Journal Issue: Известия вузов. Ядерная энергетика
Загружается...
Volume
2023
Number
3
Issue Date
Journal Title
Journal ISSN
0204-3327
Том журнала
Том журнала
Статьи
Публикация
Открытый доступ
Принципы построения и развитие системы автоматической защиты парогенераторов быстрых натриевых реакторов
(НИЯУ МИФИ, 2023) Борисов, В. В.; Камаев, А. А.; Мяздрикова, О. И.; Михин, С. А.; Пахомов, И. А.; Перевозников, С. В.
На примере отечественных быстрых реакторов БН-350, БН-600 и БН-800 проанализирована эволюция технических решений по системе автоматической защиты парогенераторов «натрий-вода» (САЗ ПГ). Представлены структурные схемы и основные характеристики оборудования САЗ ПГ перечисленных реакторов. Проанализирована эффективность САЗ в условиях реальных течей в ПГ реакторов БН. Рассмотрены вопросы разработки и создания САЗ ПГ проектируемых установок БН-1200 и ИЯУ МБИР.
Публикация
Открытый доступ
Принцип «практического исключения» в проекте атомной электростанции «Аккую»
(НИЯУ МИФИ, 2023) Любарский, А. В.; Токмачев, Г. В.; Кузьмина, И.Б.
Рассмотрена реализация принципа «практического исключения» при разработке проекта АЭС «Аккую», сооружаемой в Турции с реакторами типа ВВЭР-1200. Принцип сформулирован так: для аварийных последовательностей или явлений, способствующих или приводящих к неприемлемым радиологическим последствиям для населения или окружающей среды, должно быть с высоким уровнем доверия показано, что их реализация крайне маловероятна. «Практическое исключение» доказывается преимущественно результатами вероятностного анализа безопасности уровня 2. Реализация принципа рассмотрена на уровне аварийных последовательностей, приводящих к большому аварийному выбросу. Показано, что каждая из аварийных последовательностей, приводящих к неприемлемым выбросам, имеет вероятность реализации ниже 4,45Е–8 на реактор в год, при том, что суммарная их вероятность не превышает 6,17Е–7 на реактор в год. Для явлений в герметичной оболочке при тяжелых авариях, включая детонацию водорода, большой тепловой взрыв, непосредственный нагрев герметичной оболочки, превышение давления в объеме герметичной оболочки, разрушение герметичной оболочки на поздних этапах из-за расплавления фундамента, показано их «практическое исключение». Рассмотрены трудно прогнозируемые специфические сценарии запроектных аварий, для которых оценивается применимость принципа «практического исключения»: значительный ввод положительной реактивности, разрыв корпуса реактора и других крупномасштабных элементов, разрушение твэлов в бассейне выдержки, тяжелые аварии с байпасом герметичной оболочки или ее разгерметизации, а также тяжелые аварии со средствами устранения их последствий, находящимися в неработоспособном состоянии. Разработаны и применены критерии оценки «практического исключения». В вероятностном анализе безопасности уровня 2 выполнен анализ чувствительности, показавший, что оцененные значения мало зависят от допущений и предположений анализа, а также от случайного изменения параметров, влияющих на развитие тяжелых аварий.
Публикация
Открытый доступ
Исследование нейтроннофизических характеристик концептуального ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого углекислым газом
(НИЯУ МИФИ, 2023) Семишин, В. В.
В рамках исследования нейтронно-физических характеристик концептуального газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах с пониженным объемным энерговыделением топлива в активной зоне и пониженным давлением теплоносителя в первом контуре выполнена оценка возможности функционирования и ядерной безопасности при использовании различных видов топлива. Показана возможность повторного использования в данном реакторе отработавшего ядерного топлива тепловых реакторов типа ВВЭР-1000, составляющих основу реакторного парка РФ, и вовлечения нарабатываемого на тепловых реакторах плутония в топливный цикл рассматриваемого ядерного реактора на быстрых нейтронах. Исследования топливных кампаний проводились для нескольких видов топлива: свежий обогащенный диоксид урана; РЕМИКС-топливо, дообогащенное ураном-235; отвальный уран, дообогащенный смесью изотопов плутония, извлеченных из ОЯТ реакторов типа ВВЭР
Публикация
Открытый доступ
Некоторые экономические аспекты снижения наработки америция в двухкомпонентной системе тепловых и быстрых реакторов
(НИЯУ МИФИ, 2023) Гулевич, А. В.; Усанов, В. И.; Декусар, В. М.; Елисеев, В. А.; Мосеев, А. Л.; Хныкина, Е. С.
Анализируются экономические аспекты снижения наработки америция при переходе от однокомпонентной ядерной энергетической системы (ЯЭС) на тепловых реакторах в открытом топливном цикле к двухкомпонентной системе с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле. Моделируются сценарии развития этих систем в России до конца столетия. Рассматриваются два способа снижения наработки америция в двухкомпонентной ЯЭС с быстрыми натриевыми реакторами. Первый способ – замыкание топливного цикла по плутонию – заключается в использовании плутония из ОЯТ тепловых реакторов в реакторах БН с максимально коротким (по техническим условиям) временем изготовления МОКС-топлива, при котором основная масса плутония-241 не успевает превратиться в америций. Второй способ состоит в трансмутации америция. Исследование проводилось на основе математического моделирования топливного цикла ЯЭС с использованием кода CYCLE. Информационную базу исследования составили публикации российских специалистов и материалы специалистов Европейского союза, представленные в проекте МАГАТЭ/ИНПРО SYNERGIES. Результаты расчетных исследований показывают, что эффективность замыкания ЯТЦ по плутонию в быстрых натриевых реакторах сопоставима с рассмотренным в статье гомогенным вариантом трансмутации. Сочетание замыкания по плутонию и трансмутации могло бы существенно снизить темпы наработки америция в ЯЭС, но оцененные затраты на трансмутацию в рассмотренном гомогенном варианте могут значительно ухудшить экономические показатели быстрых натриевых реакторов
Публикация
Открытый доступ
О применении опыта тепловой и атомной энергетики для выбора водно-химического режима инновационной реакторной установки ВВЭР-СКД. Часть 1
(НИЯУ МИФИ, 2023) Юрчевский, Е. Б.; Семишкин, В. П.; Кузнецов, В. М.; Чусов, И. А.; Кавун, О. Ю.; Шарый, Н. В.
С целью обоснования водно-химического режима для инновационного энергоблока на сверхкритических параметрах водного теплоносителя ВВЭР-СКД рассмотрен опыт тепловой и атомной энергетики в выборе и ведении водно-химических режимов прямоточных паротурбинных блоков СКД и одноконтурных атомных энергоблоков. Показано, что выбор и поддержание оптимального водно-химического режима будет одним из важнейших факторов, обеспечивающих безопасную, надежную, экономичную и длительную эксплуатацию энергоблоков ВВЭР-СКД. В работе сопоставлены гидразинно-аммиачный и нейтрально-окислительный водно-химические режимы прямоточных котлов СКД, применяемых в тепловой энергетике, а также водно-химические режимы одноконтурных атомных энергетических установок, в том числе установок с ядерным перегревом пара. По результатам выполненного анализа даны рекомендации по выбору нейтрального бескоррекционного водно-химического режима, сформулированы условия его ведения и нормы качества теплоносителя