Физические особенности режимов ускоренной утилизации оружейного плутония в реакторах типа ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Волков, Юрий Николаевич

• Волков, Юрий Николаевич
• кандидат наук
• 2015

Оглавление диссертации кандидат наук Волков, Юрий Николаевич

ОГЛАВЛЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИИ

ВВЕДЕНИЕ

Актуальностьтемы

Результаты диссертационной работы

ГЛАВА 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР РАБОТ ПО ОСОБЕННОСТЯМ ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРОВ С ПЛУТОНИЕВЫМ ТОПЛИВОМ

1.1. Введение

1.2. Реакторный плутоний в составе МОХ топлива в водо-водяных реакторах

1.2.1. Опыт и перспективы Франции по использованию реакторного плутония

1.2.2. Исследования Японии по использованию реакторного плутония

1.3. Плутоний в безурановой матрице

1.4. Оружейный плутоний в составе МОХ топлива для водо-водяных реакторов

1.4.1. Россия

1.4.2. США

1.5. Физические аспекты использования плутония в легководных реакторах

1.5.1. Общие нейтронно-физические свойства топлива на основе плутония в тепловых реакторах

1.5.2. Обоснование концепции ускоренного пропускания МОХ топлива в легководных реакторах

1.5.3. Изменение доли запаздывающих нейтронов при использовании МОХ топлива

1.6. Заключение

ГЛАВА 2. РЕЖИМ РЕАКТОРНОЙ ДЕНАТУРАЦИИ ПЛУТОНИЯ ОРУЖЕЙНОГО КАЧЕСТВА В РЕАКТОРАХ ТИПА ВВЭР

2.1. Введение

2.2. Описание программного комплекса и расчетной модели

2.3. Физическое обоснование выбора реакторатипа ВВЭР для денатурации оружейного плутония

2.4. Исследуемые варианты загрузки активной зоны ВВЭР-1000

2.5. Создание компоновок АЗ для изучаемых вариантов реакторной денатурации плутония

2.6. Анализ полученных результатов

2.7. Стандарт отработанного топлива

2.7. Двухсгадийный процесс вовлечения плутония оружейного качества в топливный цикл тепловых ядерных реакторов

2.8. заключение

95

ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ ОСОБЕННОСТЕЙ КИНЕТИКИ РЕАКТОРА ПРИ НАЛИЧИИ НЕСКОЛЬКИХ ОБЛАСТЕЙ С РАЗЛИЧНОЙ ДОЛЕЙ ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ

Введение

3.1. Постановка задачи

3.2. Сведение системы уравнений к классической задаче Штурма-Лиувилля

3.3. Свойства собственных функций и собственных чисел

3.4. Связь полученных формул с моделью "точечной" кинетики

3.5. Изучение фактора пространственной зависимости в доле запаздывающих нейтронов при описании нестационарного процесса в реакторе

3.5.0. Описание модели исследования

3.5.6. Описание переходного процесса при мгновенном вводе реактивности

3.5.е. Описание переходного процесса при мгновенном вводе реактивности при наличии

неравномерности в нейтронном поле

3.5.г. Описание переходного процесса при локальном мгновенном вводе реактивности

ГЛАВА 4. АНАЛИЗ ЭФФЕКТА ОТ НЕРАВНОМЕРНОЙ ДОЛИ ЗАПАДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ НА ПРОСТРАНСТВЕННЫЙ ПЕРЕХОДНОЙ ПРОЦЕСС НА ОСНОВЕ МОДЕЛИ ДВУХМЕРНОЙ КОМПОНОВКИ A3 РЕАКТОРА ТИПА ВВЭР-1000

Введение

4.1. Расчетная модель

4.2. Анализ переходного процесса при введении положительной реактивности

4.3. Анализ переходного процесса при введении положительного локального возмущения

4.4. Заключение

ЗАКЛЮЧЕНИЕ К ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЕ

СПИСОК ЦИТИРУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

ПУБЛИКАЦИИ АВТОРА ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

ПЕРЕЧЕНЬ ТАБЛИЦ И РИСУНКОВ В ДИССЕРТАЦИИ

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Физические особенности режимов ускоренной утилизации оружейного плутония в реакторах типа ВВЭР»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность темы

Нарабатываемый в энергетических реакторах плутоний является важным компонентом будущей развитой ядерной энергетики, позволяющим многократно повысить эффективность использования природных запасов урана. Отечественная долгосрочная стратегия развития ядерной энергетики базируется на использовании плутония преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах, способных реализовать расширенное воспроизводство ядерного горючего. Предполагается, что будущая отечественная ядерная энергетика будет иметь двухкомпонентную структуру, и избыточные запасы плутония, превышающие собственные потребности реакторов на быстрых нейтронах, могут быть использованы в действующих и модернизированных реакторах на тепловых нейтронах. Следует отметить, что долгосрочная стратегия ряда зарубежных стран также предполагает приоритетное развитие реакторов на быстрых нейтронах. Не случайно в известной международной программе «Поколение IV» из шести перспективных вариантов реакторных концепций три относятся к реакторам на быстрых нейтронах различных типов. Судя по публикациям в научной печати, существует значительный физический потенциал повышения эффективности использования плутония и в реакторах на тепловых нейтронах, который может быть реализован в будущих проектах. Таким образом, ядерная энергетика будущего представляется как гармоничная система, обеспеченная практически неограниченными топливными ресурсами и способная обеспечить энергетические потребности страны в любых мыслимых масштабах.

Вместе с тем, анализируя современное состояние ядерной энергетики и её ближайшие перспективы, можно заключить, что основную долю парка ядерно-энергетических установок, как в мире, так и в России будут составлять реакторы на тепловых нейтронах типа ВВЭР-Р>\^11. Учитывая рост запасов

гражданского («реакторного») плутония, ведущие европейские страны (Франция, Германия, Бельгия) встали на путь его частичного использования в виде смешанного (МОХ) топлива в действующих реакторах Р\УИ, решив таким способом проблему сокращения его складских запасов и сокращения потребления природных ресурсов урана.

Россия также располагает большими складскими запасами реакторного плутония, выделенного из отработавшего топлива энергетических реакторов (ВВЭР-440). Но проблема для России усугубляется тем, что, помимо реакторного плутония, у России есть значительный запас избыточного оружейного плутония, который, в соответствии с имеющимися международными обязательствами, должен быть утилизирован и переведен в состояние, исключающее его военное использование, в ограниченные сроки. Хотя декларированный Россией избыточный запас оружейного плутония составляет 50 тонн, в качестве первого этапа программы количество этого материала, подлежащего утилизации в рамках двухстороннего соглашения с США, определено в 34 тонны. Исходя из анализа текущего состояния и ближайшего развития реакторного парка России, можно полагать, что значительная часть программы утилизации оружейного плутония будет вынужденно реализована на базе реакторов ВВЭР. В этой ситуации, во-первых, чрезвычайно интересен опыт использования гражданского плутония в составе смешанных загрузок в европейских реакторах и, во-вторых, актуален физический анализ возможностей и вариантов эффективной утилизации оружейного плутония в отечественных реакторах ВВЭР [ 1, 2, 3, 4].

Общим для европейского и российского вариантов внедрения плутония в топливные загрузки легководных реакторов является ограничение на долю плутониевой фракции, связанное со значительными отличиями нейтронно-физических свойств и, главное, доли запаздывающих нейтронов у плутония-239 по сравнению с ураном-235. Различие в свойствах плутония и урана проявляется в эффективности управления и безопасности реакторов. Главное

отличие российского варианта состоит в том, что для российских реакторов, ориентированных на утилизацию оружейного плутония в ограниченные сроки, важным критерием является их пропускная способность. Естественно, чем выше выгорание и чем дольше плутоний находится в активной зоне реактора, тем ниже его пропускная способность. Компромисс может состоять в том, чтобы не доводить оружейный плутоний до максимального выгорания, ограничив его уровнем «стандарта отработанного топлива» («Spent Fuel Standard»). Достижение уровня «стандарта отработанного топлива» за счёт изменения изотопного состава исходного оружейного материала переводит его в категорию гражданского плутония, исключающего или существенно ограничивающего его военное использование. При этом сохраняется его энергетический потенциал, который может быть реализован как в реакторах на быстрых нейтронах, так и в будущих инновационных тепловых реакторах, оптимизированных под использование плутониевого топлива. Исследования по анализу пропускной способности реакторов типа ВВЭР за счёт реакторной денатурации оружейного плутония были выполнены в ряде работ, в том числе с участием автора [ 5, 6, 7, 8].

