2023, Шмелев, А. Н. , Куликов, Геннадий Генрихович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Апсэ, Владимир Александрович

Рассмотрена возможность применения теории малых возмущений для оценки изменения времени жизни мгновенных нейтронов при варьировании изотопного состава отдельных зон быстрого реактора со свинцовым теплоносителем. Получены формулы обобщенной теории малых возмущений для производной времени жизни мгновенных нейтронов, которое рассматривается как дробно-билинейный функционал плотности потока и ценности нейтронов. Предложен численный алгоритм пошагового применения формул теории малых возмущений для оценки изменения времени жизни мгновенных нейтронов, вызванного сильным возмущением изотопного состава реактора, например, полной заменой материала отражателя. Показано преимущество предлагаемого подхода, заключающееся в принципиальной возможности оценки роли и вклада различных процессов, изотопов и энергетических групп в общее изменение времени жизни мгновенных нейтронов при значительном изменении состава реактора.

2023, Shmelev, A. N., Geraskin, N. I., Apse, V. A., Kulikov, G. G., Kulikov, E. G., Glebov, V. B., Глебов, Василий Борисович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Куликов, Геннадий Генрихович, Апсэ, Владимир Александрович, Гераскин, Николай Иванович

The paper presents the estimates for the possibility for large-scale production of 238Pu in the core of a VVER-1000 power reactor. The Np-fraction of minor actinides extracted from transuranic radioactive waste is proposed to be used as the starting material. The irradiation device with NpO2 fuel elements is installed at the reactor core center. The NpO2 fuel lattice pitch is varied and the irradiation device is surrounded by a heavy moderator layer to create the best possible spectral conditions for large-scale production (~ 3 kg/year) of conditioned plutonium with the required isotopic composition (not less than 85% of 238Pu and not more than 2 ppm of 236Pu). Plutonium with such isotopic composition can be used as the thermal source in thermoelectric radioisotope generators and in cardiac pacemakers. It has been demonstrated that the estimated scale of the 238Pu production in a VVER-type power reactor exceeds considerably the existing scale of its production in research reactors.

2024, Шмелев, А. Н., Гераскин, Н. И., Апсэ, В. А., Глебов, В. Б., Куликов, Г. Г., Куликов, Е. Г., Кругликов, А. Е., Кругликов, Антон Евгеньевич, Гераскин, Николай Иванович, Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Глебов, Василий Борисович, Куликов, Геннадий Генрихович

В статье рассмотрена возможность наработки плутония, пригодного для радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ) космических аппаратов, при использовании америциевой фракции младших актинидов (МА) в качестве стартового материала. Предполагалось размещение такого стартового материала в центральной ТВС легководного реактора ВВЭР-1000 и быстрого реактора БРЕСТ-1200 со свинцовым теплоносителем. Показана предпочтительность использования только Am-фракции МА вместо Np-фракции и смешанной Np−Am-фракции МА. Главным преимуществом Am-фракции является принципиальная невозможность появления в плутонии нежелательного изотопа 236Pu с жестким γ-излучением продуктов его распада. Сравнение условий наработки плутония, пригодного для РИТЭГ, в реакторах ВВЭР-1000 и БРЕСТ-1200 говорит о более высоких темпах производства такого плутония в быстром реакторе БРЕСТ-1200.

2024, Шмелев, А. Н., Апсэ, В. А., Глебов, В. Б., Куликов, Г. Г., Куликов, Е. Г., Кругликов, А. Е., Апсэ, Владимир Александрович, Глебов, Василий Борисович, Куликов, Геннадий Генрихович, Куликов, Евгений Геннадьевич

