уровне 1,2-1,5 и обеспечить необходимый темп роста мощностей ядерной энергетической системы и подпитку плутонием легководных реакторов с тепловым спектром [9].

Для производства сравнительно дешевой и конкурентоспособной электроэнергии предполагается использовать реакторы ВВЭР, поскольку они базируются на достаточно развитой технологии легководных корпусных реакторов. Необходимый избыток нейтронов может дать использование быстрых реакторов с жидкометаллическими теплоносителями, но даже самые оптимистичные сценарии дальнейшего развития атомной энергетики таковы, что реакторы на быстрых нейтронах не успевают с необходимым темпом вовлечь уран-238 в топливный цикл без соответствующего усовершенствования тепловых реакторов. Последнее понимается не в плане увеличения эффективности сжигания урана-235, а в направлении эффективного использования урана-238 через использование плутония-239 [10]. Эффективность использования урана-238 связана не только с характеристиками реакторов, но и с технологическими возможностями внешнего топливного цикла, что, в свою очередь, накладывает дополнительные требования по оптимизации глубины выгорания, энергонапряженности, типа топлива.

В рамках Стратегии развития ядреной энергетической системы России до 2050 года первым этапом совершенствования легководных реакторов является использование спектрального регулирования путем изменения в процессе микрокампании реактора водо-топливного отношения [11]. Исключение использования паразитных поглотителей нейтронов и переход к более жесткому нейтронному спектру в сравнении со стандартными реакторами типа ВВЭР в начале микрокампании позволяют повысить коэффициент воспроизводства вторичного ядерного топлива до значений 06-0,7 [12], [13]. Предполагается, что такой реактор ВВЭР-С электрической мощностью 600 МВт появится на Кольской АЭС уже в 2033 году.

На втором этапе планируется достижение параметров воспроизводства вплоть до значений, обеспечивающих режим самообеспечения топливом, т.е. достижение коэффициента воспроизводства на уровне не менее 1. Это возможно при использовании тесной решетки твэлов и снижении плотности теплоносителя в активной зоне за счет увеличения температур и давления теплоносителя за счет перехода к сверхкритическим

13

параметрам воды. Кроме этого, повышение параметров теплоносителя позволит поднять термодинамический КПД ядерной энергетической установки до 45-48 %, а также использование однофазного теплоносителя при СКД параметрах позволит отказаться от достаточного количества теплотехнического оборудования и снизить материалоемкость установки, а следовательно и капитальные затраты на строительство установки [14].

Нужно отметить, что реакторы со сверхкритическими параметрами теплоносителя представляют собой перспективное направление в ядерной энергетике, которое активно изучается и рассматривается в рамках международного форума "Поколение-4" [15], [16]. Цель этого форума - разработка и внедрение новых, более безопасных и устойчивых ядерных технологий, способных обеспечить долгосрочное удовлетворение глобальных энергетических потребностей. Суть работы реакторов СКД заключается в использовании воды в качестве теплоносителя при температуре и давлении, превышающих критическую точку (374 °С и 22,1 МПа). В таких условиях вода переходит в сверхкритическое состояние, где ее плотность и теплоемкость значительно возрастают. Высокие температуры в таком типе реакторов позволяют использовать тепло не только для генерации электроэнергии, но и для других целей, например, для опреснения воды или производства водорода. Исследования и разработки в области сверхкритической воды в рамках форума Поколение-4 направлены на создание более безопасных, устойчивых и экономически выгодных реакторов, способных обеспечить долгосрочное и устойчивое энергоснабжение. Однако необходимо провести дальнейшие исследования и разработки, чтобы определить оптимальные параметры и условия эксплуатации. Кроме того, необходимо разрешить ряд технических и экономических проблем, связанных с их внедрением. Несмотря на это, реакторы СКД представляют собой перспективное направление в ядерной энергетике, способное внести значительный вклад в достижение целей устойчивого развития.

Сегодня перед реакторами со сверхкритическими параметрами теплоносителя в России ставятся следующие задачи [17], [18]:

• создание реактора с самообеспечением топливом в уран-плутониевом ЗТЦ (не менее 1,0);

• достижение высокого КПД машинного зала АЭС (не менее 40 %);

• ядерная и радиационная безопасность на уровне требований Международного форума «Поколение - 4»;

• значительное снижение удельных капитальных затрат на сооружение АЭС и существенное сокращение сроков строительства на уровне требований Международного форума «Поколение - 4».

1.2. Зарубежные концепции реакторов со сверхкритическими параметрами легководного теплоносителя

Интерес к реакторам со сверхкритическим легководным теплоносителем (СКД) начал формироваться практически с первых шагов в мирном использовании атомной энергии. Это связано с тем, что такие реакторы обладают рядом преимуществ, включая высокую эффективность и компактность, что делает их привлекательными для различного использования.