Частичное внедрение плутония в топливные загрузки реактора может приводить к формированию активных зон с пространственно зависимой долей запаздывающих нейтронов. Исследование физических свойств реакторов со смешанной загрузкой послужило поводом для общего качественного анализа систем с пространственно зависимой долей запаздывающих нейтронов. Эта проблема, по мнению автора, не нашла должного освещения в научной литературе. В настоящей диссертации предпринята попытка качественного анализа нестационарных процессов в системах с пространственно зависимой долей запаздывающих нейтронов на простой одномерной модели. Результаты исследований могут быть полезны не только в применении к плутонию, но также и к урану-233 при анализе систем на базе торий-уранового топливного цикла.

Таким образом, можно выделить две главные проблемы, освещенные в диссертации:

- Исследование возможностей и рекомендации по повышению пропускной способности реакторов типа ВВЭР по денатурации оружейного плутония;

- Исследование свойств систем с пространственно зависимой долей запаздывающих нейтронов.

Результаты диссертационной работы

Диссертация «Физические особенности режимов ускоренной утилизации оружейного плутония в реакторах типа ВВЭР» выполнена на кафедре №5 «Теоретическая и экспериментальная физика ядерных реакторов» Федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего профессионального образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» Министерства образования и науки Российской Федерации.

Объектом исследований являлось безопасность и эффективность использования МОХ топлива в водо-водяных реакторах, а предметом -нейтронно-физические характеристики реакторных систем со смешанной топливной загрузкой и анализ быстро протекающих нестационарных процессов при наличии распределенной доли запаздывающих нейтронов.

Целью диссертационной работы являлось физическое обоснование возможностей ускоренной утилизации оружейного плутония в реакторах типа ВВЭР со смешанной загрузкой активной зоны при совокупности ограничений, обеспечивающих условия их безопасной эксплуатации.

Достоверность работы

Для моделирования нестационарных многомерных процессов, а так же для численного решения задачи Штурма-Лиувилля на поиск собственных чисел и функций системы был использован коммерческий программный пакет COMSOL Multiphysics, решающий уравнения в частных производных методом конечных элементов (математическая основа - набор специализированных библиотек, написанных на FORTRAN). Кроме того, достоверность полученных результатов и выводов обусловлена использованием апробированного в реакторных расчетах программного комплекса GETERA, константной базы CONSYST, совпадением проведенных тестовых расчетов для известных вариантов топливных циклов ВВЭР-1000 и физической непротиворечивости полученных результатов.

Методы исследования

Для решения поставленных в диссертационной работе задач использовались математические методы теории ядерных реакторов, решения уравнений в частных производных и изменения нуклидного состава топлива в процессе кампании реактора.

Научная новизна работы

1. На базе комплексного нейтронно-физического анализа показана возможность существенного увеличения пропускной способности реакторов типа ВВЭР по утилизации оружейного плутония без ущерба для эксплуатационных характеристик и параметров безопасности.

2. Впервые поставлена задача и выполнено численно-аналитическое исследование систем с пространственной зависимостью долей запаздывающих нейтронов. Проблема сведена к классической задаче Штурма-Лиувилля.

3. Предложена упрощенная методика для оценки ОЯТ на соответствие «стандарту отработанного топлива», позволяющая провести сравнительный анализ защищенности плутония в составе ОЯТ.

Практическая значимость работы заключается в том, что результаты исследования дают возможность сравнительного анализа нейтронно-физических параметров, эффективности и безопасности частичных загрузок реактора типа ВВЭР-1000 МОХ топливом в условиях задачи гибкого и эффективного управления пропускной способностью реактора по утилизации оружейного плутония. Как следует из приведенных данных, с точки зрения физики нет принципиальных препятствий для существенного увеличения их пропускной способности без ущерба для энергопроизводства и безопасности. Проведенные, исследования нестационарных переходных процессов показывают, что при равномерных или локальных возмущениях реактор ВВЭР-1000 малочувствителен к существованию резкой пространственной неравномерности доли запаздывающих нейтронов на смешанных уран-плутониевых загрузках активной зоны. Совокупность полученных в работе результатов представляют интерес для исследователей, работающих в области повышения безопасности и эффективности использования смешанного уран-плутониевого топлива в современных ядерных энергетических реакторах, в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт», в «Государственном научном центре Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А. И. Лейпунского».

В соответствии с перечисленными целями и задачами исследования на защиту выносятся следующие положения:

1. Результаты комплексных исследований пропускной способности и других нейтронно-физических характеристик по использованию ОП в реакторах ВВЭР при условии их работы в режиме реакторной денатурации;

2. Результаты исследований и рекомендации по компоновкам активных зон реакторов ВВЭР, работающих в режиме реакторной денатурации плутония оружейного качества;

3. Результаты модельных исследований нейтронно-физических свойств реакторных систем с пространственно распределенной долей запаздывающих нейтронов.

Апробация работы. Материалы диссертации докладывались на следующих конференциях и научных семинарах: Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения» (г. Москва, ФГУП НИКИЭТ, 2004); Молодежная международная научная конференция «Полярное сияние-2004» (г. Санкт-Петербург, 2004); Конференция молодых специалистов ФГУП ОКБ "Гидропресс" (г. Подольск, 2005); Научная сессия МИФИ-2004-2008 и НИЯУ МИФИ-2009-2015; Семинар по проблемам физики реакторов Волга-2004, 2006, 2008, 2010, 2014.

Исследования в данной диссертации получили поддержку Российского фонда фундаментальных исследований (РФФИ) по проекту № 05-08-50213а «Исследование особенностей нестационарных процессов и условий применимости точечной модели при локальных возмущениях свойств среды в реакторах с неоднородными загрузками» срок 2005-2007 гг (В.И. Наумов, Ю.Н. Волков).

Содержание диссертационной работы.

В первой главе приведен литературный обзор работ по утилизации оружейного плутония в легководных реакторах на тепловых нейтронах типа ВВЭР. Наличие чистого выделенного материала оружейного класса представляет прямую и непосредственную угрозу режиму ядерного нераспространения. Признанием этого факта служит подписанное в 2000 и актуализированное в 2010 г соглашение России и США о паритетной утилизации 34 тонн плутония оружейного качества. В качестве реакторов, пригодных для этого процесса, могут выступать либо реакторы типа БН-800, либо реакторы типа ВВЭР — Р\УИ. Отмечено, что при утилизации оружейного

плутония важным критерием выступает пропускная способность, потребление плутония в год одним энергоблоком. Это важный критерий, так как он определяет сроки, а значит затраты всей программы утилизации. Проблехма заключается в том, что задача повышения темпа утилизации оружейного плутония противоречит задаче повышения выгорания в плутониевом топливе.

Решение может быть следующим: необходимо рассматривать утилизацию оружейного плутония в несколько этапов: первый этап — скорейшее решение проблемы наличия выделенного оружейного плутония на существующей реакторной базе; второй этап - получение максимального энергосъема с единицы плутониевого топлива; третий этап (опционально, может быть совмещен со вторым этапом) — уничтожение остатков плутония с высоким содержанием четных изотопов. Таким образом, достоинством первого этапа является то, что он может быть выполнен на существующей реакторной базе, это может быть реактор типа БН-800, который максимально эффективно использует плутоний, либо реактор типа ВВЭР, который работает в режиме повышенной пропускной способности (реакторная денатурация).

