Preview

О СОЗДАНИИ ГИБРИДНОГО БЫСТРО-ТЕПЛОВОГО РЕАКТОРА

Полный текст:

Аннотация

Настоящая работа посвящена вопросам создания реакторов, обеспечивающих высокую эффективность использования природного сырья для топливных материалов реакторов, возможности повышения темпов развития атомной энергетики в ближайшем будущем. Показаны пути и этапы достижения данных целей, в том числе на примере работ сотрудников НЯЦ РК. Используемые на начальном этапе технические решения основаны на снижении потерь нейтронов в тепловых реакторах, на применении в качестве делящегося вещества 233U. Решение проблемы снижения активности нуклидов в цепочке 232U привели к возможности повышения доли делений на быстрых нейтронах в топливе теплового реактора. Созданный перспективный тип быстро-теплового реактора обеспечивает повышение доли деления на быстрых нейтронах до 30%, при небольшом количестве и содержании делящихся веществ, характерных для теплового реактора.

Об авторе

В. М. Котов
Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК
Казахстан
Курчатов


Список литературы

1. Орлов В.В., Пономарев Л.И. Ядерные проблемы термоядерной энергетики. // Атомная энергия. Т. 124, Вып. 2, февраль 2018.

2. Клименко А.В. Ядерная энергетика, у которой есть будущее - Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики. Сборник докладов XXIII Межведомственного семинара «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики с замкнутым топливным циклом (Нейтроника-2012)». В 2-х томах. – Обнинск, ФГУП ГНЦ РФ&ФЭИ. 2013, Т. 1, С. 107–124.

3. Гарусов Ю.В., Лебедев В.И., Павлов М.А. и другие. Литиевый высокотемпературный реактор канального типа (ЛВТР- К). // Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения», ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва. Октябрь 2004 г.

4. Блинкин В.Л., Новиков В.М. Жидкосолевые реакторы. М. Атомиздат. 1978 г. 111 стр.

5. Котов В.М., Котов С.В., Тихомиров Л.Н. Возможность создания теплового реактора с полным использованием уранового и ториевого сырья // Атомная энергия, 2003. Т. 95, Вып. 5, С. 338–346.

6. V.M.Kotov, S.V.Kotov, Zh.S.Takibaev, L.N.Tikhomirov. Liquid-salt channel-tipe reactor with dynamic loading and core superposition. / Plasma Devices and Operations. Vol. 13, No. 3, September 2005, P. 213–221.

7. V.M.Kotov. Application of volume neutron source to enhance the use of fertile materials in nuclear power at thermal reactors. Plasma Devices and Operations. Vol. 15, No. 3, September 2007, P. 219–224.

8. Котов В.М., Котов С.В. Воспроизводство делящихся веществ в тепловых реакторах. // Атомная энергия. 2007 г. Т. 103, Вып. 5. С. 327–329.

9. Калыгин В.В., Малков А.П., Пименов В.В. Влияние накопления 3Не и 6Li в бериллиевых блоках на нейтронно-физические характеристики реактора МИР. Атомная энергия, Т. 104, Вып. 2. Февраль 2008.

10. Котов В.М. Способ работы канального ядерного реактора и реактор для его осуществления. Патент Республики Казахстан № 31881 от 31.01.2017.

11. Отчет о научно-исследовательской работе «АЭС на основе газоохлаждаемого реактора с водным замедлителем» (промежуточный). № госрегистрации 0216РК00378. МОН РК, 2016 г.

12. Vladimir M. Kotov, Anna S. Sergeeva, Ruslan A. Irkimbekov, and Vladislav I. Suprunov // The Possibilities of Fission Material Reproduction Increase in Thermal Reactor with the Assemblies with a Hard Neutron Spectrum // http://www.hindawi.com/journals/stni/2011/897165/

13. Котов В.М., Иданова Д.С. Тепловой реактор с разделением технологий выработки энергии и делящегося 233U. Патент Республики Казахстан № 33038 от 23.07.2018.

14. Котов В.М., Витюк Г.А., Жанболатов О.М., Чернова Л.В. Тепловой реактор с торий-урановым и уран-плутониевым топливом и технология его замкнутого цикла. // V Международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (МНТК НИКИЭТ – 2018), 2–5 октября 2018 г., АО «НИКИЭТ», Москва, Россия.

15. MCNP/5: A General Monte Carlo N — Particle Transport Code, Version 5, 2003.

16. Котов В.М., Иркимбеков Р.А. Расчет характеристик кампании энергетических реакторов. — Вестник НЯЦ РК, 2011, Вып. 3, С. 118–122.

17. Kotov V.M. Termal reactors with high reproduction of fission materials. // Nuclear Power, Practical Aspects. Edited by Wael Ahmed. Rijeka: Intech, Rijeka, Croatia. 2012, P. 179–218.

18. Котов В.М., Чернова Л.В., Ерыгина Л.А. Способ получения 233U в тепловом реакторе. Патент Республики Казахстан № 33031 от 30.07.2018.

19. Котов В.М., Витюк Г.А., Сураев А.С. Возможности газоохлаждаемых реакторов с водяным замедлителем. — Атомная энергия, 2014, Т. 116, Вып.1, С. 6–10.


Для цитирования:


Котов В.М. О СОЗДАНИИ ГИБРИДНОГО БЫСТРО-ТЕПЛОВОГО РЕАКТОРА. Вестник НЯЦ РК. 2019;1(4):79-85.

For citation:


Kotov V.M. ON CREATION OF HYBRID FAST-THERMAL REACTOR. NNC RK Bulletin. 2019;1(4):79-85. (In Russ.)

Просмотров: 12


Creative Commons License
Контент доступен под лицензией Creative Commons Attribution 4.0 License.


ISSN 1729-7516 (Print)
ISSN 1729-7885 (Online)