Первый и единственный реактор, использующий воду в сверхкритическом состоянии в качестве теплоносителя, был спроектирован и построен компанией Pratt and Whitney в 1954 году [19] [20]. Этот реактор предназначался для использования в качестве силовой установки для авиационного двигателя и имел тепловую мощность 410 МВт. В этом реакторе вода использовалась под давлением 34,5 МПа, что позволяло ей находиться в состоянии, когда она не кипела, а оставалась в жидком виде даже при высоких температурах. Теплоноситель в активной зоне нагревался от 232 до 545 градусов Цельсия, что обеспечивало высокую теплопередачу и эффективность работы реактора. Однако, несмотря на технические достижения, эксперименты с этой реакторной установкой продолжались всего три года и были прекращены в 1957 году.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Лапин Антон Сергеевич, 2025 год

Список литературы

1. И. В. Курчатов и А. П. Александров о стратегии ядерного энергетического развития. Сборник. Москва: НИЦ «Курчатовский институт», 2013. 144 с.

2. Суходолов А.П. Мировые запасы урана: перспективы сырьевого обеспечения атомной энергетики // Известия Байкальского государственного университета. 2010. № 4. С. 166-169.

3. Мирхусанов У.Т. ДИНАМИКА ИСЧЕРПАНИЯ РЕСУРСОВ УРАНА И ПРОГНОЗИРОВАНИЕ ДОБЫЧИ УРАНА В МИРЕ // Научные исследования 2023. 2023. No. 3. pp. 15-19.

4. Егорова И.В. Перспективы мирового рынка природного урана // Руды и металлы. 2023. No. 1. pp. 6-16.

5. Адамов Е.О., Асмолов В.Г., Большов Л.А., Иванов В.К. Двухкомпонентная ядерная энергетика // Вестник Российской академии наук. 2021. Т. 91. № 5. С. 450-458.

6. Указ Президента РФ от 16 апреля 2020 г. № 270 "О развитии техники, // Собрание законодательства Российской. 2020. № 16. С. 2571.

7. Вотякова И.В., Волчкова И.В. Перспективы развития атомной отрасли России // Актуальные проблемы инновационного развития ядерных технологий. 2021. Т. 12. С. 98.

8. Алексеев П.Н., Андрианов А.А., Баланин А.Л., Гулевич А.В., Декусар В.М., Коробейников В.В., Марова Е.В., Маслов А.М., Невиница В.А., Теплов П.С., Фомиченко П.А., Шепелев С.Ф. АНАЛИЗ КОНКУРЕНТОСПОСОБНОСТИ ПРОЕКТА ЭНЕРГОБЛОКА БН НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ С УЧЁТОМ СИСТЕМНЫХ ТРЕБОВАНИИ // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2021. № 2. С. 34-51.

9. Адамов Е.О., Джалавян А.В., Лопаткин А.В. Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в перспективе до 2100 г // Атомная энергия. 2012. Т. 112. № 6. С. 319-330.

10. Лапин А.С., Бобряшов А.С., Бландинский В.Ю., Бобров Е.А. Исследование системных характеристик реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2020. No. 3. pp. 93-101.

11. Алексеев П.Н., Гагаринский А.Ю., Калугин М.А., Кухаркин Н.Е., Семченков Ю.М., Сидоренко В.А., Субботин С.А., Теплов П.С., Фомиченко П.А., Асмолов В.Г. К стратегии развития ядерной энергетики России // Атомная энергия. 2019. Т. 126. № 4. С.183-187.

12. Шаповаленко В.В., Матузаев К.Б., Аникевич К.П. Каким быть ядерному топливу в новых проектах ВВЭР? // Энергетические установки и технологии. 2020. Vol. 6. No. 1. pp. 40-45.

13. Глебов А.П. Развитие атомной энергетики в России и мире с реакторами поколений 3+ и 4 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2020. No. 1. pp. 77-93.

14. Семченков Ю.М. Научное руководство в развитии легководного направления атомной энергетики по проектам ВВЭР // ВАНТ, серия "Физика ядерных реакторов", № 1, 2023. С. 9-23.

15. Generation IV International Forum. Annual report 2008. Paris: OECD Nuclear Energy Agency. 2008. 48 pp.

16. Generation IV Systems [Электронный ресурс] // The Generation IV International Forum: [сайт]. [2023]. URL: https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_59461/generation-iv-systems (дата обращения: 01.04.2023).

17. Алексеев П.Н., Ковалишин А.А., Седов А.А. Развитие технологии ВВЭР на базе энергетических реакторов с легководным теплоносителем сверхкритических параметров // ВАНТ. Серия "Физика ядерных реакторов", № 1, 2023. С. 48-63.