На втором этапе существует целый ряд возможностей, которые позволяют эффективно использовать энергетический плутоний (содержание изотопа 240Ри более 20%). Основной тенденцией использования смешенного уран-плутониевого или торий-плутониевого топлива является возможность 100% размещения TBC с плутониевым топливом в активной зоне. Это может быть:

• Реактор типа BB3P-PWR со 100% загрузкой плутониевого топлива, плутониевое топливо может быть смешено с обогащенным ураном для регулирования доли зап. нейтронов, либо в активной зоне может быть увеличено водо-топливной отношение для смягчения спектра нейтронов;

• Реакторы типа CANDU за счет сравнительно низкого значения температуры нейтронного газа в тепловом спектре имеют возможность эффективно использовать плутоний;

• Быстрые реакторы, высокотемпературные реакторы, ториевые конверторы;

• Реакторы на расплавах солей, они могут быть эффективными уничтожителями плутония;

• Реакторы с инертным топливом, как быстрые, так и тепловые;

Реакторная денатурация - процесс вовлечения оружейного плутония в загрузки легководных реакторов с целью существенного снижения его оружейного потенциала и перевода исходного материала из оружейного класса в класс "энергетический" за максимально короткие сроки. Для такого рода процесса наиболее выгодным является использование реактора с максимальным а, каким является, например, реактор типа ВВЭР. В этохМ случае темпы вовлечения оружейного плутония таковы, что 5-6 энергоблоков за 10 лет полностью решат проблему с наличием 34 тонн избыточного оружейного плутония.

Вторым важным аспектом в данной диссертационной работе является изучение нестационарных переходных процессов. При частичных загрузках возможно образование достаточно больших кластеров (зон) TBC с существенно различной долей запаздывающих нейтронов — МОХ TBC и урановые TBC. Особенно такие зоны могут возникать в условиях реакторной денатурации, так как для повышения выгорания уранового топлива, выгоревшие урановые TBC должны компоноваться совместно с МОХ топливом. Соответственно, это может приводить к ошибкам при расчете эффективной доли запаздывающих нейтронов и соответственно при расчете реактивности. Кроме того, в действующих Правилах ядерной безопасности в части, связанной с управлением нейтронным потоком и реактивностью, исходят из классических представлений «точечной» кинетики и содержат рекомендации только по допустимому изменению и скорости ввода положительной реактивности в единицах эффективной доли запаздывающих нейтронов фэф). Поскольку в системах с распределённой долей запаздывающих нейтронов ß3(p в переходных

процессах не является детерминированной величиной, соответствующие рекомендации могут вызвать трудности в их реализации в приложении в таких системах.

Такого рода рассуждения натолкнули на постановку задачи об исследовании влияния пространственно неоднородной доли запаздывающих нейтронов на переходные процессы в активной зоне ядерного реактора. Представляется, что в определенных условиях пространственная неоднородность в ß будет значительно влиять на кинетику реактора, что важно с точки зрения обоснования безопасности реактора.

Во второй главе приведены результаты расчетных исследований по использованию реакторов типа ВВЭР в режиме реакторной денатурации оружейного плутония. Как следует из приведенных данных, с точки зрения физики нет принципиальных препятствий для существенного увеличения их пропускной способности без ущерба для энерговыработки и ядерной безопасности. Благодаря повышенной пропускной способности, процесс денатурации может быть реализован на ограниченной реакторной базе. Денатурированный плутоний может сохранить свой энергетический потенциал для последующего эффективного использования в перспективных реакторах на быстрых и тепловых нейтронах.

Было отмечено, что в тех вариантах реакторной денатурации, которые были признаны оптимальными, наблюдается группирование МОХ TBC в центре активной зоны. Фактически, создается структура, при которой доля запаздывающих нейтронов имеет сильно выраженную пространственную неоднородность. Таким образом, возникают предпосылки к задаче исследования особенностей кинетики реакторных систем с неравномерной долей запаздывающих нейтронов.

В третьей главе было проведено изучение особенностей нестационарного процесса при наличии пространственной неравномерности в доле запаздывающих нейтронов. Для решения данной задачи была разработана

модель, которая представляла собой одномерную ячейку с условиями отражения на границах ячейки, состоящая из двух областей с различной долей запаздывающих нейтронов. Было найдено, что для подобного рода исследований необходимо использовать модель с 6-ю группами эмиттеров запаздывающих нейтронов.

Изучение влияния пространственной неоднородности в доле запаздывающих нейтронов основывалось на примере мгновенного ввода положительного возмущения. Переходной процесс состоит из скачка на мгновенных нейтронах, при котором происходит начальное искажение поля нейтронов, далее, идет медленный пространственный переходной процесс, в результате которого устанавливается новое равновесное поле Эхмиттеров запаздывающих нейтронов и соответствующее поле нейтронов.

По результатам исследования видно, что существует область размеров системы и возмущений, когда пространственная неоднородность в доле запаздывающих нейтронов может влиять на переходной процесс и на асимптотическое поведение системы. В связанной систехме пространственный переходной процесс практически отсутствует, тогда, как в слабосвязанной системе он может составлять десятки секунд. В данной главе были определены понятия связанная и слабосвязанная система. Связанность частей систе.мы определяется физическим размером и распределением поглощающих свойств так, что части систехмы оказываются изолированными. Связанность можно оценить непосредственно из размера среды либо с помощью разницы первого и второго собственного числа системы (Д£12). По результатам исследования было определено, что связанная систехма это Н/М <20-25 либо Д£12 > 5, слабосвязанная система Н/М >30-35 либо Д£,2 < 2,5.

При совсем малых размерах систехмы эффект от неоднородной доли запаздывающих нейтронов пропадает. Было найдено, что наименьший размер системы составляет 6—11 длин миграции, в зависимости от соотношения долей запаздывающих нейтронов в областях системы.

Применительно к анализу безопасности реактора типа ВВЭР 1000 со смешанной загрузкой важными параметрами, которые будут определять эффект от неравномерной доли запаздывающих нейтронов, будут: наличие заметных зон с TBC с плутониевым топливом, доля запаздывающих нейтронов в плутониевом и урановом топливе, как расположены эти зоны, распределение нейтронного поля в стационарном режиме, потенциальный возможный ввод положительной реактивности в активную зону и меры противодействия. Подобный анализ применительно к загрузкам, полученным для вариантов реакторной денатурации плутония оружейного качества, представлен в четвертой главе данной работы.

Полученные результаты анализа переходных процессов очевидным образом доказывают, что даже в случае самой неблагоприятной ситуации, когда происходит локальное возмущение в центре зоны с малой доле запаздывающих нейтронов, переходной процесс в асимптотике корректно описывается с помощью осредненной, эффективной доли запаздывающих нейтронов. Это является верным вплоть до возмущений, приводящих к росту мощности реактора с периодом в 10 с. Раз асимптотика описывается корректно с помощью Рэфф> то в данных условиях пространственная неравномерность в доле запаздывающих нейтронов особой роли не играет в пространственном переходном процессе. Нужны или большие вспышки реактивности в локальной области активной зоны, либо серьезная неравномерность поля нейтронов, снижающая связность зон с разной долей запаздывающих нейтронов, либо физический размер активной зоны должен быть существенно больше (например реакторы типа РБМК). Все указанные предпосылки с учетом современных систем безопасности и конструкционных особенностей данной реакторной установки являются маловероятными.

Таким образом, было показано, что реактор ВВЭР -1000 конструктивно достаточно устойчив к воздействию пространственной неравномерности в доле запаздывающих нейтронов на переходной нестационарный процесс в области возмущений, не приводящих к разгону реактора с периодом ниже 10 с.

ГЛАВА 1. ЛИТЕРАТУРНЫЙ ОБЗОР РАБОТ ПО ОСОБЕННОСТЯМ ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРОВ С ПЛУТОНИЕВЫМ ТОПЛИВОМ 1.1.Введение

В России, наряду с гражданским плутонием, имеется значительный запас избыточного оружейного плутония, который, в соответствии с имеющимися международными обязательствами, должен быть утилизирован и переведен в состояние, исключающее его военное использование, в ограниченные сроки. Исходя из анализа текущего состояния и ближайшего развития реакторного парка России, можно полагать, что значительная часть программы утилизации оружейного плутония будет вынужденно реализована на базе реакторов ВВЭР. При этом при внедрении этого топлива на действующие энергоблоки должны быть выполнены следующие условия [ 1, 48, 41,4]:

• Внедрение плутония оружейного качества не должно уменьшать выработку электроэнергии и снижать эффективность уранового топлива;

• Энергетический потенциал плутония оружейного качества должен эффективно использоваться для выработки электроэнергии;

• Изотопный состав выгружаемого топлива должен быть близок к составу энергетического плутония.

