Имитационное моделирование глобальных потоков ядерных материалов при различных вариантах использования ядерно-энергетических систем тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.01, кандидат наук Уланов, Дмитрий Валерьевич

• Уланов, Дмитрий Валерьевич
• кандидат наук
• 2013

Оглавление диссертации кандидат наук Уланов, Дмитрий Валерьевич

СОДЕРЖАНИЕ

Содержание

Введение

Глава 1. Обзор состояния глобальной ядерной энергетики и проводимых исследований в области её моделирования

1.1. Обзор состояния ядерной энергетики и тенденции к сотрудничеству

1.2. Международные инициативы по сотрудничеству в атомной области

1.2.1. Программа «Поколение IV» (Generation IV)

1.2.2. Международная рамочная система сотрудничества в области атомной энергии (IFNEC)

1.2.3. Международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам МАГАТЭ (ИНПРО)

1.2.4. Сравнение международных инициатив

1.3. Существующие проекты и исследования в области моделирования развития ЯЭ

1.3.1. Международная оценка ядерного топливного цикла (INFCE)

1.3.2. Совместные исследования инновационных ядерных систем закрытого ЯТЦ на основе быстрых реакторов в рамках проекта МАГАТЭ ИНПРО

1.3.3. Совместное исследование МАГАТЭ в рамках проекта ИНПРО «Развитие ядерной энергетики в XXI веке: глобальные сценарии и региональные тренды»

1.3.4. Проект Red-Impact

1.3.5. Европейский план действий по делению и трансмутации для устойчивого развития ядерной энергетики (PATEROS)

1.3.6. Исследование АЯЭ ОЭСР «Усовершенствованные ЯТЦ и обращение с радиоактивными отходами»

1.3.7. Другие исследования АЯЭ ОЭСР

1.4. Выводы к Главе 1

Глава 2. Гомогенная и гетерогенная модели взаимодействия, РОСТ спроса на ядерную энергетику и инструменты моделирования

2.1. Гомогенная и гетерогенная модели

2.2. Анализ долгосрочного спроса на энерго- и электропотребление

2.3. Определение прогнозов роста спроса на ядерную энергетику для гетерогенной и гомогенной модели

2.4. Инструменты моделирования, использованные для сценарных расчетов

2.4.2. Оптимизационный подход

2.4.3. Имитационный подход

2.4.4. Аналитический подход

2.5. Информационная система, программные средства и алгоритм проведения вычислительных экспериментов

2.6. Выводы к Главе 2

Глава 3. Гомогенная модель взаимодействия

3.1. Сценарий обычного развития ВAU (Business as usual)

3.1.2. Концепции реакторов LWR и HWR

3.1.3. Описание сценарных условий анализа

3.1.4. Сенситивный анализ глобальных материальных потоков для сценария BAU

3 2 Сценарий BAU-plus с вводом усовершенствованного легководного реактора (ALWR)

3.3. Сценарий BAU-plus с FR с вводом быстрых реакторов (FR Breakeven, FR Breeder, FR High Burnup Breeder)

3.3.1. Концепции быстрых реакторов

3.4. Описание сценарных условий и результаты анализа

3.4.1. Основные характеристики и ограничительные условия сценария BAU-plus с FR

3.4.2. Материальные потоки конечной стадии ЯТЦ на основе сценарных ограничений

3.5. Сценарий BAU-plus с FR Breakeven

3.6. Сценарий BAU-plus с FR Breeder

3.7. Сценарий BAU-plus с FR High Burnup Breeder

3.8. Сенситивный анализ глобальных материальных потоков для сценария BAUcFR

3.8.1. Потери при переработке ОЯТ

3.8.2. Время, затрачиваемое на охлаждение и переработку ОЯТ

Ограничение перерабатывающих мощностей

3.8.3. Использование переработанного урана

3.9. Выводы к Главе 3

Глава 4. Гетерогенная модель взаимодействия

4.1. Описание сценарных условий

4.2. Сценарий гетерогенной модели для невзаимодействующих негеографических групп

4.2.1. Начальный этап ЯТЦ

4.2.2. Конечный этап ЯТЦ

4.3. Сценарий гетерогенной модели для взаимодействующих негеографических групп

4.3.1. Начальный этап ЯТЦ

4.3.2. Конечный этап ЯТЦ

4 А Итлтаптпл is FnoDA А ] Afi

Глава 5. Роль жидкосолевых реакторов и подкритических реакторов (электроядерных установок) для трансмутации минорных актинидов в двухкомпонентной структуре глобального ядерного топливного цикла

5.1. Концепция жидкосолевого реактора (MSR) и его основные характеристики

5.2. Концепция Европейской установки для промышленной трансмутации (ADS) и её основные характеристики