18. Sedov A.A., Pustovalov S.B., Shchepetina T.D., Simonov S.S. NPP with SCW nuclear power installation. — In: 10th International Symposium on SCWRs. Prague, the Czech Republic, March 15—18, 2021. Paper number ISSCWR10-001.

19. Humble L.V., Doyle R.B. Calculated condenser performance for a steam-turbine power plant for aurcraft, Nation advisory committee for aeronautics, Washington, May 20, 1948.

20. An analysis of a nuclear powered supercritical-water cycle for aircraft propulsion, Nation advisory committee for aeronautics, Cleveland, Ohio, 1962. 76 pp.

21. Schwartz H. Investigation of a sodium vapor compressor jet for nuclear propulsion of aircraft, Downey, California, june 25, 1953.

22. Wu P., Ren Y., Feng M., Shan J., Huang Y., Yang W. A review of existing SuperCritical Water reactor concepts, safety analysis codes and safety characteristics // Progress in Nuclear Energy. 2022. Vol. 153. P. 104409.

23. Han , Zhang C., Jiang J. Dynamic models and control system design for heated channels in a Canadian SCWR // Annals of Nuclear Energy. 2021. Vol. 151. P. 107973.

24. Domínguez A.N., Onder N., Rao Y., Leung L. Evolution of the Canadian SCWR fuel-assembly concept and assessment of the 64 element assembly for thermalhydraulic performance // CNL Nuclear Review. 2016. Vol. 5. No. 2. pp. 221-238.

25. Salaun F., Novog D.R. Optimization of the Canadian SCWR Core Using Coupled Three-Dimensional Reactor Physics and Thermal-Hydraulics Calculations // ASME J of Nuclear Rad Sci. April 2018. Vol. 4. No. 2. P. 021003.

26. Yetisir M., Gaudet M., Pencer J., McDonald M., Rhodes D., Hamilton H., Leung L. CANADIAN SUPERCRITICAL WATER-COOLED REACTOR CORE CONCEPT AND SAFETY FEATURES // CNL Nuclear Review. 2016. Vol. 5. No. 2. pp. 189-202.

27. Xuebin Z., Yanping H., Jinguang Z. Research and Development on Thermal Hydraulic and Safety of Supercritical Water-cooled Reactor // Nuclear Power Engineering. 2023. Vol. 44. No. 5. pp. 223-231.

28. Liu L., Zhou T., Li Y., Chen J., Zeeshan Ali M., Xiao Z. SCWR transient safety analysis code SCAC-CSR1000 // Progress in Nuclear Energy. 2015. pp. 318-325.

29. Wu P., Gou J., Shan J., Zhang B., Li X. Preliminary safety evaluation for CSR1000 with passive safety system // Annals of Nuclear Energy. 2014. Vol. 65. pp. 390-401.

30. Jinguang Z., Yanping H. The Research and Development Progress of SCWR // Nuclear Power Engineering. 2021. Vol. 42. No. 6. pp. 1-4.

31. Gaojian D. Large-break LOCA analysis of CSR1000 // Annals of Nuclear Energy. 2021. Vol. 161. P. 108444.

32. Zhonghao N., Lianjie W., Di L., Bangyang X., Yanping H., Xing C. Conceptual Design of Supercritical Water-cooled Reactor CSR150 // Nuclear Power Engineering. 2023. Vol. 44. No. 1. pp. 9-13.

33. Di L., Lianjie W., Bangyang X., Yanping H., Lei Y., Xinyao L., Yajing Z. Study on Reactivity Control of CSR150 // Nuclear Power Engineering. 2023. Vol. 44. No. 1. pp. 95100.

34. Krykova M. European research program on supercritical water-cooled reactor // Journal of Nuclear Engineering and Radiation. 2021. No. 7.2. P. 021301.

35. Krykova M., Sipova M., Arnoult Ruzickova M. Development of a supercritical water-cooled nuclear reactor in Europe // Jaderna Energie. 2021. Vol. 2. No. 3. pp. 42-49.

36. Mikityuk K., Ferreira M., Hatala B., Kloosterman J.L., Sipova M. Review of Euratom projects on design, safety assessment, R&D and licensing for ESNII/Gen-IV reactor systems // EPJ Nuclear Sciences and Technologies. 2023. Vol. 9. P. 18.

37. Starflinger J., Schulenberg T. SCWR-Review of the results of the project "HPLWRPHASE 2" 2019.

38. Ruzickova M., Vojacek A., Schulenberg T., Visser D.C., Novotny R., Kiss A., Maraczy C. European Project "Supercritical Water Reactor-Fuel Qualification Test": Overview, Results, Lessons Learned, and Future Outlook // Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science. 2016. Vol. 2. No. 1. P. 011002.

39. Vojacek A., Ruzickova M., Schulenberg T. Design of an In-Pile SCWR Fuel Qualification Test Loop // ASME. ASME J of Nuclear Rad Sci. January 2016. Vol. 2. No. 1. P. 011003.