По мнению автора, дополнительно весомую роль в выборе стратегии утилизации плутония будут играть следующие факторы:

a) увеличение темпов использования плутония в топливном цикле реактора;

b) минимальные изменения в конструкции существующих тепловых реакторов при использовании плутоний содержащего топлива, а значит минимальные сроки внедрения такого рода загрузок.

В этой связи интересно проанализировать текущий уровень разработок по внедрению топлива, содержащий плутоний, в топливный цикл существующих

водо-водяных ядерных реакторов. Такие реакторные загрузки можно условно классифицировать:

I. Частичные (смешенные) загрузки в современных реакторах типа PWR

(ВВЭР). Сложность заключается в том, что использование МОХ топлива в существующих тепловых реакторах это вынужденная мера, чтобы стабилизировать или уменьшить количество выделенного плутония (реакторного или оружейного качества). Так как существующие энергоблоки были спроектированы и лицензированы на использование UO2 топлива, то использование МОХ топлива может привести к значительному изменению параметров реактора, влияющих на его управляемость и безопасность. В случае использования реакторного плутония по экономическим соображениям стараются организовать такой цикл выгорания, при котором осуществляется максимально возможный энергосъем с единицы МОХ топлива [ 9]. На практике реализован вариант, когда приблизительно треть активной зоны содержит МОХ TBC, которые работают три цикла, а две трети активной зоны это стандартные урановые TBC, которые работают четыре цикла.

II. 100 % загрузки реактора МОХ топливом. Это перспективное направление

модернизации водо-водяных реакторов с целью увеличения темпа потребления плутония. В любом случае нужна модернизация системы управления из-за пониженной эффективной доли запаздывающих нейтронов. Могут быть несколько вариантов таких загрузок:

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Волков, Юрий Николаевич, 2015 год

СПИСОК ЦИТИРУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Пономарев-Степной Н.Н., Павловичев A.M., Стырин A.M.,. Использование оружейного плутония в ВВЭР-1000. //Атомная энергия. 2007 , Т. 103, 4, с. 215-222.

2. Павловичев A.M., Павлов В.И. и др. Нейтронно-физические характеристики активной зоны ВВЭР-1000 со 100%-ной загрузкой топливом из регененрированного урана и плутония. //Атомная энергия. 2006 , Т. 101, 6, с. 407-413.

3. Gehin, J. С., Carbajo, J. J. and Ellis, R. J. Issues in the use of Weapon-grade MOX fuel in VVER-1000 nuclear reactors: Comparison of U02 and MOX fuels. 2004. [Online] web site: http://www.osti.gov/bridge. ORNL/TM-2004/223.

4. Characteristics of VVER-1000 with 1/3 core loaded by MOX fuel with plutonium from surplus russian nuclear weapons. Pavlovichev A.M., et al. 2002. // Proceeding of the International Conference PHYSOR 2002.

5. Наумов В.И., Савандер В.И., Белоусов Н.И. Анализ возможностей повышения пропускной способности реакторов по денатурации оружейного плутония. // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. 2003 ,2, с. 73-78.

6. Наумов В.И., Савандер В.И., Белоусов В.И., Увакин М.А., Волков IO.II. Нейтронно-физическое обоснование безопасности ускоренной денатурации оружейного плутония в реакторах канального типа. // Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения». Сборник тезисов докладов, М.: ФГУП НИКИЭТ, 2004, с. 81.

7 Наумов В.И., Волков Ю.П. Некоторые особенности физики реакторов ВВЭР при работе в режиме ускоренной денатурации оружейного плутония. // Известия Вузов. Ядерная энергетика. 2006 , 2, с. 49-55.

8. 10. II. Волков, В. И. Наумов. Физические особенности и возможности денатурации плутония оружейного качества в реакторах типа ВВЭР. // Ядерная физика и инжиниринг. 2013, т. 4, с. 1-7.

9. Use of МОХ (R-Pu and W-Pu) fuel in VVER-1000 (neutron-physical aspects of possibilities). A.N. Novikov, V.V. Saprykin, e.a. // Proceeding of the NATO advanced research workshop on January 24-25, 1994, c. 93 - 97.

10. The safety criteria and VVER core modification for weapon plutonium utilisation. l.K. Levina, V.V. Saprykin. // Proceeding of the NATO advanced research workshop on October 1619, 1994, c. 83-92.

11. У. Гоке, В. Браун, Е. Вебер. Регенерация топлива: 30 лет МОХ- и ERU-топливу для легководных реакторов. // Атомная техника за рубежом. 2008 , 1, с. 23-33.

12. Feesibility studies of a highly moderated 100% МОХ fuelled PWR concept. R. Girieud, M. Delpech, G. Rouviere. // Verscilies, France : s.n., 1995. Proc. GLOBAL 95. Vol. 2, pp. 13081316.

13. A 100% MOX core design using a highly moderated concept. R. Girieud, B. Guidon, R. Lenain. // France : s.n., 1998. Proc. GLOBAL 98. Vol. 2, pp. 848-853.

14. Proc. GLOBAL 95. H. Tochihara, Y. Komano, et al. // Verscilies, France : s.n., 1995. Full MOX core design for advanced PWR. Vol. 2, pp. 1401-1408.

15. Global'99. G. Youinou, M. Delpech. Plutonium management and multirecycling in LWRs using an enriched uranium support.

16. Youinou G., Vasile A. Plutonium Multirecycling in standart PWRs loaded with evolutionary fuels. //Nuclear Science and Engineering. 2005 , Vol. 151, pp. 25-45.

17. Safety and licensing of MOX versus U02 for ВWR and PWR: aspects aplicable for civilian and weapon grade Pu. L. Goldstein, J. Malone. // Vienna, Austria : s.n., 1999. IAEA Conference: International Symposium on MOX fuel Cycle Technologies for Medium and Long-Term Deployment, pp. 399-409. IAEA-SM-358/31.

18. В.И. Наумов, Н.И. Белоусов, В.И. Савандер. Возможности повышения пропускной способности реакторов ВВЭР по денатурации оружейного плутония. // Инженерная физика. 2001 , 3, с. 42.

19. D. Biswas, et al. Weapons-grade plutonium disposition in pressurized water reactors. // Nuclear Science and Engineering. 1995 , Vol. 121, pp. 1-16.

20. Klara Insulander Bjôrk, et al. Study of Thorium-Plutonium Fuel for Possible Operating. Science and Technology of Nuclear Installations. 2013, [Online] http://dx.d0i.0rg/l 0.1155/2013/867561.

21. Stoll, W. Burning up actinides - a vision for the future. // Nuclear Europe Worldscan. 1998 , 56, pp. 40-41.

22. A.H. Шмелев, В.А. Апсэ. Ядерные технологии. Москва : МИФИ, 2001.

23. Managing Spent Fuel from Nuclear Power Reactors. Edited by Harold Feiveson, Zia Mian, M.V. Ramana and Frank. 2011. International Panel on Fissile Materials. ISBN 978-0-9819275-96.

24. B. Esteve, C. Seyve, B. Sisard. Plutonium management: civil and excess weapons materials. // Nuclear Europe Worldscan. 1998 , Vols. 5-6, pp. 38-39.

25. International Conference on the Physics of Nuclear Science and Technology. J.L., Kloosterman. //New Yuork : s.n., 1998. Reactor physics aspects of plutonium recycling in PWR. Vol. l,pp. 127-134.

26. Analysis of civilian processing programs in reduction of excess separated plutonium and high-enriched uranium. Persiani, Paul J. 1995 Dec 31. Conference: ANS international conference on evaluation of emerging nuclear fuel cycle systems, Versailles (France), 11-14 Sep 1995. Update Date: 2009 Nov 06. ANL/TD/CP-85180; CONF-950919-13.

27. Rouviere, Gilbert. 1999. 1300 MWe PWR. A new step in full MOX core design. //Proceedings of the International Conference "GLOBAL 99", 1999

28. Studies on advansed LWR cores for effective use of plutonium and analysis of MOX physics experiment. Koichi, Sacurada. 1999. Proceedings of the International Conference "GLOBAL 99", 1999.