Анализируется возможность накопления низкофонового плутония, пригодного для использования в радиоизотопных термоэлектрических генераторах, в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя (реактор типа ВВЭР-СКД). В качестве стартового материала рассматривалась двуокись нептуния из состава младших актинидов, основных компонентов трансурановых радиоактивных отходов. Получение полезного низкофонового плутония из бесполезных радиоактивных отходов можно оценивать как один из путей к обезвреживанию отходов ядерной промышленности. Сборка, содержащая стартовый материал, размещалась в центре активной зоны реактора, в зоне максимальной плотности потока нейтронов для интенсификации наработки плутония. В расчетных исследованиях применен мультифизический подход с взаимосвязанным анализом нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в активной зоне реактора ВВЭР-СКД. Показано, что накопление значимых количеств низкофонового плутония, удовлетворяющего требованиям по низкому содержанию 236Pu и по высокому содержанию 238Pu, возможно при выполнении следующих условий. Первое – решетка нептуниевых стержней в центральной сборке должна быть достаточно просторной с высокой объемной долей теплоносителя. Второе – центральная сборка должна окружаться сборками, создающими защитный барьер против быстрых нейтронов деления, усиливающих пороговую 237Np(n, 2n)236Pu-реакцию. Такой барьер могут создать сборки, содержащие природный или радиогенный свинец. Приведены расчетные оценки темпа накопления низкофонового плутония в центральной сборке с просторной решеткой нептуниевых стержней, окруженной свинцовыми защитными сборками.

2023, Шмелев, А. Н., Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Куликов, Геннадий Генрихович, Глебов, Василий Борисович

Рассмотрены нейтронно-физические основы масштабной наработки изотопа 238Pu для автономных источников энергии. Изотоп 238Pu является уникальным источником длительного автономного энергоснабжения в различных устройствах для удаленных районов Земли и в космосе. Имеющиеся в настоящее время в России и мире мощности по его наработке недостаточны. В работе рассматриваются цепочки наработки изотопа 238Pu и устанавливаются оптимальные спектр и поток нейтронов для его наработки. Делается вывод, что наиболее привлекательным стартовым изотопом является 237Np, который может быть извлечен из облученного ядерного топлива. Предлагаемый метод позволяет говорить о масштабной наработке плутония, отличающегося высоким содержанием изотопа 238Pu и низким содержанием изотопа 236Pu.

2023, Шмелев, А. Н., Куликов, Геннадий Генрихович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Апсэ, Владимир Александрович, Apse, V. A., Kulikov, G. G., Kulikov, E. G.

The paper considers the applicability of small perturbation theory to assessing the variations of the prompt neutron lifetime caused by variations in the isotope composition of a lead-cooled fast reactor. The generalized small perturbation theory formulas have been developed to calculate derivatives of the prompt neutron lifetime regarded as a bilinear neutron flux and neutron worth ratio. A numerical algorithm has been proposed for the step-by-step application of the small perturbation theory formulas to assess the prompt neutron lifetime variations caused by a major perturbation in the reactor isotope composition, e.g. by the complete change of the material used earlier as the neutron reflector. The advantage of the proposed approach has been shown which consists in that it is basically possible to determine the role of different neutron reactions, isotopes and energy groups in and their contributions to the total prompt neutron lifetime variation caused by major changes in the reactor isotope composition.

2023, Шмелев, А. Н., Гераскин, Н. И., Апсэ, В. А., Глебов, В. Б., Куликов, Г. Г., Куликов, Е. Г., Куликов, Евгений Геннадьевич, Гераскин, Николай Иванович, Куликов, Геннадий Генрихович, Глебов, Василий Борисович, Апсэ, Владимир Александрович

В работе рассматривается влияние нейтронов деления, приходящих из бланкета термоядерной установки в плазму, и которые могут усилить реакции синтеза, включая воспроизводство трития через 3He(n,p)T-реакцию.