40. Hirose A., Fukuda T., Yamaji A. Preliminary conceptual development of the super LWR spectral shift core // The Proceedings of the International Conference on Nuclear Engineering (ICONE) 2023.30. The Japan Society of Mechanical Engineers, 2023. P. 1099.

41. Md. Abidur Rahman Ishraq, Fahim Mahmud Razu, H. Rainad Khan Rohan. Neutronic evaluation of diverse fuel configurations for the supercritical water reactor (SCWR) core // Nuclear Engineering and Design. 2024. Vol. 423. pp. 113160 https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2024.113160.

42. Yoshiaki Oka. Review of SCWR research in Japan // Frontiers in Nuclear Engineering. 2023. Vol. 2. P. 1272766.

43. Okui T., Yamaji A. Preliminary power transient analysis of the super FR with axially heterogeneous core // EPJ Web of Conferences. 2021. Vol. 247. P. 07002.

44. Yamaji A., Matsuoka K., Sumida K., Funatsu K. Scope of conceptual development of Resilient supercritical Light water-cooled reactor (SCWR-R) // Nuclear Engineering and Design. 2024. Vol. 416. pp. 112756 https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112756.

45. Мохов В.А., Васильченко И.Н., Никитенко М.П., Махин В.М., Лапин А.В., Четвериков А.Е., Чуркин А.Н., Аникеев Ю.А., Шмелев С.В. Проблемные вопросы по активной зоне корпусного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя (ВВЭР-СКД) // Тяжелое машиностроение. 2014. № 9. С. 2-13.

46. Семченков Ю.М., Силин В.А., Алексеев П.Н., Чибиняев А.В., Митькин В.В., Хлопов Р.А. Интегральные реакторные установки с естественной циркуляцией воды при сверхкритическом давлении - РУ СКДИ // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: сб. науч. работ. Подольск: ОКБ «Гидропресс». 2015. С. 198-214.

47. Махин В.М., Васильченко И.Н., Вьялицын В.В., Кушманов С.А., Куракин К.Ю., Чуркин А.Н., Лапин А.В., Семиглазов С.В. Концепция активных зон ВВЭР-СКД: условия эксплуатации твэлов, конструкция ТВС и кандидатные материалы // Материалы Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. 2011 » ОКБ «Гидропресс», г. Подольск.

48. Sedov A.A., Pustovalov S.B., Shchepetina T.D., Simonov S.S. NPP with SCW nuclear power installation // In: 10th International Symposium on SCWRs. Prague, the Czech Republic. March 15—18, 2021. No. Paper number ISSCWR10-001.

49. Зорин В.М., Шамароков А.С., Пустовалов С.Б. Подогреватели высокого давления нового поколения для паротурбинных установок АЭС // Теплоэнергетика. 2021. № 4. С. 35-46.

50. Шамароков А.С., Зорин В.М., Пустовалов С.Б., Михушкина Е.А. Сепараторы-пароперегреватели нового поколения для паротурбинных установок АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. 2021. № 4. С. 66-77.

51. Чуркин А.Н., Баисов А.М., Крыжановская Т.И. Анализ условий охлаждения твэлов в элементарных ячейках ТВС ВВЭР-СКД различной конструкции // ВАНТ, серия "Физика ядерных реаткоров", № 3, 2023. С. 76-84.

52. Семченков Ю.М., Духовенский А.С., Алексеев П.Н., Прошкин А.А., Мухачев В.Н., Седов А.А., Чибиняев А.В. Проблемы и перспективы легководных реакторов нового поколения со сверхкритическим давлением // Теплоэнергетика, № 5, 2008. С. 6-11.

53. Жемков И.Ю., Погляд Н.С., Анисимов В.Ю., Боев А.В. Экспериментальные устройства для проведения испытаний в реакторе Б0Р-60 // Вестник Национального исследовательского ядерного университета МИФИ. 2019. Т. 8. № 5. С. 402-409.

54. Жемков, И Ю; Набойщиков, Ю В; Козолуп, А Н; Погляд, Н С. Оценка возможности испытаний в реакторе БОР-60 образцов конструкционных материалов в расплавах солей // Научный годовой отчет АО "ГНЦ НИИАР". 2020. С. 30-33.

55. Трофимчук В.В., Насонов В.А., Песня Ю.Е., Глыва К.И. Расчётная оценка требуемого тепловыделения в опытных твэлах для достижения сверхкритических параметров теплоносителя при их облучении в исследовательском ядерном реакторе // Вопросы атомной науки и техники, Серия: Ядерно-реакторные константы. 2021. № 4. С. 63-71.

56. Варивцев А.В., Жемков И.Ю., Боев А.В. Расчетно-экспериментальные исследования облучательного устройства с твэльным подогревом в реакторе БОР-60 // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2016. No. 1.