29. R. Sanchez, J. Mondot. APOLLO II: a user- oriented, portable, modular code for multigroup transport assembly calculations. // Nuclear Science and engineering. 1988 , Vol. 100, pp. 352-362.

30. Katsuta, Tadahiro and Suzuki, Tatsujiro. Japan's spent fuel and plutonium managment challenge. // Energy Policy. 2011 November, Vol. 39, 11, pp. 6827-6841.

31. Calabrese, R. Sustanability issues of plutonium recycling in light water reactors: Code evaluations up to 2050. // Annals ofNuclear Energy. 2013 August, Vol. 58, pp. 268-271.

32. "Seventh International Conference Emerging Burning of nuclear Sistems(ISENEC'93)". H. Akie, T. Muromura, H. Takano et al. [éd.] H.Yasuda. Singapore : s.n., 1994. A new concept of once-through burning nuclear warheads plutonium. pp. 298-302.

33. IAEA TCM on Unconventional options for plutonium disposition ( with main emphasis ontheir technical description and status of development). T. Muromura, N. Nitani, H. Akie, H. Takano. Obninsk, Russia : s.n., 1994. Plutonium Rock-Like fuel integrated R&D (PROFIT).

34. C. Lombardi, A. Mazzola. Exploiting the plutonium stockpiles in PWRs by using inert matrix fuel // Annals ofNuclear Energy, Vol. 23, Issue 14, September 1996, pp. 1117-1126.

35. Proc. GLOBAL 95. C. Lombardi, A. Mazzola, F. Vettraino. // Verscilies, France : s.n., 1995. Plutonium annihilation in PWRs via non-fertile inert matrices. Vol. 2, pp. 1374-1382.

36. II. Akie, T. Muromura, H. Takano et al. A new fuel material for once through weapons plutonium burning. // Nuclear Technology. 1994 , Vol. 107, pp. 182-192.

37. A. Facchini, et al. Actinide heterogeneous recycle in PWR: core analysis and burning efficency. May 1995. CISE-SIN-95-4.

38. Proc. GLOBAL 95. H. Akie, T. Muromura, II. Takano et al. // Verscilies, France : s.n., 1995. Plutonium burning in inert matrix fuel with rock-like structure in LWR. Vol. 2, pp. 1409-1416.

39. J.M.Parattc, R.Chavla. On the physics feasibility of LWR plutonium fuels without uranium // Annals of Nuclear Energy. 1995 , Vol. 22, 7, pp. 471-481.

40. GLOBAL 95. U.Kasemeyer, et al. Verscilies, France : s.n., 1995. Conceptual study for a PWR core employing uranium-free plutonium fuel. Vol. 2, pp. 1330-1337.

41. IAEA Technical Committee Meeting on Unconventional Options for Plutonium Disposition. U.Kasemeyer, et al. Obninsk : s.n., 1994.

42. Management of Plutonium in Russia. Egorov, N.N., et al. Obninsk, Russia : s.n., 1994. Proceeding of the NATO Advanced Research Workshop on Mixed Oxide Fuel (MOX) Exploitation and Destruction in Power Reactors, pp. 1-17.

43. Рабочая группа Министерства Российской Федерации по атомной энергии, председатель рабочей группы Л.Д. Рябев. Концепция Российской Федерации по обращению с оружейным плутонием, высвобождаемым в ходе ядерного разоружения. [Online] 1998 . http://www.armscontrol.ru/start/Rus/publications/pu-cl.htm.

44. Безопасное обращение с плутонием и его хранение, s.l. : МАГАТЭ, 1998. Серия по безопасности №9.

45. Решетников, Ф.Г. Некоторые аспекты проблемы утилизации избыточного оружейного плутония в России. // Вестник Российской академии наук. 2000 , Т. 70, 2, с. 117-128.

46. Поплавский В.М., Чебесков A.IL, Пономарев-Степной Н.Н. и др. Использование плутония в реакторном топливе. // Атомная энергия. 2000 , Т. 89, 4, с. 314-325.

47. П. Голдсмит, П. Вербик. Как распорядиться плутонием из демонтированных боеголовок. // Атомная физика за рубежом. 1994 , 12.

48. Рыбаченков, И. В. Утилизация избыточного оружейного плутония - проблемы и перспективы. [http://www.armscontrol.ru/pubs/disposition-of-excess-weapons-grade-plutonium.pdf] Центр по изучению проблем контроля над вооружениями, энергетики и экологии, Москва : s.n., 2011 25-декабрь.

49. Russian Weapon Plutonium Disposition in VVER-100 reactors. Ponomarev-Stepnoi, Nikolay, Pavlovichiev, Alexsander and Styrin, Yury. Tsukuba, Japan : s.n., 2005. Proceeding of GLOBAL 2005.

50. Management and Disposition of Excess Weapons Plutonium. Reactor-Related Options. Washington D.C.: National Academy Press, 1995 .

51. The use of weapon and reactor plutonium in WWER and BN type reactors. Murogov, V.M., Kagramanian, V.S. and Rabotnov, N.S. // Obninsk, Russia : s.n., 1994. Proceeding of the NATO Advanced Research Workshop on Mixed Oxide Fuel (MOX) Exploitation and Destruction in Power Reactors.

52. Plutonium disposition now! M.R. Buckner, D. Biswas. Verscilies, France : s.n., 1995. GLOBAL 95. Vol. 2, pp. 1391-1400.

53. Utilization of Surplus Weapons Plutonium As Mixed Oxide Fuel, www.ans.org. [Online] 2009 November. Original Issue November 2001. http://www.ans.org/pi/ps/docs/ps47.pdf.

54. Kidd, S. Uranium and plutonium: should be recycled? // Nuclear Engineering International. 2008 , Vol. 53, 645, pp. 8-11.

55. W.R.Carlson, J.A.Hoerner. Westinhouse AP600 core design diversification for compliance with Utility Requiremens. // Transactions of Americal Nuclear Society. 1994 , Vol. 70, p. 360.

56. Trellue, Holly R. Safety and neutronics: A comparision of MOX vs U02 fuel. // Progress in Nuclear Energy. 2006 , 48, pp. 135-145.

57. Пряничников, А. В. Описание программы GETERA. // Вопросы атомной науки и техники: сер. Физика ядерных реакторов. 2009 , 3, с. 63-77.

58. L. Erradi, Santamarina A. and Litaize О. The reactivity temperature coefficient analysis in light water moderated U02 and U02-Pu02 Lattices. // Nuclear Science and Engineering. 2003 , Vol. 144, pp. 47-74.

59. Годин, Ю.Г. Физическое материаловедение и технология МОХ топлива. Москва : МИФИ, 2001.

60. Головин И.С. Свойства оксида плутония в качестве ядерного топлива. // Атомная энергия. 2000 , Т. 89, 2.

61. Commercial МОХ fuel fabrication and irradiation experience in Belgium. Y. Vanderborck, et al. Obninsk, Russia : s.n., 1994. Proceeding of the NATO Advanced Research Workshop on Mixed Oxide Fuel (MOX) exploitation and destruction in power reactor.

62. MOX fuel utilization in existing German LWR: design safety aspects, core performance and irradiation experience. Schlosser, Gerhard J. Obninsk, Russia : s.n., 1994. Proceeding of the NATO Advanced Research Workshop on Mixed Oxide Fuel (MOX) exploitation and destruction in power reactor.

63. Initial post-irradiation examination results for low-burn up MOX fuel produced from surplus weapons-grade plutonium. Brian S. Cowell, et al. 1999. Proceedings of the International Conference "GLOBAL 99".

64. Koo, Yang-IIyun. Modeling and parametric studies of the effect of inhomogeneity on fission gas release in LWR MOX fuel. // 2002 , Vol. 29, pp. 271-286.

65. K. Yang-Hyun, S. Dong-Seong, B. Volkov. A comparative analysis of U02 and MOX fuel behavior under reativity initiated accident. // Annals of Nuclear Energy. 1997 , Vol. 24, 11, pp. 859-870.

66. Дж.Р., Кипин. Физические основы кинетики ядерных реакторов. Москва : Атомиздат, 1967.

