Обоснование физических характеристик и защищенности уран-ториевого оксидного топлива легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя

• Автор: Куликов, Евгений Геннадьевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2010
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 177 с. : ил.

Оглавление
Введение

Глава 1. Легководный реактор

со сверхкритическими параметрами теплоносителя 8СЬП.

1.1. Особенности реактора 8С1ЛП

1.2. Свойства теплоносителя в реакторе 8СЬП.

1.3. Обоснование выбора расчетного комплекса

и библиотеки ядерных данных.

1.4. Нейтроннофизические характеристики 3и, 5и и 9Ри

в спектре нейтронов реактора 8С1ЛЯ

1.5. Сравнение топливных композиций

с точки зрения достижимого выгорания
1.6. Обеспечение благоприятного коэффициента чувствительности размножающих свойств к температуре теплоносителя
1.7. Сравнение топливных композиций с точки зрения коэффициента воспроизводства. Паразитные сечения поглощения нейтронов
1.8. Требования к системе компенсации избыточной реактивности.
Глава 2. Цепочки нуклидных превращений актинидов.
2.1. Баланс нейтронов цепочек нуклидных превращений.
2.2. Размножающие свойства цепочек нуклидных превращений
2.3. Сравнение традиционной 2ТЬ 3и 4Ц и нетрадиционной 1Ра 2С1 3Ц цепочек
в спектре нейтронов реактора 8СЬП.
2.4. Сравнение традиционной 8и 9Ри 0Ри
и нетрадиционной Ир Ри Ри цепочек
в спектре нейтронов быстрого реактора.
2.5. Целесообразность введения 1Ра в топливо реактора ЭСГЖР. однозаходная схема движения теплоносителя
2.6. Целесообразность введения 1Ра в топливо реактора двухзаходная схема движения теплоносителя
2.7. Сравнение топливных композиций на основе различных
делящихся нуклидов в спектрей нейтронов реактора .
2.8. О защищенности рассматриваемого 3 2 8 топлива . 9 Выводы.
Глава 3. Количественная оценка защищенности делящихся материалов
3.1. Принципиальная схема примитивного ЯВУ ствольного типа
3.2. Расчетная модель для оценки сверху
скорости соединения подкритических масс
3.3. Режим предетонации и хлопка.
3.4. Изотоп как мощный источник нейтронов
3.5. Рекомендации по обеспечению защищенности
смесей 5 8 и 3 8.
3.6. О накоплении при облучении топлива.
3.7. Обзор исследований, направленных на оценку защищенности плутония с точки зрения возможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ имплозивного типа.
3.8. Модель гипотетического ЯВУ имплозивного типа
3.9. Критерии, определяющие неработоспособность
ЯВУ имплозивного типа
3 Обоснование необходимости рассмотрения
нестационарного процесса прогрева ЯВУ имплозивного типа
3 Эффективность мер, способствующих продлению
времени жизни ЯВУ имплозивного типа
3 Рекомендации по защищенности плутония с точки зрения невозможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ .
3 Изотоп 2 как мощный источник тепла
3 Рекомендации по защищенности урана с точки зрения
невозможности изготовления на его основе эффективного ЯВУ . 5 Выводы.
Заключение.
Библиографический список использованной литературы.
Приложение. О возможности накопления Ра и и
Введение
Актуальность


По теме диссертации опубликовано работ, две из которых в рецензируемом научном журнале Известия Высших Учебных Заведений, серия Ядерная энергетика, входящем в список научных журналов ВАК. Е., V. I . Ii i I . V. ii ix ii ii i i Ii ivi i ii i. I . Ii i iii . Куликов Е. Г. Исследование нейтроннофизических характеристик ТЬтоплива в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов Волга. Москва, Россия. Куликов Е. Г Шмелев А. Н., Куликов Г. Г. Нейтроннофизические характеристики Цтоплива в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя Известия Высших Учебных Заведений, серия Ядерная энергетика. С. . Е v . V. i ii ii i i 3 xi . I . Ii i I . I, . V. i ii xi i ii 1. I . Ii v . I, . I . Ii i. Куликов Е. Г Шмелев , Куликов Г. Г. Нейтроннофизические
характеристики итоплива в легководном реакторе со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Материалы научнопрактической конференции молодых специалистов и аспирантов Молодежь ЯТЦ наука и производство. Северск, Россия. Куликов Е. Г Шмелев А. Н., Куликов Г. Известия Высших Учебных Заведений, серия Ядерная энергетика. С. . Куликов Е. Г., Шмелев А. Н., Куликов Г. Г. Легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя и топливом уменьшение температурного эффекта реактивности по теплоносителю. Материалы XV семинара по проблемам физики реакторов Волга. Москва, Россия. Е i . V., v . I . Ii i i . I, i. I . Ii ii i. V, iv . I . Ii i i Ii iv . Куликов Е. Г Шмелев , Апсэ В. А., Куликов Г. Г. Расчетные модели для оценки защищенности делящихся материалов. Сб. VII Курчатовской молодежной научной школы. Москва, Россия. Краткое содержание работы. В первой главе рассмотрен реактор БСЬХУЕ. Во второй главе исследованы размножающие свойства цепочек нуклидных превращений с целью определения нуклидов, введение которых в состав топливной композиции позволило бы существенно увеличить кампанию топлива и достичь сверхглубокого выгорания. В третьей главе развиты расчетнотеоретические модели, направленные на количественную оценку защищенности различных делящихся материалов с точки зрения возможности создания на их основе эффективных ядерных взрывных устройств ЯВУ ствольного и имплозивного типа. Глава 1. В настоящее время ядерная энергетика рассматривается как один из наиболее перспективных экологически приемлемых источников энергии будущего. Это обусловлено значительной топливной базой и низким уровнем загрязнения окружающей среды по сравнению с такими традиционными источниками энергии, как уголь или нефть. Действительно, перспективы развития ядерной энергетики выглядят впечатляюще уже к году общая мощность атомных станций в мире может удвоиться в настоящее время общая мощность атомных станций в мире составляет 1 ГВт а также может удвоиться число стран, имеющих атомные станции в настоящее время это страна 1, 2. ЯЭУ принципиально новые установки с . В последние годы был предпринят ряд международных инициатив, в рамках которых рассматривались долгосрочные перспективы развития ядерной энергетики. Среди таких инициатив можно выделить проект Международный форум Поколение IV Ii iIV 3. В году к проекту Поколение IV присоединилась Россия 3. В настоящей диссертационной работе основное внимание уделено вопросам эффективного использования топлива, а также безопасности и надежности одной из ядерных энергетических систем четвертого поколения легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. Проблема нераспространения подробно рассматривается в приложении. Исследовательскими институтами и университетами всего мира предложено более 0 концепций перспективных реакторов, из которых на основе вышеуказанных требований для дальнейших совместных исследований и разработок были отобраны шесть инновационных концепций реакторных технологий при этом учитывались также такие соображения, как стоимость и длительность предстоящих исследований по данным концепциям 3. МПа, 4 С ii i . Следует отметить, что первые три перечисленные концепции относятся к реакторам с быстрым спектром нейтронов, а реактор на расправленных солях и высокотемпературный реактор обладают тепловым спектром нейтронов.