5.3. Описание сценарных условий

5.4. Масштабы аккумулирования MA в сценариях

5.5. Результаты ввода MSR и ADS в сценарий BAU-plus с FR Breakeven

5.5.1. Сценарии BAU-plus с FR Breakeven и MSR

5.5.2. Сценарии BAU-plus с FR Breakeven и ADS

5.6. Результаты ввода MSR и ADS в сценарий BAU-plus с FR Breeder

5.6.1. Сценарий BAU-plus с FR Breeder и MSR

5.6.2. Сценарии BAU-plus с FR Breeder и ADS

5.7. Результаты ввода MSR и ADS в сценарий BAU-plus с FR HB Breeder

5.7.1. Сценарий BAU-plus с FR High Burnup Breeder и MSR

5.7.2. Сценарий BAU-plus с FR High Burnup Breeder и ADS

5.8. Выводы к Главе 5

Заключение

Список основных сокращений и условных обозначений

Список основных терминов

Список использованных источников

Приложение А. Изотопные составляющие для начальных и равновесных загрузок

и выгрузок топлива из реакторов, схемы ядерного топливного цикла

Приложение В. Результаты моделирования и визуализации для гетерогенной модели

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Имитационное моделирование глобальных потоков ядерных материалов при различных вариантах использования ядерно-энергетических систем»

ВВЕДЕНИЕ

В настоящее время приобретают актуальность комплексные количественные исследования по оценке перспектив развития ядерной энергетики (ЯЭ) путем имитационного моделирования динамики развития мировой ЯЭ при различных вариантах использования как существующих, так и инновационных ядерно-энергетических систем (ИЯЭС). В последние годы в отношении к ЯЭ просматривается очевидная тенденция осознания ее значимости в качестве стабильного и эффективного энергоресурса. По данным Международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ) более тридцати стран, не имеющих ЯЭ и необходимой инфраструктуры ядерного топливного цикла (ЯТЦ), рассматривают возможность строительства атомных электростанций (АЭС).

Для современной ЯЭ характерно взаимовыгодное сотрудничество на международном рынке ядерных услуг, что было невозможно в 1960-х и 1970-х годах XX века из-за стремления ядерных держав самостоятельно развивать ядерную отрасль без взаимодействия с окружающим миром. Сложившиеся условия интеграции позволяют «странам-новичкам», решившим развивать ЯЭ, консолидировать и использовать НИОКР, знания и опыт развитых стран для эффективного включения ЯЭ в национальную структуру энергопотребления.

С целью сокращения затрат и повышения эффективности использования ресурсов атомные промышленные компании объединяют усилия на международном уровне для поиска общих решений. Принимая во внимание сложность производства оборудования для АЭС, отсутствие в развивающихся странах необходимых промышленных мощностей, инфраструктуры и кадровых ресурсов для обеспечения эффективного функционирования ЯТЦ, атомные корпорации фактически перешли на поставку атомных блоков «под ключ», взяв на себя все технические и коммерческие риски по сдаче АЭС в эксплуатацию по оговоренным ценам в обозначенный срок.

В данных условиях важную роль играет МАГАТЭ, под эгидой которого развивается глобальное использование ядерной энергии и осуществляется

содействие развивающимся странам в доступе к передовым мирным ядерным технологиям. Показательным примером глобализации ЯЭ является Китай, на территории которого будут эксплуатироваться канадские, российские, французские и американские ядерные технологии, а сам Китай, в свою очередь, оказывает помощь Пакистану и Бангладеш в разработке и развитии ядерных программ.

В среднесрочной перспективе многие государства рассчитывают использовать в своем энергетическом балансе установки ЯЭ четвертого поколения. Эти ИЯЭС в соответствии с требованиями МАГАТЭ должны будут отвечать следующим основополагающим условиям: быть ресурсообеспеченными, малоотходными и экономически эффективными; поддерживать необходимый уровень безопасности и надежности; обеспечивать устойчивость нераспространения ядерного оружия и надежную физическую защиту делящихся материалов.

Таким образом, к началу XXI века в развитии ЯЭ в мире сложилась новая геополитическая, экономическая и технологическая ситуация. Вследствие изменившейся объективной обстановки резко выросла актуальность исследования динамики развития ЯЭ как целостной мировой системы, а также выделения и исследования кластеров этой системы по характеристикам полноты ЯТЦ и технологического уровня его компонент. В этом случае задачи системного исследования сводятся к анализу взаимного влияния таких показателей, как: установленные энергетические мощности АЭС, материальные потоки ЯТЦ, защита от распространения, обращение с отработавшее ядерным топливом (ОЯТ) и радиоактивными отходами, ядерная и физическая безопасность установок. Исследование перечисленных компонент и их взаимного влияния дает возможность прогнозировать облик ЯЭ будущего.

В данной работе с помощью методов системного анализа и имитационного моделирования проведены исследования системных связей и закономерностей

функционирования ЯЭ, ориентированные на повышение эффективности использования объектов ЯЭ и ИЯЭС в рамках ЯТЦ.

Принимая во внимание, что ЯЭ является сложной технико-экономической системой, практические исследования по описанной выше актуальной проблематике не могут быть выполнены без специального научно-методического и программно-технического инструментария. Более того, этот инструментарий должен быть одобрен учеными и специалистами в области ЯЭ и, в конечном счете, признан и сертифицирован МАГАТЭ. Поэтому в данной работе автор изучил и использовал системы компьютерного моделирования, поддерживаемые и рекомендуемые МАГАТЭ (NFCSS, MESSAGE, DESAE).