67. В.И. Наумов. О некоторых особенностях пространственно-временной кинетики больших реакторов. // Известия ВУЗов. Ядерная энергетика. 2003 , 2, с. 49 - 54.

68. B.C. Ионов. Реактивность и нейтронная динамика. // Атомная энергия . 1994 , т. 77, 4, с. 249-257.

69. Ю.А. Казанский, И.П. Матвеенко,. К учету пространственных эффектов при измерении реактивности методом обращенного решения уравнения кинетики // Атомная энергия. 1981 , Т. 51,6, с. 387-389.

70. A.C. Каминский, И.Д. Крылов,. Особенности и некоторые методы учета пространственной кинетики при измерении реактивности. Препринт ИАЭ. 1984 .

71. Moreira J., Lee J.C. Space-time analisis of reactor-control-rod-worth measurements // Nuclear Science and Engineering. 1984 , T. 86, pp. 91-105.

72. Зизин M.H., Иванов Л.Д. О трактовке обращенного уравнения кинетики и пространственно-временных расчетов эффективной аварийной защиты ВВЭР-1000 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2012 , Т. 2, с. 28-43.

73. В.И. Наумов. К обоснованию использования модели точечной кинетики ядерных реакторов при скачках реактивности // Известия вузов. Ядерная энергетика. 1995 , 4, с. 4 -11.

74. Поведение реактора после скачка реактивности введенной локально. Афанасьев A.M., Торлин Б.З.,. 33, Москва : s.n., 1981 , Препринт ИТЭФ, с. 1-12.

75. Шевелев Я.В. Динамика ядерного реактора. Москва : Энергоатомиздат, 1990. В сб «Динамика ядерных реакторов».

76. COMSOL, Inc. COMSOL Multiphysics Home page. [Online] http://www.comsol.com.

77. Бирюлин Г.В., Егоров В.И. Теплофизические расчеты в конечно-элементном пакете COMSOL / FEMLAB. Санкт-Петербург : СПбГУИТМО, 2006.

78. Pryor, Roger W. Multiphysics Modeling Using COMSOL: A First Principles Approach, s.l. : Jones and Bartlett Publishers, LLC, 2009.

79. Красников, Г.Е., Нагорнов, O.B. and Старостин, H.B. Моделирование физических процессов с использованием пакета Comsol Multiphysics. Москва : МИФИ, 2012. Учебное пособие. - 184 е..

80. David Chandler, G. Ivan Maldonado, R.T. Primm III, J.D. Freels. Neutronics modeling of the High Flux Isotope Reactor using COMSOL // Annals of Nuclear Energy. 2011 , Vol. 38, 11, pp. 2594-2605.

81. Сравнительный анализ вариантов повышения пропускной способности для утилизации оружейного плутония в реакторах ВВЭР-1000. Ю.Н. Волков, В.И. Наумов // Москва : МИФИ, 2004. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов, с. 241-243.

82. Анализ ядерной безопасности при ускоренной денатурации оружейного плутония в реакторах ВВЭР-1000 на основе МОХ-топлива. Ю.Н. Волков // Подольск : s.n., 2005. Сборник трудов конференции молодых специалистов ФГУП ОКБ "Гидропресс", с. 203-210.

83. Овчинников Ф.Я., Семенов В.В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. Москва : Энергоатомиздат, 1988, 359 с.

84. Commitee on International Security and Arms Control. The Spent-fuel standard for disposition of excess weapon plutonium. Application to current DOE options. Wasington DC : National academy press, 2000.

85. Evaluating the attractiveness of nuclear material for proliferation-resistance and nuclear security. Jor-Shan Choi, Kou Ikegame // Makuhari, Japan : s.n., 2011. Proceedings of GLOBAL 2011. pp. 11-16.

86. DeMuth, Scott F. Proliferation resistance and safeguards, [ed.] Dan Cacuci. Handbook of Nuclear Engineering. 2010, Vol. 5.

87. Denis E. Beller, Robert A. Krakowski. Burnup dependence of proliferation attributes of plutonium from spent LWR fuel. s.l. : Los-Alamos National laboratory, 1999. Under contract W-7405-ENG-36. LA-UR-99-751.

88. Goorley, A Primer Editor: Tim. Criticality Calculations with MCNP5. 2005. Los Alamos National Laboratory, X-5. LA-UR-04-0294.

89. Mark, J. Carson. Explosive propities of reactor-grade plutonium. Science & Global Security. 1993 , Vol. 4, pp. 111-128.

90. Kessler, G. Reactor-grade plutonium as proliferation problem. Proliferation-proof Uranium/Plutonium Fuel Cycles. Safeguards and non-Proliferation, s.l. : KIT Scientific Publishing, 2011.

91. The Spent Fuel Standard - Does the Can-in-Canister Concept for Plutonium Immobilization Measure Up? L. W. Gray, J. M. McKibben. Jackson Hole, WY : s.n., 1999. American Nuclear Society International Conference on Future Nuclear Systems.

92. Hetric, David. Dynamics of nuclear reactors. La Grange Park : American Nuclear Society, 1993.

93. Ott, Karl. Space energy dependent dynamics. Introductory nuclear reactor dynamics. La Grange Park : American Nuclear Society, 1985.

94. Stacey, Weston M. Nuclear Reactor Physics. 2007.

95. Т. М. Sutton, В. N. Aviles. Diffusion theory methods for spatial kinetics calculations // Progress in Nuclear Energy. 1996 , Vol. 30, 2, pp. 119-182.

96. Lee C.E., Rottler S. Analytic solutions of the multigroup space-time reactor kinetics equations -I // Annals ofNuclear Energy. 1986 , Vol. 13, 5, pp. 245-268.

97. Lee C.E., Rottler S. Analitic solutions of the multigroup space-time reactor kinetics equations-II //Annals ofNuclear Energy. 1986 , Vol. 13, 5, pp. 269-285.

98. S.E. Corno, S. Dulla, P. Picca, P. Ravetto. Analytical approach to the neutron kinetics of the non-homogeneous reactor // Progress in Nuclear Energy. 2008 , Vol. 50, 8, pp. 847-865.

99. G.D. Spriggs, J.M. Campbell, R.D. Busch. Determination of Godiva's effective delayed neutron fraction using newly calculated delayed neutron spectra // Transactions of the American Nuclear Society. 1999 , p. 80.

100. P. Baeten, J. Paepen, K. van der Meer, II. Abderrahim. Absolute measurement of beta and 1 on weapon-grade MOX fuel at the VENUS critical facility by means of the RAPJA technique // Annals ofNuclear Energy. 2001 , Vol. 28, pp. 287-295.

101. Воронков A.B., Земсков E.A., Кальченко В.В. Методы расчета параметров точечной кинетики ядерного реактора // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. Гидропресс (Москва), 2009 , 24, с. 84-93.

102. Е. Fort, V. Zammit-Averlant, М. Salvatores, A. Filip, J-F Lebrat. Recommended values of the delayed neutron yield for: U-235; U-238 and Pu-239 // Progress in Nuclear Energy. 2002 , Vol.41, 1-4, pp. 317-359.

103. Исследование влияния точности расчета параметров запаздывающих нейтронов на результаты моделирования экспериментов по определению эффективности аварийной защиты ВВЭР. Артемов В.Г, Гусев В.И., Зинатуллин Р.Э., Карпов А.С., Куракин К.Ю., Соловьев А.А., Беляков A.IO // Подольск, Россия : s.n., 2007. Материалы 5-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС в ВВЭР», . [Online] web site: http:// http://www.gidropress.podolsk.ru/files/proceedings/mntk2007/disc/documents/f76.pdf.

104. Д. Белл, С. Глесстон. Теория ядерных реакторов, [ed.] Артамакина В.II. s.l. : Атомиздат, 1974.

105. Т., Корн Г. Корн. Справочник по математике для научных работников и инженеров. Москва : Наука. Главная редакция физико-математической литературы, 1984.

106. Д.П. Голоскоков. Уравнения математической физики. Решение задач в системе MAPLE. Санкт-Петербург : Питер, 2004. Учебник для вузов.

107. Камке Э. Справочник по обыкновенным дифференциальным уравнениям. Москва : "Паука" Главная редакция физико-математической литературы, 1976.