57. Бландинский В.Ю., Колесов В.В., Невиница В.А., Фомиченко П.А., Седов А.А., Фролов А.А., Пустовалов С.Б., Щуровская М.В., Симонов С.С., Песня Ю.Е., et al. Особенности изменения изотопного состава опытных твэлов реактора типа ВВЭР-СКД при последовательном облучении в быстром и тепловом спектре нейтронов // ВАНТ, серия "Физика ядерных реакторов", No. 2, 2022. pp. 90-96.

58. Симонов С.С., Баланин А.Л. Планирование дореакторных, реакторных и послереакторных исследований конструкционных материалов и опытных твэлов реактора ВВЭР-СКД с быстрым спектром нейтронов // Научные исследования и технологические разработки для обеспечения развития ядерных технологий нового поколения // XI Всероссийская молодёжная конференция : сб. тезисов докл. 2023. P. 19.

59. Арефинкина С.Е., Абрамов А.Н., Бабенко А.В., Белянин В.С., Герстле А.Д., Ерак Д.Ю., Ефремов П.К., Михин О.В., Мурашов В.Н., Яковлев В.В. Разработка облучательных ампульных устройств для реакторных исследований свойств оболочек твэлов в среде теплоносителя с СКД-параметрами // ВАНТ, серия "Физика ядерных реакторов", № 5, 2023. С. 65-73.

60. Старков В.А., Федосеев В.Е., Шишин В.Ю. Моделирование условий и результаты петлевых испытаний модифицированных твэлов СМ в обоснование их работоспособности // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2013. No. 2. pp. 105-113.

61. Ижутов А.Л., Петелин А.Л., Бурукин А.В., Калинина Н.К., Долгов А.И., Палачев П.С., Ильиных Г.А. Испытания перспективных материалов, топлива и элементов активных зон инновационных реакторов в исследовательской ядерной установке СМ // Безопасность исследовательских ядерных установок. Тезисы докладов XXII конференции. 2022. С. 51-52.

62. Серёдкин С.В., Марихин Н.Ю., Калинина Н.К., Нагайцев В.Г., Белозерова А.Р. Испытания в реакторе СМ образцов сталей внутрикорпусных устройств реактора ВВЭР // Научный годовой отчет АО "ГНЦ НИИАР". 2020. pp. 25-27.

63. Ижутов А.Л., Петелин А.Л., Фомин Д.В., Халяпин А.Ю. Опыт эксплуатации и планы по модернизации исследовательского реактора МИР // Безопасность исследовательских ядерных установок : Тезисы докладов XXII Российской конференции. 2022. С. 55.

64. Алексеев А.В., Дреганов О.И., Иванов Н.А., Ижутов А.Л., Киселева И.В., Овчинников В.А., Шулимов В.Н. Испытания твэлов в канале реактора МИР.М1 в условиях проектной реактивностной аварии // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2021. № 4 (110). С. 65-82.

65. Бемерт Ю., Юттнер К., Райнфрид Д. Эксперименты по моделированию скачкообразных изменений мощности для выявления повреждаемости твэлов ВВЭР // Атомная энергия. 1989. Т. 67. № 1. С. 49-51.

66. Внуков Р.А., Котов Я.А., Невиница В.А., Колесов В.В., Бландинский В.Ю., Лапин

A.С., Кузенкова Д.С., Фомиченко П.А., Михайлов Г.М., Коробейникова Л.В. Оценка возможности получения экспериментальных данных для зон ВВЭР-СКД на стенде БФС // ВАНТ, серия "Ядерно-реакторные константы", № 1, 2023. С. 117-129.

67. Кузенкова Д.С., Лапин А.С., Внуков Р.А. Верификация расчетных подходов к планированию экспериментов по моделированию нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-с на стенде БФС-1 // Будущее атомной энергетики -AtomFuture 2023 : Тезисы докладов XIX Международной научно-практической конференции. 27-28 ноября 2023. pp. 194-196.

68. Седов А.А., Поляков П.С., Пустовалов С.Б., Паршин В.В., Симонов С.С. Основные результаты тестовых испытаний замкнутого контура с естественной циркуляцией легководного теплоносителя при сверхкритическом давлении // Теплоэнергетика, № 3, 2023. С. 1-15.

69. Куканов В.Ю., Седов А.А., Поляков П.С. Численное моделирование потока жидкости и теплообмена при сверхкритических давлениях водяного теплоносителя для пучка стержней с проволочным дистанционированием // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2023. № 2. С. 64-78.

70. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы: Учебное пособие для вузов. 2nd ed. Москва: Энергоатомиздат. 262 pp.

71. Глебов А.П., Клушин А.В. Предварительные нейтронно-физические расчеты экспериментального реактора ВВЭР-СКД-30 // Известия вузов. Ядерная энергетика, № 4, 2013. С. 118-148.