Степень разработанности темы исследования. Результаты, полученные в диссертации, основаны на работах ведущих отечественных и зарубежных специалистов по направлению системного анализа и разработки имитационных моделей развивающихся систем ЯЭ для анализа вопросов топливообеспечения и нераспространения, в числе которых: В.И. Усанов, Е.В. Поплавская, Г.А. Фесенко, В.В. Кузнецов, В.Н. Лысаков, B.C. Каграманян, В.Ф. Цибульский, С.А. Субботин, А.Н. Румянцев, Д. Вилер, Б. Диксон, Г. Ван ден Ейнде, Р. Синха, Д. Карлсон, X. Хаяши, Р. Калабрезе и другие. Однако применение работ перечисленных экспертов потребовало существенной адаптации к решаемым автором задачам и их дальнейшему развитию.

К наиболее видным примерам анализа и моделирования динамики развития ЯЭ, исследования в рамках которых посвящены прогнозированию изменения материальных потоков, следует отнести следующие проекты исследований:

• Международная оценка ядерного топливного цикла (International Nuclear Fuel Cycle Evaluation - INFCE);

• Совместные исследования инновационных ядерных систем закрытого ЯТЦ на основе быстрых реакторов в рамках проекта МАГАТЭ ИНПРО;

• Совместное исследование МАГАТЭ в рамках проекта ИНПРО «Развитие ядерной энергетики в XXI веке: глобальные сценарии и региональные тренды»;

• Проект Red-Impact по изучению влияния технологий деления, переработки и трансмутации на конечное захоронение отходов;

• Европейский план действий по делению и трансмутации для устойчивого развития ЯЭ (PATEROS);

• Исследования Агентства по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития (АЯЭ ОЭСР).

Проведенный анализ перечисленных работ выявил, что основное внимание в рамках исследований уделялось либо отдельно взятым проблемам ЯТЦ (например, проблеме деления и трансмутации отходов в рамках проекта PATEROS), либо анализу и моделированию систем ЯЭ, которые основывались на географическом принципе деления стран (как, например, в рамках исследования МАГАТЭ «Развитие ядерной энергетики в XXI веке: глобальные сценарии и региональные тренды») Такой подход не учитывает влияние региональной неравномерности развития ЯЭ на итоговые результаты моделирования.

Объектом исследования данной работы является сложная развивающаяся система мировой ЯЭ, включающая в себя такие стадии ЯТЦ, как начальный этап (добыча урана, конверсия, обогащение, фабрикация топлива), эксплуатация ядерно-энергетических систем и электрогенерация, а также конечный этап (вывод из эксплуатации, обращение с РАО и ОЯТ).

Предмет исследования - глобальные потоки ядерных материалов при различных вариантах использования ядерно-энергетических систем в зависимости от вида ЯТЦ и реакторного парка.

Методы исследования - системный и сенситивный анализ, а также имитационное моделирование с использование информационных систем МАГАТЭ и верифицированных средств анализа и обработки информации.

Целью работы является моделирование и анализ материальных потоков открытого и замкнутого ЯТЦ (на основе быстрых реакторов), определение потенциальной роли в двухкомпонентной структуре ЯЭ таких ИЯЭС, как жидкосолевые реакторы и подкритические электроядерные установки,

направленные на трансмутацию минорных актинидов, а также исследование системных связей и закономерностей функционирования ЯЭ, ориентированное на повышение эффективности использования энергоресурсов с применением современных методов обработки информации.

Исходя из цели, задачами исследования стали:

• определение спроса на ЯЭ в XXI веке;

• разработка имитационных моделей и сценарных схем развития ЯЭ с учетом освоения ИЯЭС в соответствии с негеографическим принципом;

• разработка алгоритма проведения вычислительных экспериментов, оптимизации распределения установленных мощностей ядерно-энергетических систем и визуализации полученных результатов;

• расчет с помощью верифицированных программных средств, анализ и сопоставление материальных потоков в рамках ЯТЦ в соответствии с определенными показателями и критерием эффективности развития ЯЭ.

Научная новизна работы:

• разработаны оригинальные гомогенные и гетерогенные имитационные модели для вариантного анализа развития ЯЭ при реализации существующих и будущих проектов на основе ИЯЭС;

• созданы и описаны сценарные схемы передвижения глобальных материальных потоков в ЯТЦ в среде моделирующих инструментов энергетического планирования МАГАТЭ (NFCSS, DESAE и MESSAGE), подробно отражающие структуру и организацию ЯТЦ, а также позволяющие их пополнение дополнительными элементами;

• проведены вычислительные эксперименты на основе разработанного алгоритма с использованием гомогенных и гетерогенных моделей и сценарных схем, а также определены значения характеристик материальных потоков и оптимизированы необходимые мощности предприятий ЯТЦ в различных структурах ЯЭ на глобальном уровне;

• проведен сенситивный анализ с целью определения чувствительности основных показателей модели к изменению параметров моделирования и сценарных условий;

• количественно охарактеризованы на основании критерия эффективности потребности ЯЭ в природном уране в зависимости от выбранного сценария, а также определена потенциальная роль жидкосолевых реакторов и подкритических электроядерных установок в двухкомпонентной структуре ЯЭ.