ПУБЛИКАЦИИ АВТОРА ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Волков Ю.Н. Анализ ядерной безопасности при ускоренной денатурации оружейного плутония в реакторе ВВЭР-1000 на основе МОКС топлива // Сборник трудов конференции молодых специалистов ФГУП ОКБ "Гидропресс". Подольск: ФГУП ОКБ "Гидропресс", 2005, с. 203-210.

2. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Некоторые особенности физики реакторов ВВЭР при работе в режиме ускоренной денатурации оружейного плутония // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2006, №2, с 49 - 55.

3. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Некоторые вопросы динамики реактора при пространственно-распределенной доле запаздывающих нейтронов // Научная сессия МИФИ-2009. Сборник научных трудов, т. 2. - М.: МИФИ, 2009, с. 13 - 16.

4. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Особенности пространственной кинетики ядерных реакторов при пространственной зависимости доли запаздывающих нейтронов // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2009, № 4, с. 61 - 70.

5. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Влияние пространственно-распределенной доли запаздывающих нейтронов на нестационарные процессы в реакторах // Атомная энергия, 2010, т. 108,вып.1,с. 3-8.

6. Волков Ю. Н., Наумов В. И. Физические особенности и возможности денатурации плутония оружейного качества в реакторах типа ВВЭР // Ядерная физика и инжиниринг, 2013, т. 4, №4, с. 1 -7.

7. Наумов В.И., Савандер В.И., Белоусов В.И., Увакин М.А., Волков Ю.Н. Нейтронно-физическое обоснование безопасности ускоренной денатурации оружейного плутония в реакторах канального типа. // Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения». Сборник тезисов докладов, М.: ФГУП НИКИЭТ, 2004, с. 81.

8. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Анализ ядерной безопасности отработанного МОХ топлива при ускоренной денатурации оружейного плутония. // Научная сессия МИФИ-2004. Сборник научных трудов, т. 8. - М.: МИФИ, 2004, с. 115 - 116.

9. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Сравнительный анализ вариантов повышения пропускной способности для утилизации оружейного плутония в реакторах ВВЭР-1000 // Молодежная международная научная конференция «Полярное сияние - 2004». Сборник тезисов докладов. -М.: МИФИ, 2004. с. 135 - 136.

10. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Сравнительный анализ вариантов повышения пропускной способности для утилизации оружейного плутония в реакторах ВВЭР-1000 // Топливные циклы АЭС: экономичность безопасность, нераспространение. Материалы XIII семинара по проблемам физики реакторов. -М.: МИФИ, 2004. с. 241 -243.

11. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Физическое обоснование режимов ускоренной денатурации оружейного плутония в реакторе ВВЭР-1000 на основе МОКС топлива // Научная сессия МИФИ-2005. Сборник научных трудов, т. 8. - М.: МИФИ, 2005, с. 207 -208.

12. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Влияние сильных локальных возмущений реактивности на переходные процессы в во до-водяных реакторах с неоднородными загрузками // Научная сессия МИФИ-2006. Сборник научных трудов, т. 8. - М. : МИФИ, 2006, с. 60 - 61.

13. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Влияние режима ускоренной денатурации оружейного плутония на физику реакторов типа ВВЭР // Материалы XIV семинара по проблемам физики реакторов, Москва, 4-8 сентября 2006 г. М.: МИФИ, 2006, с 154- 158.

14. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Качественный анализ переходных процессов при пространственно-распределенном возмущении размножающих свойств активной зоны // Научная сессия МИФИ-2007. Сборник научных трудов, т. 8. - М.: МИФИ, 2007, с. 109 — 110.

15. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Анализ переходных процессов в реакторе при сложных загрузках активной зоны // Научная сессия МИФИ-2008. Сборник научных трудов, т. 1. -М.: МИФИ, 2008, с. 87 - 88.

16. Наумов В.И., Волков Ю.Н. Анализ кинетики реактора при пространственно распределенных свойствах активной зоны // Материалы XV семинара по проблемам физики реакторов, Москва, 2-6 сентября 2008 г. М.: МИФИ, 2008, с. 162 - 164.

17. Белоусов Н.И., Савандер В.И., Волков Ю.Н. Нейтронно-физические аспекты использования безуранового топлива на основе плутония в легководных реакторах // Материалы XV семинара по проблемам физики реакторов, Москва, 2-6 сентября 2008 г. М.: МИФИ, 2008, с. 120 - 122.

18. Волков Ю.Н. - Особенности кинетики реактора при наличии нескольких областей с различной долей запаздывающих нейтронов // Материалы XVI семинара по проблемам физики реакторов. Москва, 3-7 сентября 2010 г. М.: НИЯУ МИФИ, 2010, с. 162 - 164.

ПЕРЕЧЕНЬ ТАБЛИЦ В ДИССЕРТАЦИИ_

№ Название таблицы Стр.

1 Таблица. 1.1 Нейтронно-физические параметры вариантов использования 22 МОХ топлива для различных водо-топливных отношений

2 Таблица 1.2. Характеристики реакторов со 100% МОХ загрузкой 25

3 Таблица 1.3 Одногрупповые и тепловые сечения для 235и и 239Ри 37

4 Таблица 1.4. Доля запаздывающих нейтронов для основных делящихся 42 изотопов при делении тепловыми нейтронами

5 Таблица. 2.1 Типичный изотопный состав реакторного и оружейного 54 плутония

6 Таблица 2.2. Изменение нейтронно-физических параметров МОХ топлива при 56 облучении в различных типах реакторов

7 Таблица 2.3.Исходные данные для ячеечного расчета 63

8 Таблица 2.4. Режимы реакторной денатурации ОП 65

9 Таблица 2.5. Оптимальные режимы реакторной денатурации ОП 74

10 Таблица 2.6. Параметры защищенности плутония в составе ОЯТ (режимы 87 размещения плутония в реакторе ВВЭР-1000)

11 Таблица 2.7. Температурные поля и отношение микросечений захвата и 92 деления (а) для реакторов различного типа

12 Таблица 2.8. Нейтронно-физические характеристики МОХ топлива при 94 двухэтапном процессе вовлечения оружейного плутония в топливный цикл тепловых реакторов

13 Таблица 3.1. Групповые параметры запаздывающих нейтронов при описании 117 нестационарного процесса

14 Таблица. 3.2. Характеристики нестационарного процесса при равномерном 122 вводе возмущения

15 Таблица. 3.3. Характеристики нестационарного процесса при неравномерном 135 вводе возмущения

16 Таблица 3.4. Зависимость параметров переходного процесса от соотношения 136 долей запаздывающих нейтронов в левой и правой половине системы

17 Таблица 4.1 Спектры мгновенных и запаздывающих нейтронов 143

18 Таблица 4.2. Доли запаздывающих нейтронов для соответствующих типов 143 топлива в АЗ

18 Таблица 4.3. Эффективные доли запаздывающих нейтронов. 146

20 Таблица4.4. Асимптотический период при реальной и эффективной долях 147 запаздывающих нейтронов для Стандартного энергетического режима

21 Таблица4.5. Асимптотический период при реальной и эффективной долях 148 запаздывающих нейтронов для реакторной денатурации (вариант РДЗ - МОХ топливо 1 цикла, UOX топливо 4 цикла)

22 Таблица4.6. Асимптотический период при реальной и эффективной долях 148 запаздывающих нейтронов для реакторной денатурации (вариант РД1 - МОХ топливо 2 цикла, UOX топливо 5 цикла)

23 Таблица4.7. Асимптотический период при реальной и эффективной долях 154 запаздывающих нейтронов для варианта РД1 - МОХ топливо 2 цикла, UOX топливо 5 цикла при возмущении в центральной TBC

24 Таблица4.8. Асимптотический период при реальной и эффективной долях 154 запаздывающих нейтронов для варианта РД1 - МОХ топливо 2 цикла, UOX топливо 5 цикла при возмущении в шести TBC, расположенных в центре A3

без включения центральной TBC

ПЕРЕЧЕНЬ РИСУНКОВ В ДИССЕРТАЦИИ_

№ Название рисунка Стр.