72. Глебов А.П., Баранаев Ю.Д., Московченко И.В., Кириллов П.Л. Развитие направления SCWR от концепции до тестового реактора // ВАНТ, серия "Ядерно-реакторные константы", № 3, 2019. С. 30-44.

73. Жемков И.Ю. Тезисы докладов 8-го семинара по проблемам физики реакторов // Многоцелевой быстрый блочный реактор (ББРМ-300) повышенной безопасности. Москва. 1993. Vol. 2. P. 192.

74. Седов А.А., Бландинский В.Ю., Котов Я.А., Кузенкова Д.С., Лапин А.С., Невиница

B.А., Пустовалов С.Б., Степанов А.С., Субботин С.А., Фомиченко П.А., Фонарев Б.И., Фролов А.А. Концепция ядерной энергетической установки на базе многоцелевого тестового исследовательского реактора малой мощности с легководным теплоносителем сверхкритических параметров // Теплоэнергетика, № 5, 2023. С. 5-22.

75. ГОСТ 23082-78 Реакторы ядерные. Термины и определения. Электронный доступ: https://docs.cntd.ru/document/1200015295,.

76. Котов Я.А., Колесов В.В., Невиница В.А., Фомиченко П.А. Исследование эффектов реактивности и других нейтронно-физических характеристик ВВЭР-СКД // Сборник тезисов докладов конференции "Нейтроника-2022". 2022.

77. Каширина В.Е., Котов Я.А. Исследование компонент плотностного эффекта реактивности в реакторе ВВЭР-СКД // Сборник тезисов докладов конференции "Волга - 2022". 2022.

78. MCNP — a General Monte Carlo N-Particle Transport Code. Version 5/X-5 Monte Carlo Team.

79. Forster R.A., et al. MCNP™. Version 5. — Nuclear Instruments and Methods in Physics Research Section B: Beam Interactions with Materials and Atoms, Vol. 213, 2004. P. 82— 86.

80. NJOY99.0 Code System for Producing Pointwise and Multigroup Neu-tron and Photon Cross Sections from ENDF/B Data. RSICC Peripheral Shielding Routine Collection. Oak Ridge National Laboratory. Documentation for PSR-480/NJOY99.0 Code Package (March 2000).

81. ENDF-102 Data Formats and Procedures for the Evaluated Nuclear Data File ENDF-6. Cross Section Evaluation Working Group. National Nuclear Data Cen-ter. Brookhaven National Laboratory Report BNL-NCS-44945. Rev.2/97 (February 1997).

82. Дудников А.А. Программа моделирования изотопной кинетики в многокомпонентных структурах ядерной энергетики «ISTAR», Свидетельство о государственной регистрации ПрЭВМ №2020619218, 13.08.2020.

83. Blandinskiy V.Y., Dudnikov A.A. Calculations of spent fuel isotopic composition for fuel rod from VVER-440 fuel assembly benchmark using several evaluated nuclear data libraries // Kerntechnik, Vol. 83, No. 4, 2018. P. 325—330.

84. Кочетков А.Л., Матвиенко И.П., Рожихин Е.В., Цибуля А.М. Эксперименты в поддержку размещения МОКС-топлива в реакторы ВВЭР // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. 2007. Vol. 3. No. 1. pp. 99-108.

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

86. Ашурко Ю.М., Андреева К.А., Бурьевский И.В. Исслдеование влияниея натриевого пустотного эффекта реактивности на безопасность быстрого натриевого реаткора большой мощности // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2014. No. 3. pp. 5-14.

87. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Елисеев В.А. 3. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на технико-экономические характеристики и безопасность перспективного быстрого реактора // Атомная энергия. 2010. Vol. 108. No. 4. pp. 230-235.

88. Арутюнян А.К., Выговский С.Б., Хачатрян А.Г. Безопасноть ядерной энергетики. Тезисы маучно-практической конференции, 6-7 июня 2019г. // Исследование способов повышения КВ в быстрых реакторах с МОХ-топливом при стремлении к минимальным значениям НПЭР. Волгодонск. 2019. pp. 68-71.

89. Ашурко Ю.М. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на безопасность быстрого натриевого реактора большой мощности // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2014. No. 3. pp. 5-14.

90. Елисеев В.А. Нитридное топливо для перспективного быстрого натриевого реактора типа БН-1200 // Атомная энергия. 2013. Vol. 114. No. 5. pp. 266-270.

91. Хаммел Г., Окрент Д. Коэффииценты реактивности в больших энрегетических реаткорах. Москва: Атомиздат, 1975. 237 pp.

92. In: Advanced Nuclear Systems Consuming Excess Plutonium // Energy source for the human demand. Netherlands: Kluwer Academic Publishers. 1997.