Практическая значимость работы заключается в следующем:

• результаты работы включены в официальные технические документы МАГАТЭ высокого уровня (IAEA Nuclear Energy Series), а также использованы для оптимизации и совершенствования моделирующих инструментов энергетического планирования NFCSS, DESAE и MESSAGE;

• разработанные модели учитывают характеристики инновационных ядерных установок, которые фактически разрабатываются или разработаны в различных странах, что позволяет повысить эффективность и точность прогнозов развития ЯЭ в национальном, региональном и глобальном масштабах;

• результаты моделирования позволяют оценить потенциальную роль, эффективность и влияние инновационных иностранных и российских технологий на развитие ЯЭ в мире (в частности, таких как прототип демонстрационного российского реактора БН-800, прототип индийского реактора PFBR, прототип японского коммерческого быстрого реактора);

• полученные результаты могут быть использованы для обоснования позиции России в международных проектах по поиску и реализации стратегий развития ЯЭ, обеспечивающих эффективность по всему спектру системных факторов, а также в аналитических и прогнозных исследованиях при обосновании среднесрочных и перспективных прогнозов развития атомного энергопромышленного комплекса;

• полученный в работе опыт моделирования может быть использован для совершенствования образовательного процесса при подготовке специалистов в области системного анализа.

• результаты работы внедрены и использованы (Акты о внедрении МАГАТЭ от 22.03.2013 и Госкорпорации «Росатом» от 15.03.2013) в Международном проекте МАГАТЭ по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам и в Департаменте международного сотрудничества Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом».

Информационной базой исследования послужили:

• аналитические, статистические материалы и базы данных по энергетическим реакторам и технологиям ЯТЦ авторитетных международных организаций: МАГАТЭ, АЯЭ ОЭСР, Всемирная ядерная ассоциация, Международное энергетическое агентство;

• данные национальных министерств и ведомств, ответственных за развитие ЯЭ: Госкорпорация «Росатом», Комиссия по ядерному регулированию США, Департамент энергетики США, Комиссариат по атомной энергии Франции, Японское агентство по атомной энергии;

• отчеты российских и зарубежных научно-исследовательских институтов, занимающихся вопросами развития ЯЭ: РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП «ГНЦ РФ - ФЭИ», ОАО «ГНЦ НИИАР», Центр атомных исследований им. Индиры Ганди, Национальная лаборатория Айдахо и др.

На защиту выносятся:

• имитационные гомогенные и гетерогенные модели развития ЯЭ, построенные в соответствии с негеографическим принципом на основе внедрения и освоения ИЯЭС;

• алгоритм проведения вычислительных экспериментов и оптимизации распределения ядерно-энергетических мощностей;

• сценарные схемы передвижения материальных потоков ЯТЦ, разработанные в среде инструментов энергетического планирования NFCSS, DESAE и MESSAGE, одобренных и сертифицированных МАГАТЭ;

• результаты вычислительных экспериментов открытых и замкнутых ЯТЦ в соответствии с введенными показателями развития ЯЭ и критерием эффективности;

• результаты изучения потенциальной роли таких ИЯЭС, как реакторы на быстрых нейтронах, жидкосолевые реакторы и подкритические электроядерные установки с точки зрения повышения эффективности функционирования ЯЭ.

Личный вклад соискателя:

• разработан алгоритм проведения вычислительных экспериментов и оптимизации распределения ядерно-энергетических мощностей по реакторным технологиям в зависимости от заданных условий;

• разработаны имитационные модели и сценарные схемы развития ЯЭ в соответствии с негеографическим принципом на основе внедрения и освоения ИЯЭС, реализованные в среде моделирующих инструментов энергетического планирования NFCSS, DESAE и MESSAGE;

• проведены обширные вычислительные эксперименты для определения значения характеристик материальных потоков и необходимых мощностей предприятий ЯТЦ в различных структурах ЯЭ;

• проведены оптимизация и количественный сравнительный анализ вариантов развития ЯЭ в рамках глобальных гомогенных и гетерогенных моделей, а также осуществлен сенситивный анализ показателей развития ЯЭ;

• рассчитаны потребности ЯЭ в ресурсах (природный уран, мощности обогащения и переработки) и определена потенциальная роль жидкосолевых реакторов и подкритических электроядерных установок в двухкомпонентной структуре ЯЭ в качестве ИЯЭС по трансмутации минорных актинидов;

• визуализированы с помощью компьютерных методов обработки информации все числовые результаты, полученные в рамках моделирования.

Достоверность и адекватность результатов работы подтверждена:

• использованием информационных систем МАГАТЭ, включая базы данных и сертифицированные инструментальные программно-технические средства энергетического планирования (NFCSS, DESAE и MESSAGE);

• использованием в качестве исходных данных для моделирования официальных аналитических и статистических материалов авторитетных международных, национальных и исследовательских организаций;

• сопоставлением и согласованностью результатов моделирования с ранее опубликованными материалами в научных изданиях;

• апробацией результатов на международных технических совещаниях и семинарах МАГАТЭ и их публикацией в официальных технических документах МАГАТЭ высокого уровня.

Результаты работы доложены и одобрены на трех международных технических совещаниях МАГАТЭ:

• совещание Международного проекта МАГАТЭ по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО) (Вена, Австрия, 2010);

• совещание МАГАТЭ «Совершенствование программного кода NFCSS» (Вена, Австрия, 2010);

• совещание МАГАТЭ «Глобальная архитектура инновационных ядерных систем на основе тепловых и быстрых реакторов с использованием замкнутого ЯТЦ» (Кадараш, Франция, 2010).