1 Рисунок 2.1. Расчетная модель. Представление эквивалентной ячейки 51

2 Рисунок 2.2. Нормированный на единицу спектр нейтронов в реакторе. Кривая 57 1 - ячейка ВВЭР-1000 с МОХ топливом (х=4%), водо-топливное отношение =

1.8; Кривая 2-ячейка ВВЭР-ЮООс МОХ топливом (х=4%), водо-топливное отношение = 4.6; Кривая 3 - ячейка РБМК-1000 с МОХ топливом (х=2%).

3 Рисунок 2.3. Микросечение радиационного захвата (зеленая кривая) и деления 58 (красная кривая) для изотопа 239Ри

4 Рисунок 2.4. Микросечение радиационного захвата для изотопа 240Ри 58

5 Рисунок 2.5. График изменения пропускной способности и доли изотопа 240Ри 61 в зависимости от конечного выгорания МОХ топлива

6 Рисунок 2.6. Картограмма равновесной загрузки АЗ ВВЭР-1000 для 68 стандартного уранового цикла (Цифрами отмечены номер цикла и

коэффициент неравномерности энерговыделения в ТВС на нач. ц.)

7 Рисунок 2.7. Картограмма равновесной загрузки АЗ ВВЭР-1000 для 69 стандартного энергетического режима утилизации оружейного плутония

(СЭР: МОХ три цикла, 1ЮХ четыре цикла, х (Ри) = 3,6%)

IV

8 Рисунок 2.8. Картограмма равновесной загрузки A3 ВВЭР-1000 для режима 70 реакторной денатурации оружейного плутония (РД — I: МОХ два цикла, UOX

пять циклов, х (Ри) = 3,25%)

9 Рисунок 2.9. Картограмма равновесной загрузки A3 ВВЭР-1000 для режима 71 реакторной денатурации оружейного плутония (РД - II: МОХ один цикл, UOX четыре цикла, х (Ри) = 4,5%)

10 Рисунок 2.10. Картограмма равновесной загрузки A3 ВВЭР-1 ООО для режима 72 реакторной денатурации оружейного плутония (РД - III: МОХ один цикл,

UOX четыре цикла, х (Ри) = 3,6%)

11 Рисунок 2.11. График изменения содержания Ри в зависимости от выгорания в 80 МОХ топливе (нач. обогащение по Ри - 3,6%)

12 Рисунок 2.13 (а). Изменения критической массы «голой» сферы (ВСМ - bare 80 critical mass) Pu в зависимости от выгорания в МОХ топливе (расчетная модель: сфера Ри, 5- фаза, р = 16 г/смЗ, окруженная 2 см никелевой оболочкой) (то же

для UOX)

13 Рисунок 2.14 (а). График изменения тепловыделения от альфа-распада в Ри 81 сфере, содержащей ВСМ, в зависимости от выгорания для МОХ топливе (то

же для UOX)

14 Рисунок 2.15 (а). График изменения эмиссии нейтронов спонтанного деления в 81 ВСМв зависимости от выгорания в МОХ топливе (количество нейтронов в секунду от ВСМ берется относительно сверхчистого плутония — 97,7% 239Ри)

(то же для UOX)

15 Рисунок 2.16 (а). График изменения вероятности нреддетонации («хлопок») 82 из-за нейтронов спонтанного деления от выгорания в МОХ топливе (то же для UOX)

16 Рисунок 2.17 (а). График изменения показателя качества выделенного 82 ядерного материала в зависимости от выгорания в МОХ топливе (то же для

UOX)

17 Рисунок 2.18 (а). График изменения мощности дозы от одного твэла в 83 зависимости от выгорания (RB1) в МОХ топливе (доза на расстоянии 1 м от

центра твэла после 1 года выдержки) (то же для UOX)

18 Рисунок 2.19 (а). График изменения количества твэлов, содержащих ВСМ, в 83 зависимости от выгорания в МОХ топливе (то же для UOX)

19 Рисунок 2.20 (а). График изменения радиационнного барьера (RB2) в 84 зависимости от выгорания в МОХ топливе (радиационный барьер — мощность

дозы от стольких облученных твэлов, в которых содержится ВСМ) (то же для UOX)

20 Рисунок 2.21 (а). График изменения показателя качества Pu(FOM - figure of 84

21

22

23

24

25

26

27

28

29

30

31

32

33

34

merit) в зависимости от выгорания в МОХ топливе (то же для UOX)

Рисунок 2.22. График изменения мощности дозы от 1 TBC в зависимости от 85

времени выдержки (доза считается на расстоянии 1 м от центра TBC) Вместе с интерполяционной кривой.

Рисунок 2.23 (а). График изменения времени выдержки, чтобы показатель 85

качества стал равным 1, от выгорания в МОХ топливе (то же для UOX)

Рисунок 2.24. Энергетическая зависимость отношения микросечений захвата и 92 деления (а) и относительных спектров нейтронов.

Рисунок 3.1. Зависимость периода гармоники от собственного числа 110

Рисунок 3.2. Изменение разницы между первым и вторым собственным 111

числом в зависимости от степени связности половинок активной зоны (Н/М =

45).

Рисунок 3.3. Зависимость погрешности модели относительно реального 112

периода гармоники

Рисунок 3.4. Распределение доли запаздывающих нейтронов по объему A3 116

Рисунок 3.5. Распределение поля нейтронов в исходный момент, после скачка 119 на мгновенных нейтронах и в асимптотическом режим(концентрация нейтронов нормирована на среднее значение в данный момент времени)

Рисунок З.б.График изменения локального периода на границах ячейки в 120

течение переходного процесса при А = 0,25 х рсред; Н/М = 45 (6 групп запаздывающих нейтронов)

Рисунок 3.7. Изменение относительной разницы локальных периодов при 124

равномерном скачкообразном возмущении (+ 0,25 Рсред) для двух размеров системы - II = 45М иН = 20М.

Рисунок 3.8. Графики зависимости времени релаксации от возмущения для 126

точности 1% и 5%, размер системы Н = 45М.

Рисунок 3.9. Для соотношения долей запаздывающих нейтронов в системе 127

65/21*10"4. Кривая (1): Зависимость возмущения от размера системы, при котором относительная разница асимптотических периодов (3.29) равна 5%; Кривая (2): Соответствующий асимптотический период данному возмущению из кривой (1);

Рисунок 3.10. Для соотношения долей запаздывающих нейтронов в системе 128

55/31*10 . Кривая (1): Зависимость возмущения от размера системы, при котором относительная разница асимптотических периодов (3.29) равна 5%; Кривая (2): Соответствующий асимптотический период данному возмущению из кривой (1);

Рисунок 3.11. Зависимость возмущения от размера системы, при котором 129

относительная разница асимптотических периодов (3.29) равна 5% для соотношения долей запаздывающих нейтронов в системе 65/21 * 10"4 и

55/31*10-4.

35 Рисунок 3.12. Геометрическая модель двухзонной ячейки с условиями 131 отражения на границах, а) равномерное поле нейтронов Kr = 1; б)

возмущенное поле нейтронов, Кг = 1,2; в) Кг = 1,53; г) Кг = 1,65; д) Кг = 2 -фактически два отдельных реактора.

36 Рисунок 3.13. Для соотношения долей запаздывающих нейтронов в системе 132 65/21*10"4, Н = 20 М. Кривая (1): Зависимость возмущения от коэффициента неравномерности системы, при котором относительная разница асимптотических периодов (3.29) равна 5%; Кривая (2): Соответствующий асимптотический период данному возмущению из кривой (1);

37 Рисунок 3.14. Соответствие коэффициента неравномерности поля нейтронов 133 физическому размеру системы (поле не деформировано).

38 Рисунок 4.1. График зависимости отклонений в асимптотических периодах 149 при реальной и эффективной доле запаздывающих нейтронов от введенной реактивности для различных режимов включения МОХ TBC в A3 реактора

типа ВВЭР-1000.

39 Рисунок 4.2. Зависимость возмущения от размера системы, при котором 151 относительная разница асимптотических периодов (3.29) равна 5%с обозначением в данной интерпретации результатов расчета для двумерных компоновок A3

40 Рисунок 4.3а (б). Возмущение в центральной TBC (Возмущение в шести TBC, 153 расположенных в центре без включения центральной TBC)