Publication:
Расчетные исследования замкнутого топливного цикла реактора типа ВВЭР-1200 на плутонии из отработавшего ядерного топлива

Файлы
15.pdf(688.09 KB)
Дата
2024
Авторы
Исанов, К. А.
Колесов, В. В.
Коробейников, В. В.
Усанов, В. И.
Хныкина, Е. С.
Journal Title
Journal ISSN
Volume Title
Издатель
НИЯУ МИФИ
Научные группы
Организационные подразделения
OrgUnit Logo
Организационная единица
ИАТЭ НИЯУ МИФИ
ИАТЭ НИЯУ МИФИ был образован в 1953 г. как вечернее отделение МИФИ. В 2009 г. ИАТЭ официально получил статус обособленного структурного подразделения НИЯУ «МИФИ», что дало новый мощный импульс для развития образовательной и научной деятельности на основе инновационной составляющей. В соответствии с лицензией Минобрнауки России ИАТЭ ведет образовательную деятельность в рамках очной, очно-заочной и заочной форм обучения. В настоящее время в ИАТЭ НИЯУ МИФИ осуществляется подготовка по очной форме обучения: бакалавриат- 16 направлений, специалитет – 4 направления, магистратура- 12 направлений; по очно-заочной: бакалавриат- 4 направления, специалитет – 1 направление; по заочной: бакалавриат- 3 направления, специалитет- 2 направления; аспирантура – 18 направлений. В структуре ИАТЭ 9 факультетов: физико-энергетический, естественных наук, кибернетики, социально-экономический, медицинский, вечерний, заочного обучения, подготовительный, повышения квалификации и профессиональной переподготовки специалистов. Образовательный процесс обеспечивают 18 общеобразовательных и 22 выпускающие кафедры.
Выпуск журнала
Уменьшенное изображение
Выпуск журнала
Аннотация
Проведен расчетный анализ возможности замыкания ядерного топливного цикла по плутонию в реакторе ВВЭР-1200. Определены и проанализированы основные факторы, формирующие необходимость вовлечения плутония в топливный цикл и замыкания топливного цикла. Для формирования топливной композиции рассматривались несколько источников плутония, а именно, плутоний из отработавшего топлива реакторов ВВЭР, БН и РБМК и плутоний высокого качества. Информация о запасах энергетического плутония различного происхождения, в том числе низкофонового плутония, была найдена в открытых опубликованных источниках. Определены качество каждого из видов плутония и их ценность в тепловом спектре реактора. Рассмотрены стратегии однократного, двукратного и многократного вовлечения плутония. Определены недостатки и преимущества каждого из рассматриваемых видов плутония. Определены время выхода на стационарный уровень по плутонию, доля плутония подпитки при выходе на стационарный уровень, потенциал использования плутония и т.д. Проведены оценки по времени выжигания каждого из видов плутония и экономии природного урана, а также предложен вариант дожигания плутония на примере замкнутого топливного цикла реактора ВВЭР-1200.
Описание
Ключевые слова
стационарный топливный цикл , отработавшее ядерное топливо , плутоний , МОКС-топливо , замкнутый ядерный топливный цикл
Цитирование
Исанов К.А., Колесов В.В., Коробейников В.В., Усанов В.И., Хныкина Е.С. Расчетные исследования замкнутого топливного цикла реактора типа ВВЭР-1200 на плутонии из отработавшего ядерного топлива. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2024. – № 2. – С. 185-201. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2024.2.15
URI
https://openrepository.mephi.ru/handle/123456789/15424
 https://nuclear-power-engineering.ru/article/2024/02/15/
 https://doi.org/10.26583/npe.2024.2.15
Коллекции