Результаты работы неоднократно докладывались на Научной сессии МИФИ (2008, 2009, 2012, 2013 годов) и на научных семинарах кафедры «Анализ конкурентных систем» НИЯУ МИФИ.

Основные научные положения диссертации представлены в 15 работах, в том числе:

• 3 статьи в научных рецензируемых журналах, рекомендованных ВАК Минобрнауки России;

• 2 официальных технических отчета МАГАТЭ высокого уровня;

• 3 доклада на международных технических совещаниях МАГАТЭ;

• 6 статей в сборниках научных трудов Научной сессии МИФИ;

• 1 научный отчет кафедры «Анализ конкурентных систем» НИЯУ МИФИ.

Диссертация состоит из введения, пяти глав основного текста, заключения и библиографического списка, включающего в себя 122 наименования (из них 15 наименований - работы автора). Работа изложена на 195 страницах с 102 иллюстрациями, 18 таблицами, приложениями на 39 страницах и копиями двух актов о внедрении на 2 страницах.

ГЛАВА 1. ОБЗОР СОСТОЯНИЯ ГЛОБАЛЬНОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И ПРОВОДИМЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ В ОБЛАСТИ ЕЁ МОДЕЛИРОВАНИЯ

1.1. Обзор состояния ядерной энергетики и тенденции к сотрудничеству

В основе ядерных технологий лежат цепные ядерные реакции деления атомов определенных элементов. Ядерные технологии разрабатывались в 1940-х годах и, в первую очередь, были направлены на создание бомбы, принцип действия которой основан на делении атомов либо урана (И), либо плутония (Ри).

В 1950-х годах направление исследований было изменено в пользу мирного использования ядерных технологий. На сегодняшний день за счет ЯЭ производится столько же электричества, сколько в 1960 году было произведено за счет всех энергоисточников. Опыт использования гражданской ЯЭ сегодня насчитывает более 14000 реакторо-лет, а на её долю приходится примерно 15% всего энергообеспечения мира.

Во многих странах были построены исследовательские реакторы для использования потоков нейтронов в научных целях, а также с целью производства изотопов для медицинских и промышленных учреждений.

Атомные реакторы уже более пяти десятилетий используются в морском судоходстве, обеспечивая энергией подводные лодки и большие надводные корабли. На более чем 150 судах используется порядка 220 атомных реакторов, а опыт использования ЯЭ в судоходстве составляет более 12000 реакторо-лет [1].

Строительство первого поколения атомных станций было обусловлено необходимостью уменьшить загрязненность воздуха в городах, которая возникала из-за работы угольных ТЭЦ. Также атомная энергетика рассматривалась в качестве экономичного источника электричества для покрытия базисной нагрузки. Но с течением времени появились и другие причины необходимости увеличения использования ЯЭ.

По оценкам экспертов, глобальный рост населения вместе с промышленным развитием приведут к удвоению потребления электричества к 2030 году [2]. Помимо ввода дополнительных новых установок возникнет необходимость

замены значительного числа генерирующих мощностей в мире. Нехватка пресной воды потребует строительства большого количества опреснительных установок. Использование электромобилей увеличит ночное энергопотребление, что неизбежно приведет к увеличению базисных нагрузок. В более далекой перспективе наработка водорода в качестве топлива для транспортных средств также потребует большого расхода электричества и высоких температур нагревания. Все эти потенциальные проблемы делают ЯЭ весьма привлекательным источником не только электроэнергии, но и пресной воды и водорода.

Осознание опасности и возможных последствий глобального потепления, а также изменения климата привело законодателей, общественность и СМИ к пониманию необходимости сокращения ТЭЦ на ископаемом топливе. Единственным крупномасштабным источником электроэнергии, который может стать альтернативой ТЭЦ, на сегодняшний день является атомная энергетика, способная бесперебойно и эффективно обеспечивать базисные нагрузки, не нанося при этом существенного вреда окружающей среде.

Важным аспектом развития электроэнергетики является безопасность поставок, которая сейчас сильно зависит от бесперебойности добычи, переработки и транспортировки нефти и газа. Обилие доступного урана и количество вырабатываемой из него электроэнергии являются важными преимуществами ЯЭ с точки зрения энергетической безопасности.

Повышение цен на ископаемое топливо сделало ЯЭ конкурентоспособной с экономической точки зрения. Переход на серийное производство атомных блоков еще больше снизит затраты на строительство, и, как следствие, и себестоимость производимой электроэнергии. Также возможный ввод квот на выбросы парниковых газов, активно обсуждаемый правительствами многих стран, делает ЯЭ еще более экономически привлекательной.

Главными преимуществами ЯЭ по сравнению с другими способами выработки электроэнергии являются:

• низкие и устойчивые (по отношению к стоимости топлива) цены на электроэнергию;

• минимальное воздействие на экологическую среду.

В последние годы происходит существенное повышение цен на нефть. Это, в свою очередь, вызывает рост цен на электроэнергию, вырабатываемую ТЭЦ с использованием органического топлива.

