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

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, 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., 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.

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.