2023, Шмелёв, А. Н., Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Геннадий Генрихович, Куликов, Евгений Геннадьевич, Глебов, Василий Борисович, Гераскин, Николай Иванович

Приведены расчетные оценки принципиальной возможности крупномасштабной наработки 238 Pu в активной зоне энергетического реактора типа ВВЭР-1000. Предлагается использовать Np-фракцию младших актинидов из состава трансурановых радиоактивных отходов в качестве стартового материала. Облучательное устройство с NpO2 -твэлами размещается в центре активной зоны реактора. Варьирование шага решетки NpO2-твэлов и окружение облучательного устройства слоем тяжелого замедлителя применяется с целью создания оптимальных спектральных условий для крупномасштабной (~ 3 кг/г.) наработки кондиционного плутония с требуемым изотопным составом (не менее 85% 238 Pu и не более 2 ppm 236Pu). Плутоний такого изотопного состава пригоден для использования в качестве теплового источника в радиоизотопных термоэлектрических генераторах и в кардиостимуляторах. Показано, что расчетные масштабы наработки 238 Pu в энергетическом реакторе типа ВВЭР значительно превосходят имеющиеся масштабы его наработки в исследовательских реакторах

2019, Kulikov, G. G., Shmelev, A. N., Apse, V. A., Kulikov, E. G., Куликов, Геннадий Генрихович, Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Евгений Геннадьевич

© 2019 Obninsk Institute for Nuclear Power Engineering, National Research Nuclear University 'MEPhI'. All rights reserved.The purpose of the study is to justify the possibility of improving the safety of fast reactors by surrounding their cores with reflectors made of material with special neutron#physical properties. Such properties of the 208Pb lead isotope as heavy atomic weight, small absorption cross section, and high inelastic scattering threshold lead to some peculiarities in neutron kinetics of the fast reactor with a 208Pb reflector, which can significantly improve the reactor safety. The reflector will also make it possible to generate additional delayed neutrons, which are characterized by «dead» time. This will increase the resistibility of the fission chain reaction to reactivity jumps and exclude prompt supercriticality. Note that the additional delayed neutrons can be generated by the reactor designers. The relevance of the study is that the generation of additional delayed neutrons in the reflector will make it possible to reduce the consequences of a reactivity accident even if the reactivity introduced exceeds the effective fraction of delayed neutrons. At the same time, the role of the fraction of delayed neutrons as the maximum permissible reactivity for reactor safety is depreciated. The scientific novelty of the study is that the problem of the formation of additional neutrons, which in their properties are close to traditional delayed neutrons, has not been posed so far. The authors propose a new method for improving the safety of fast reactors by replenishing the fraction of delayed neutrons due to the time delay of prompt neutrons during their transfer in the reflector. To implement the considered advantages, the following combination is acceptable: lead enriched by 208Pb is used as a neutron reflector while natural lead or other material (sodium, etc.) is used as a coolant in the reactor core.

2024, Шмелев, А. Н., Гераскин, Н. И., Апсэ, В. А., Глебов, В. Б., Куликов, Г. Г., Куликов, Е. Г., Куликов, Евгений Геннадьевич, Гераскин, Николай Иванович, Апсэ, Владимир Александрович, Куликов, Геннадий Генрихович

В статье рассмотрена возможность наработки плутония, пригодного для радиоизотопных термоэлектрических генераторов (РИТЭГ), в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя. В качестве стартового материала использована смесь нептуниевой и америциевой фракции младших актинидов из состава трансурановых радиоактивных отходов. Предполагалось размещение стартового материала в центральной ТВС реактора. Показано, что накопление значимых количеств плутония с малым содержанием 236Pu (не выше 2 ppm) и с высоким содержанием 238Pu (не ниже 80%), возможно при окружении центральной ТВС слоем сборок, заполненных свинцом. Эти сборки должны создать барьер против быстрых нейтронов деления, способных повысить долю 236Pu через пороговую 237Np(n,2n)236Pu реакцию. Приведены расчетные оценки темпа накопления плутония, пригодного для РИТЭГ, в центральной (Np,Am)-ТВС, окруженной такими защитными сборками.