По оценкам Организации по экономическому сотрудничеству и развитию (ОЭСР), атомная электроэнергия заметно дешевле электроэнергии, выработанной на нефти, а также на угле и газе при высоких затратах на их добычу и транспортировку [3]. При низких затратах на добычу и транспортировку органического топлива цена электроэнергии, выработанной на органическом и ядерном топливе, сопоставима. Сравнение себестоимости электроэнергии, производимой с использованием различных видов топлива, представлено на рисунке 1.1.

8 -

7 -

и

ч -

У 6 -

(-

ш г-

5 -

4

5 2 -

ГТ

1 -

О ■

Рисунок 1.1 - Себестоимость электроэнергии, производимой с использованием

различных видов топлива [3]

Опубликованные в 2005 г. оценки ОЭСР показали, что стоимость произведенного на новых АЭС электричества составит от 2,1 до 3,1 цента за кВт-час (при учетной ставке 5%), в то время как стоимость электричества, произведенного работающими на газе электростанциями, от 3,7 до 6,0 цента за кВт-час.

Инвестиции

I-

Нефть Нефть Газ Газ Уголь Уголь Атомная

по по по по по по энергия

высокой низкой высокой низкой высокой низкой

цене цене цене цене цене цене

Важнейшим преимуществом ядерной энергетики является стабильность цен на электроэнергию в течение длительного периода времени. Как показано на рисунке 1.1, структура затрат на производство электроэнергии в ЯЭ существенно отличается от структуры формирования цен в других видах энергетики. Это связано с тем, что себестоимость атомной электроэнергии определяется в основном капитальными вложениями в строительство АЭС, а не топливными затратами, в отличие от нефти, газа и угля. Топливная составляющая в общей стоимости электроэнергии, вырабатываемой АЭС - не более 25%, а для ТЭЦ, работающих на органическом топливе, на уровне 50-80 %. Данное обстоятельство приводит к высокой устойчивости цены на атомную электроэнергию по отношению к колебаниям цены на топливо.

На рисунке 1.2 проиллюстрированы последствия двукратного увеличения стоимости топлива (газ, уголь, уран) для себестоимости электроэнергии, вырабатываемой на этих энергоисточниках: возрастание топливной составляющей приводит к увеличению себестоимости электроэнергии на АЭС на 9%, на угольных ТЭЦ - на 31%, на газовых - на 66%.

Рисунок 1.2 - Зависимость себестоимости вырабатываемой электроэнергии от

стоимости используемого топлива [3]

Таким образом, роль ЯЭ как альтернативного варианта использованию ископаемого топлива в настоящее время существенно возрастает. Что касается промышленного применения возобновляемых природных источников энергии (солнечной, ветровой, приливной и др.), то при их главных преимуществах -доступности и относительно широкой распространенности - основная проблема

их использования для производства электроэнергии состоит в нестабильности и непредсказуемости.

На сегодняшний день в 56 странах используются более 250 гражданских исследовательских реакторов, а в 30 странах работают около 440 коммерческих атомных реакторов с общей установленной мощностью более 377 ГВт. Это в три раза больше, чем общая установленная мощность всех энергоисточников во Франции или Германии. Сейчас на стадии строительства находится порядка 60 реакторов, что составляет 17% от существующих атомных мощностей, и на ближайшее будущее утверждены проекты строительства ещё более 150 реакторов, что эквивалентно 46% современных атомных мощностей [1].

На настоящий момент в 15 странах мира на долю ЯЭ приходится более Ул всех генерирующих мощностей. Во Франции эта доля составляет %, в Бельгии, Венгрии, Словакии, Словении, Южной Корее, Швеции, Швейцарии и Украине -Уз или более, в Японии, Германии и Финляндии - более Ул, а в США - порядка V5

[4].

Генеральный директор МАГАТЭ Ю.Амано в отчете Агентства за 2011 год отметил, что, несмотря на понижение прогноза темпов развития мировой ядерной энергетики в связи с аварией на АЭС «Фукусима-I», большая часть прироста ядерной генерации придется на страны, где уже используется ядерная энергетика, в особенности в Азии. При этом Китай и Индия останутся главными центрами развития ядерной энергетики: их ядерные генерирующие мощности после периода временного снижения темпов развития к 2030 году вырастут до уровня, запланированного до аварии на АЭС «Фукусима-1» [5]. Предполагается, что в 2020 году общее количество установленных мощностей (в зависимости от рассматриваемого прогноза) составит 429-525 Гвт, к 2030 году - 501-746 ГВт, к 2050 году - 560-1228 ГВт [6].

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Уланов, Дмитрий Валерьевич, 2013 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ источников

1. Nuclear Power in the World Today [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://www.world-nuclear.org/info/inf01.html (дата обращения: 01.10.2012).

2. World Energy Outlook [Electronic resource] / International Energy Agency. [France, Paris, 2009]. URL: http://www.worldenergyoutlook.org/ (дата обращения: 01.10.2012).

3. Projected Costs of Generating Electricity 2005 [Text] / Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency. - Paris: OECD Publishing, 2005. - ISBN 9789264008274.

4. Nuclear share figures [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/nshare.html (дата обращения: 01.10.2012).

5. Nuclear Technology Review 2011 [Text] / International Atomic Energy Agency. - IAEA/NTR/2011. - Vienna: IAEA, 2011.

6. Energy, Electricity and Nuclear Power Estimates for the Period Up to 2050 [Text] / International Atomic Energy Agency. - IAEA-RDS-1/31. - Vienna: IAEA, 2011.-ISBN 978-92-0-108010-3.