93. Музафаров А.Р., Савандер В.И. Использование выгорающих поглотителей в реакторах типа ВВЭР для снижения доли запаса реактивности, компенсируемого

жидкостной системой при удлинённых кампаниях // Глобальная ядерная безопасность. 2022. No. 2. pp. 42-54.

94. Experimental check and justification of application of pyrochemical origin plutonium dioxide for fabrication pellet fuel // Proc. Joint ICTP/IAEA School on Physics and Technology of Fast Reactors Systems. Nov. 9-20, 2009.

95. Кормилицын М.В., Кормилицына Л.А., Пустовалов С.Б. Прогноз технико-экономических показателей изготовления ТВС со смешанным уран-плутониевым топливом для энергетического реактора ВВЭР-СКД // Атомная энергия. 2022. Vol. 132. No. 3. pp. 141-145.

96. Лапин А.С., Бландинский В.Ю., Невиница В.А., Пустовалов С.Б., Седов А.А., Субботин С.А., Фомиченко П.А. Нейтронно-физические особенности реактора МТИР-СКД как экспериментальной базы для отработки перспективных легководных реакторных технологий. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2024. No. 3. pp. 18-31.

97. Клинов Д.А., Семенов М.Ю., Михайлов Г.М., Перегудов А.А., Мишин В.А., Соломонова Н.В., Крюков А.Н., Фаракшин М.Р., Белов С.Б., Кузнецов А.Е., Игнатьев В.Н., Дубовой Г.Ю. Расчетно-экспериментальный анализ нейтронно-физических характеристик БН-800 в период перехода на загрузку смешанным оксидным уран-плутониевым топливом // Атомная энергия. 2023. Vol. 135. No. 1-2. pp. 3-10.

98. Клинов Д.А., Семенов М.Ю., Михайлов Г.М., Перегудов А.А., Мишин В.А., Изотов В.В., Крюков А.Н., Фаракшин М.Р., Белов С.Б., Киселев А.В., Кузнецов А.Е., Ляпин Е.П. Анализ точности расчета распределений энерговыделения в БН-800 // ВАНТ. Серия Ядерно-реакторные константы. 2024. No. 1. pp. 65-71.

99. Gaillot, L. Diaz, T. Dousson, N. Waeckel, S. Gay, et al. Jules Horowitz reactor development of an experimental loop integrating an optimized irradiation process. // RRFM-IGORR 2016, Mar 2016, Berlin, Germany. Электронный доступ: https://cea.hal.science/ce

100. P. Console Camprini, M. Sumini, C. Artioli, C. Gonnier, B. Pouchin, P. Sireta, S. Bourdon. Power transient analysis of fuel-loaded reflector experimental devices in Jules Horowitz Material Testing Reactor // Annals of Nuclear Energy - Volume 94 - 2016 - P

101. Blandinskiy V. Neutron balance in two-component nuclear energy system // Kerntechnik, Vol. 84, No. 4, 2019. P. 346—350.

ПРИЛОЖЕНИЕ А Используемые программные средства

Код MCNP-5 предназначен для совместного моделирования переноса различного вида частиц (нейтронов, фотонов, электронов). Неоднородные (а для нейтронов и однородные) уравнения переноса излучений решаются аналоговыми и неаналоговыми методами Монте-Карло с использованием констант, содержащихся в библиотеках оцененных ядерных данных или полученных на их основе. Геометрический модуль позволяет описывать, практически без упрощений, любые системы в трехмерной геометрии. Это неоспоримое преимущество данного кода.

Композиция (реактор) представляется как объединение однородных геометрических зон, каждая из которых описывается как комбинация набора простых тел (например, цилиндр, конус, сфера) (метод комбинаторной геометрии). Описание геометрии композиций, содержащих регулярно повторяющиеся элементы, облегчается благодаря использованию методов размножения, позволяющих задать повторяющийся элемент только один раз. Учет симметрии и соответствующих краевых условий также облегчает моделирование геометрии.

Все границы геометрических зон моделируются из кусков плоскостей или квадратичных поверхностей, поэтому при наличии деталей с более сложными граничными поверхностями их необходимо аппроксимировать большим числом зон. Каждой геометрической зоне приписывается ряд атрибутов: номер материала, номер регистрационной зоны (произвольное объединение геометрических зон из одинаковых материалов), номер регистрационного объекта (например, ячейка или кассета) и пр. Регистрировать частицы можно различными способами: в объеме, при прохождении через поверхность, в детекторе и т.д.

Код MCNP позволяет проводить расчеты различных функционалов, представляющих свертку нейтронного потока с ядерно-физическими данными. Все функционалы - это функции времени и энергии, нормированные на один нейтрон генерации. Функционалы рассчитываются в зонах регистрации, которые представляются в виде различных областей (сегмент ячейки или несколько ячеек, поверхность, участок поверхности, несколько поверхностей и др.). Усредненный поток нейтронов Ф в объеме V, определяется как:

где г, Е, О, t - вектор положения, вектор направления частицы, энергия и время; ¥ - угловой поток.

