Персона:
Апсэ, Владимир Александрович

Научные группы

Научная группа

Лаборатория инновационных ядерных реакторов (Кафедра №5)

Организационные подразделения

Организационная единица

Цель ИЯФиТ и стратегия развития - создание и развитие научно-образовательного центра мирового уровня в области ядерной физики и технологий, радиационного материаловедения, физики элементарных частиц, астрофизики и космофизики.

Фамилия

Апсэ

Имя

Владимир Александрович

Полная страница элемента

Результаты поиска

Теперь показываю 1 - 10 из 37

Открытый доступ
Использование теории малых возмущений для оценки изменений времени жизни мгновенных нейтронов в быстром реакторе со свинцовым теплоносителем
(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.
Открытый доступ
Оценка возможности крупномасштабной наработки 238 Pu в энергетическом реакторе типа ВВЭР-1000
(НИЯУ МИФИ, 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
Только метаданные
On a significant deceleration of the kinetics of fast transient processes in a fast reactor О СУЩЕСТВЕННОМ ЗАМЕДЛЕНИИ КИНЕТИКИ БЫСТРЫХ ПЕРЕХОДНЫХ ПРОЦЕССОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ НА БЫСТРЫХ НЕИТРОНАХ
(2020) Kulikov, G. G.; Shmelev, A. N.; Apse, V. A.; Kulikov, E. G.; Апсэ, Владимир Александрович; Куликов, Евгений Геннадьевич
© 2020 Obninsk Institute for Nuclear Power Engineering, National Research Nuclear University 'MEPhI'. All rights reserved.The kinetics of nuclear reactors is determined by the average neutron lifetime. When the inserted reactivity is more than the effective fraction of delayed neutrons, the reactor kinetics becomes very rapid. The fast reactor kinetics can be slowed down by increasing the neutron lifetime. The authors consider the possibility of using a lead isotope, 208Pb, as a neutron reflector with specific properties in the lead-cooled fast reactor. To analyze the emerging effects in a fast reactor, a point kinetics model was selected, which takes into account neutrons returning from the 208Pb reflector to the reactor core. Such specific properties of 208Pb as the high atomic weight and weak neutron absorption allow neutrons from the reactor core to penetrate deeply into 208Pb reflector, slow down in it, and have a noticeable probability to return to the reactor core and affect the chain fission reaction. The neutrons coming back from the 208Pb reflector have a long «dead-time» i.e., the sum of times when neutrons leave the reactor core entering the 208Pb reflector and then diffuse back into the reactor core. During the 'dead-time', these neutrons cannot affect the chain fission reaction. In terms of the delay time, the neutrons returning from the deep layers of the 208Pb reflector are close to the delayed neutrons. Moreover, the number of the neutrons coming back from the 208Pb reflector considerably exceeds the number of the delayed neutrons. As a result, the neutron lifetime formed by the prompt neutron lifetime and the «dead-time» of the neutrons from the 208Pb reflector can be substantially increased. This will lead to a longer reactor runaway period, which will mitigate the effects of prompt supercriticality. Thus, the use of 208Pb as a neutron reflector can significantly improve the safe fast reactor operation.
Открытый доступ
Использование Am-фракции младших актинидов для наработки плутония, пригодного для радиоизотопных термоэлектрических генераторов
(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.
Открытый доступ
Модель термоядерной плазмы со связанными ионами и с нейтронным катализом реакций синтеза
(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.
Открытый доступ
Использование младших актинидов для крупномасштабной наработки 238Pu в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя
(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.
Открытый доступ
О возможности крупномасштабного производства 238Pu для радиоизотопных термоэлектрических генераторов в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя
(НИЯУ МИФИ, 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.
Только метаданные
Fusion neutron source as an effective producer of non-traditional nuclear fuel ТЕРМОЯДЕРНЫИ НЕИТРОННЫИ ИСТОЧНИК ― ЭФФЕКТИВНЫИ НАРАБОТЧИК НЕТРАДИЦИОННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА
(2021) Kulikov, G. G.; Shmelev, A. N.; Kruglikov, A. E.; Apse, V. A.; Kulikov, E. G.; Куликов, Геннадий Генрихович; Кругликов, Антон Евгеньевич; Апсэ, Владимир Александрович; Куликов, Евгений Геннадьевич
© 2021 National Research Center Kurchatov Institute. All rights reserved.The paper aims at studying peculiarities in isotope composition of thorium blanket under irradiation by fusion neutron source (FNS) in hybrid thermonuclear reactor (HTR). High-energy (14 MeV) component of neutron spectrum in thorium HTR blanket can produce nontraditional fissile mixture including not only 233U, but also 231Pa, 232U and 234U. The extraction of such non-traditional fuel from a spent Th-blanket and its utilization in traditional nuclear power reactors could increase fuel burnup and contribute to nuclear weapon nonproliferation. The results of a comprehensive investigation of the above positive effects, which included high-precision neutronics analyses of a HTR's Th blanket, are presented. The chosen model of HTR allowed the formation of high-energy neutron spectrum in Th-blanket with significant fraction of 14-MeV neutrons; it appeared that threshold (n, 2n)- and (n, 3n)-reactions are able to produce significant amounts of non-traditional target isotopes 231Pa and 232U; it was shown that accumulation of non-traditional target isotopes weakened substantially in depth of Th-blanket. It is therefore reasonable to look for optimal thickness of Th-blanket and optimal inventory of natural thorium.
Только метаданные
Potential role of fusion neutron source in nuclear power systems ПОТЕНЦИАЛЬНАЯ РОЛЬ ТЕРМОЯДЕРНОГО НЕИТРОННОГО ИСТОЧНИКА В ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ СИСТЕМАХ
(2021) Kulikov, G. G.; Shmelev, A. N.; Apse, V. A.; Kulikov, E. G.; Куликов, Геннадий Генрихович; Апсэ, Владимир Александрович; Куликов, Евгений Геннадьевич
© 2021 National Research Center Kurchatov Institute. All rights reserved.The paper analyzes the possibility of integrating hybrid thermonuclear reactors (HTRs) into existing nuclear power systems. This is supposed to involve the production of non-traditional nuclear fuel in a D-T-plasma operated HTR with a thorium blanket. Non-traditional fuel to be produced is peculiar in that it contains in significant amounts of rare isotopes, such as 231Pa and 232U, alongside the traditional 233U. High-energy (14.1 MeV) thermonuclear neutrons have a unique ability to promote the accumulation of significant amounts of 231Pa and 232U via threshold (n, 2n)- and (n, 3n)-reactions. Non-traditional fuel compositions for nuclear power thermal reactors (the most common nuclear reactor class in the world), hold promise due to the following factors. As is known, the neutron balances for reactors fueled with 235U are better (in terms of the breeding ratio enhancement) than for reactors fueled with 233U or reactor-grade plutonium. A better neutron balance is likely to translate into higher fuel breeding ratios and help ease the thermal reactors' fuel self-sustainability problem. Because 231Pa and 232U are fertile and moderately fissionable nuclides, they can stabilize the time-dependent behavior of the thermal reactor power and prolonging a thermal reactor's lifetime through higher fuel burnup. Being a strong α-emitter, 232U can be used to control unauthorized use of 233U-based nuclear explosives and thereby contribute to nuclear non-proliferation. All this suggests that D-T-plasma operated HTRs with a thorium blanket can be integrated into nuclear power systems to generate very promising nontraditional fuel compositions for conventional nuclear power reactors.
Открытый доступ
Application of small perturbation theory for assessing variations of prompt neutron lifetime in a lead-cooled fast reactor
(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.