7. Technology Roadmap. Nuclear Energy [Electronic resource] / Nuclear Energy Agency Organisation for Economic Co-operation and Development, International Energy Agency. [France, Paris, 2010]. URL: http://www.oecd-nea.org/ndd/reports/2010/nea6962-nuclear-roadmap.pdf (дата обращения: 01.10.2012).

8. Plans For New Reactors Worldwide [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/infl7.html (дата обращения: 01.10.2012).

9. Power Reactor Information System (PRIS) [Electronic resource] / Vienna: International Atomic Energy Agency. [Austria, Vienna, 2012]. URL: http://www.iaea.org/programmes/a2/ (дата обращения: 01.10.2012).

10. The Nuclear Renaissance [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http ^/world-nuclear, org/info/infl 04.html (дата обращения: 01.10.2012).

11. Nuclear Power in the USA [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf41.html (дата обращения: 01.10.2012).

12. Nuclear Power in Canada [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf49a_Nuclear_Power_in_Canada.html (дата обращения: 01.10.2012).

13. Nuclear Power in Finland [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf76.html (дата обращения: 01.10.2012).

14. Nuclear Power in France [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf40.html (дата обращения: 01.10.2012).

15. Nuclear Power in the United Kingdom [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf84.html (дата обращения: 01.10.2012).

16. Nuclear Power in Romania [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf40.html (дата обращения: 01.10.2012).

17. Nuclear Power in Slovakia [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf91.html (дата обращения: 01.10.2012).

18. Nuclear Power in Bulgaria [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf87.html (дата обращения: 01.10.2012).

19. Nuclear Power in Poland [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/infl32_poland.html (дата обращения: 01.10.2012).

20. Nuclear Power in Russia [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf45.html (дата обращения: 01.10.2012).

21. Nuclear Power in South Korea [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf81.html (дата обращения: 01.10.2012).

22. Nuclear Power in Japan [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http ^/world-nuclear. org/info/inf79. html (дата обращения: 01.10.2012).

23. Nuclear Power in China [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http ^/world-nuclear. org/info/inf63.html (дата обращения: 01.10.2012).

24. Nuclear Power in India [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/inf53.html (дата обращения: 01.10.2012).

25. Nuclear Power in Pakistan [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/infl08.html (дата обращения: 01.10.2012).

26. Nuclear Power in Kazakhstan [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/infB9.html (дата обращения: 01.10.2012).

27. Nuclear Power in Iran [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http ^/world-nuclear. org/info/infl 19_nucleariran.html (дата обращения: 01.10.2012).

28. Nuclear Power in UAE [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http^/world-nuclear. org/info/UAE_nuclear_power_infl23.html (дата обращения: 01.10.2012).

29. Nuclear Power in Turkey [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http ^/world-nuclear. org/info/inf89.html (дата обращения: 01.10.2012).

30. Emerging Nuclear Energy Countries [Electronic resource] / World Nuclear Association [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/infl02.html (дата обращения: 01.10.2012).

31. Milestones in the Development of a National Infrastructure for Nuclear Power [Text] / International Atomic energy agency. - IAEA-NG-G-3.1. - Vienna: IAEA, 2007. - ISBN 978-92-0-107707-3.

32. Уланов, Д.В. Альянсы японских атомно-промышленных корпораций как инструмент выхода на международные рынки ядерных услуг [Текст] / Д.В. Уланов, JI.B. Проничева // Научная сессия МИФИ. - 2008. - Т. 15 Международное научно-технологическое сотрудничество. - С. 45-47.

33. Уланов, Д.В. Перспективы сотрудничества Российской Федерации и Японии в области мирного использования атома [Текст] / Д.В. Уланов, JI.B. Проничева // Научная сессия МИФИ. - 2009. - Т.З Нанофизика и нанотехнологии. -С. 241.

34. Уланов, Д.В. Анализ ядерной энергетики Японии и перспектив выхода японских атомно-промышленных корпораций на международные рынки ядерных услуг [Текст] / Д.В. Уланов, Б.Н. Оныкий, JI.B. Проничева // Научный отчет кафедры «Анализ конкурентных систем» НИЯУ МИФИ. - М.: МИФИ, 2008.

35. Origins of the GIF [Electronic resource] / Generation IV International Forum. [France Paris, 2012]. URL: http://www.gen-4.org/GIF/About/origins.htm (дата обращения: 01.10.2012).

36. GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems [Text] / Generation IV International Forum. - Paris: Generation IV International Forum, 2009.

38. International Framework for Nuclear Energy Cooperation (formerly Global Nuclear Energy Partnership) [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL: http://world-nuclear.org/info/infll7_gnep.html (дата обращения: 01.10.2012).

39. US GNEP programme dead, DOE confirms [Electronic resource] / Nuclear Engineering International. [United Kingdom, Sidcup Kent, 2009]. http://www.neimagazine.com/story.asp?storyCode=2052719 (дата обращения: 01.10.2012).

40. Fatal blow to GNEP [Electronic resource] / World Nuclear News. [United Kingdom, London, 2009]. URL: http://www.world-nuclear-news.org/NP-DoE_cancels_GNEP_EIS-2906095.html (дата обращения: 01.10.2012).

