Влияние топлива быстрых реакторов на эффективность использования урана-238 в развивающейся системе атомной энергетики

• Автор: Бландинский, Виктор Юрьевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2013
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 164 с. : ил.

Содержание
Введение
Глава 1 Предпосылки использования быстрых реакторов в развивающейся системе атомной энергетики
1.1 Рост потребности в энергии как следствие увеличения численности населения и повышения уровня жизни
1.2 Привлекательность атомной энергетики по сравнению с газовой, нефтяной и другими видами энергетических технологий
1.3 Ресурсообеспеченность атомной энергетики, прогнозы по добыче урана
1.4 Инновационный путь развития атомной энергетики - построение устойчивой системы атомной энергетики
1.5 Эффективный бридер с быстрым спектром нейтронов как элемент системы, способный поддерживать ее нейтронный потенциал
1.6 Обзор технологии реакторов на быстрых нейтронах
1.7 Системный подход и понятие равновесного состояния и равновесных
количеств нуклидов
Заключение к главе
Выводы
Глава 2 Выбор топлива быстрого реактора, отвечающего требованиям устойчивой системы атомной энергетики
2.1 О топливе реакторов на быстрых нейтронах
2.2 Верификация программной системы 1БТАК на основе расчета бенчмарка выгорания для задачи выгорания и сравнение экспериментальных и расчетных данных
2.3 Методика нахождения искомых характеристик активной зоны и экранов реактора Супер-БР
2.4 Сравнительный анализ загрузки из различных видов топлива
Заключение к главе
Выводы
Глава 3 Быстрый реактор как инструмент управления нуклндным составом плутония в системе атомной энергетики
3.1 Необходимость управления нуклидными потоками в системе атомной энергетики
3.2 Источники плутония, пригодного для использования в быстром реакторе
3.3 Расчетное исследование влияния состава плутония на реактивность и характеристики воспроизводства ядерного топлива в реакторе Супер-БР
3.4 Рекомендации по использованию оружейного и энергетического плутония в быстром реакторе

3.5 Использование плутония, извлекаемого из О-ЯТ быстрого реактора, в тепловом реакторе типа ВВЭР
3.6 Рекомендации по использованию оружейного и энергетического плутония в
тепловом реакторе
Заключение к главе
Выводы
Глава 4 Влияние неопределенностей на выбор характеристик реакторов на
быстрых нейтронах
4-1 Основные вопросы анализа чувствительности и неопределенностей
4.2 Анализ чувствительности и неопределенностей применительно к задаче выгорания топлива в реакторе
4.3 Разработка модуля к программной системе 18ТАЯ для учета перераспределения поля энерговыделения при выгорании без пересчета скоростей реакций
4.4 Оценка неопределенностей £,фф и наработки плутония в задаче выгорания при варьировании исходных концентраций нуклидов в зоне малого содержания плутония
4.5 Влияние модельных неопределенностей и неопределенностей ядерных данных на изотопный состав топлива при выгорании
4.6 Оценка коэффициентов чувствительности концентраций нуклидов в конце кампании реактора по отношению к возмущению начальных концентраций в
зоне малого содержания плутония
Заключение к главе
Выводы
Заключение
Обозначения
Список использованной литературы
Приложение А Описание бенчмарка по выгоранию топлива и методики его
расчета
Приложение Б Исходные концентрации тяжелых нуклидов во всех зонах
выгорания реактора Супср-БР
Приложение В Коэффициенты чувствительности, полученные при
238 239
возмущении начальных концентраций II, Ри и Сш

Введение
За последнюю треть XX века мировое потребление энергетических ресурсов выросло почти в два раза. Длительный период роста потребления доступных природных ресурсов при все более масштабном использовании органического топлива в ближайшем будущем может привести к затруднению доступа к исчерпаемым ресурсам и снижению их экологических и технологических качеств.
Кроме того при современном уровне технологий использование органического топлива в промышленном масштабе неизбежно приводит к эмиссии парниковых газов, что по мнению ряда специалистов вызывает необратимые изменения климата. Хотя антропогенный характер негативных изменений климата и наблюдаемого глобального потепления не доказан и не опровергнут, прослеживается связь между концентрацией диоксида углерода и средней температурой на поверхности Земли. Принятие Киотского протокола, введение ограничений на выбросы парниковых газов и внедрение технологий улавливания и хранения углекислого газа наряду с исчерпанием ресурсов органического топлива высокого качества могут стать ограничивающими факторами развития углеводородной энергетики. При этом указывается на необходимость развития малоуглеродных энергетических технологий.
Большую часть энергии, полученную безуглеродным способом, дают ядерная энергия и гидроэнергетика. Возобновляемые источники в настоящее время составляют малую долю в производстве первичной энергии и, ввиду присущих им проблем, не имеют серьезных перспектив для развертывания этих энергетических технологий в масштабе, способном удовлетворить большую часть потребностей человечества.
Технологической основой крупномасштабного вовлечения труднодоступных и низкокачественных ресурсов, в том числе органических, в процесс энергопроизводства может стать ядерная энергетика на основе

отрицательный, то она нежизнеспособна и, значит, необходимо менять структуру системы.
Для анализа сценариев развития в настоящее время разрабатывается множество инструментов. Некоторые из таких инструментов (и заложенные в них модели) предназначены для общего моделирования энергетических систем (например, MAED и MESSAGE [ 26 , 27 ]), другие обеспечивают оценку финансовых последствий плана расширения системы производства энергии (FINPLAN [26, 27]), третьи дают оценку и количественное определение ущерба для здоровья людей и для окружающей среды при использовании различных технологий производства энергии (SIMPACTS [26, 27]). Есть и более специализированные средства, предназначенные для оценки ядерно-энергетических систем (DESAE [27]).
Все эти средства работают с отдельно взятыми установками («в точечном приближении»), т.е представляют систему как сумму ее элементов, представленных интегральными параметрами. Причем, каждая установка рассматривается в точечном приближении, т.е. описывается некоторыми интегральными характеристиками, например, такими как суммарная мощность, величина загрузки топлива, коэффициент воспроизводства, избыточная наработка вторичного топлива. В первом приближении процессы выгорания и воспроизводства топлива можно описывать с помощью однозонных моделей, особенно для проектов перспективных реакторов с гомогенной активной зоной. Однако большинство современных реальных установок являются многозонными (зоны профилирования энерговыделения, экраны для накопления вторичного ядерного топлива в реакторах с расширенным воспроизводством). Ясно, что эти зоны не могут рассматриваться как отдельные элементы системы, т.к. они обмениваются не только нуклидами (при перегрузках топлива) но еще и нейтронами. Изменение изотопного состава одной из зон приводит к перераспределению поля нейтронов во всех остальных, что влияет на процесс выгорания. Поэтому, чтобы получить интегральные характеристики какой-либо
установки необходимо провести полный ее расчет. Это значит, что мы можем