В МСКР предусмотрен расчет различных характеристик полей излучения (энерговыделение в материалах, скорости ядерных реакций указанного типа в материалах и отдельных нуклидах и др.). Скорости реакций рассчитываются как:

ык = с! йЕ I ^ | йУ | йПац*Р(г,Е,й,г)

где ак - микроскопическое сечение взаимодействия для реакции типа R, С - нормировочная константа, зависящая от атомной плотности материала и объема ячейки. Важнейшими задачами физики реакторов является задачи на критичность с расчетом коэффициента размножения нейтронов.

Как правило, в кодах, использующих метод Монте-Карло, в задачах на критичность коэффициент размножения нейтронов оценивается несколькими способами - по числу соударений, поглощений, по длине пробега и с использованием комбинаций из них.

ПС ISTAR-2.06 - программная система моделирования изотопной кинетики в реакторных расчетах с использованием прецезионного кода МСКР5. ПС КТАЯ предназначена для расчетных исследований сложных структур систем ядерной энергетики (ЯЭ), включая различные процессы трансформации нуклидов: ядерные реакторы, хранилища отработавшего топлива, предприятия по переработке и фабрикации топлива и т.п., и потоки нуклидов между ними. В каждом процессе (физической зоне) применяется модель точечной одногрупповой изотопной кинетики - предполагается, что все нуклиды имеют средние по зоне и интегральные по энергии параметры взаимодействия с нейтронами и все они находятся в усредненном по зоне и интегральном по энергии потоке нейтронов. Расчеты могут проводиться как для стационарных режимов (состояние равновесия) так и для нестационарных - режимов выгорания и выдержки.

В нестационарной задаче изотопной кинетики требуется найти изотопную композицию в системе из нескольких процессов, связанных потоками нуклидов на некоторый момент времени при известной начальной композиции. Изменение изотопного состояния в физической зоне описывается следующей системой уравнений:

^ = -щ(1)+ -пк() + д,, щ(1)10 = и1 г е I ;

Ш , к

где

т(1) - ядерная концентрация нуклида г, яд/(барн-см);

¡г^ - постоянная деления или трансформации нуклида г в нуклид у, 1/сек; ¡к^г - постоянная трансформации нуклида к в нуклид г, 1/сек; qг - скорость подпитки нуклидом г, яд/(барн-см-сек); п? - начальная концентрация ядер нуклида г, яд/(барн-см);

155

I - полный вектор нуклидов для данной проблемы; j g J - нуклид из I, в который переходит нуклид i ; к g K - нуклиды из I, которые переходят в нуклид i.

Параметры естественного распада нуклидов опубликованы во многих источниках и содержатся в общедоступных базах данных. Для трансформаций, вызванных реакциями с участием нейтронов, используется следующее представление:

Цф( E, r ) • (E, r )dEdr ^ = ф ; = Цф( E,r )dEdr '

где Фav - средний поток нейтронов в данной физической зоне, 1/см2сек;

oi^-j - интегральное по энергии и среднее по физической зоне нейтронное сечение

реакции трансформации нуклида i в нуклид j, барн.

Скорость передачи нуклида i из процесса A в процесс B в данной модели представлена в виде П(А)-Äi(A)^i(B), где Xt(A)^t(B) - доля количества нуклида i, передаваемого из процесса A в процесс B, 1/сек.

Таким образом, задача нестационарной кинетики сводится к решению линейной системы обыкновенных дифференциальных уравнений первого порядка, матрица которой содержит все нуклиды всех процессов.

Необходимые параметры взаимодействия нуклидов с нейтронами и величины усредненных потоков нейтронов рассчитываются внешним кодом MCNP5, не входящими в ПС ISTAR.

В настоящее время для физических расчетов и получения исходных данных для расчетов изотопной кинетики ПС ISTAR пользуется результатами программы MCNP5. Нейтронные данные для MCNP5 получают с помощью комплекса программ NJOY99 (версия 99.90) из библиотек файлов оцененных ядерных данных ENDF/B, JEFF и JENDL.

Усредненные по объему зон и интегральные по энергии сечения нейтронных реакций, получаемые из расчетов MCNP5, размещаются в электронных таблицах - для тяжелых нуклидов o(n, у), o(n, fission), o(n, 2n), o(n, 3n), o(n, n'+a), Vtotal; для продуктов деления только o(n, у).

Особенностями ПС ISTAR являются:

• получение необходимых параметров взаимодействия нуклидов с нейтронами

• получение величин усредненных потоков нейтронов от внешнего прецизионного кода MCNP5;

• использование в расчетах максимального объема информации - на данный момент для 124 тяжелых нуклидов и 1098 продуктов деления.

156