41. GAO: Death of Yucca Mountain Caused by Political Maneuvering [Electronic resource] / The New York Times Company. [USA, New York, 2011]. URL: http://www.nytimes.com/gwire/2011/05/10/1 Ogreenwire-gao-death-of-yucca-mountain-caused-by-politica-36298.html?pagewanted=all (дата обращения: 01.10.2012).

42. Steering Group Action Plan [Electronic resource] / International Framework for Nuclear Energy Cooperation. [USA, Washington DC, 2010]. http://www.ifnec.org/docs/ACTIONPLAN_201 lJune.pdf (дата обращения: 01.10.2012).

43. New name and mission for [Electronic resource] / World Nuclear News. [United Kingdom, London, 2009]. URL: http://www.world-nuclear-news.org/NP-New_name_and_mission_for_GNEP-2106108.html (дата обращения: 01.10.2012).

44. Strengthening the Agency's Activities Related to Nuclear Science, Technology and Applications [Text] / International Atomic Energy Agency General Conference. -GC(44)/RES/21. - Vienna: IAEA, 2000.

45. President of the Russian Federation Vladimir V. Putin. Address to the Millennium Summit [Electronic resource] / Permanent Mission of the Russian

Federation to the United Nations. [USA, New York, 2000]. URL: http://www.un.org./millennium/webcast/statements/russia.htm (дата обращения: 01.10.2012).

46. International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO) 2010 Progress Report [Text] / International Atomic Energy Agency. - Vienna: IAEA, 2011.

47. About INPRO [Electronic resource] / International Atomic. Energy Agency. [Austria, Vienna, 2012]. URL: http://www.iaea.org/INPRO/about.html (дата обращения: 01.10.2012).

48. Methodology for the Assessment of Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles Report of Phase IB (first part) of the International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO) [Text] / International Atomic Energy Agency. -IAEA-TECDOC-1434. - Vienna: IAEA, 2004. - ISBN 92-0-116304-5.

49. Заявление по мирному использованию атомной энергии [Электронный ресурс] // Президент Российской Федерации: [сайт]. [2006]. URL: http://archive.kremlin.ru/appears/2006/01/25/1624_type63374_100662.shtml (дата обращения: 01.10.2012).

50. Frequently asked questions [Electronic resource] / Generation IV International Forum. [France Paris, 2012]. URL: http://www.gen-4.org/GIF/About/faq/faq-interactionl.htm (дата обращения: 01.10.2012).

51. St Petersburg Plan of Action on Global Energy Security [Electronic resource] / G8 Summit Documents. [Russia, St Petersburg, 2006]. URL: http://www.g8.utoronto.ca/summit/2006stpetersburg/energy.html#plan (дата обращения: 01.10.2012).

52. INFCE Summary Volume [Text] / International Atomic Energy Agency. - Vol. 9.-Vienna: IAEA, 1980.

53. Joint Study: Assessment of Nuclear Energy Systems Based on a Closed Nuclear Fuel Cycle with Fast Reactors (CNFC-FR) [Text] / International Atomic Energy Agency. - IAEA-TECDOC-1639. - Vienna: IAEA, 2009. - ISBN 978-92-0-101410-8.

54. Nuclear Energy Development in the 21st Century: Global Scenarios and Regional Trends [Text] / International Atomic Energy Agency. - Nuclear Energy Series NP-T-1.8. - Vienna: IAEA, 2010. - ISBN 978-92-0-109210-6.

55. Marivoet, J. RED-IMPACT - Impact of partitioning, transmutation and waste reduction technologies on the final nuclear waste disposal [Text] / J. Marivoet; Forschungszentrums Jülich GmbH. - Germany: Forschungszentrums Jülich GmbH, 2008. - ISBN 978-3-89336-538-8.

56. PATEROS P&T Roadmap Proposal for Advanced Fuel Cycles Leading to a Sustainable Nuclear Energy [Electronic resource] / Sixth Framework Programme «Research and Training on Nuclear Energy». [2008]. URL: http://www.sckcen.be/pateros/deliverables/view.aspx (дата обращения: 01.10.2012).

57. Advanced Nuclear Fuel Cycles and Radioactive Waste Management [Text] / Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency. -Paris: OECD Publishing, 2006. - ISBN 9789264024854.

58. Nuclear Fuel Cycle Transition Scenario Studies Status Report [Text] / Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency. -Paris: OECD Publishing, 2009. - ISBN 978-92-64-99068-5.

59. Strategic and Policy Issues Raised by Transition from Thermal to Fast reactors [Text] / Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency. - Paris: OECD Publishing, 2009. - ISBN 9789264060654.

60. Trends in the Nuclear Fuel Cycle. Economic, Environmental and Social Aspects [Text] / Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency. - Paris: OECD Publishing, 2002. - ISBN 9789264196643.

61. Уланов, Д.В. Гомогенная модель взаимодействия при моделировании развития ЯТЦ [Текст] / Д.В. Уланов, Б.Н. Оныкий // Научная сессия МИФИ. -2012. - Т.З Экономические и правовые проблемы инновационного развития атомной отрасли. - С. 14.

62. Уланов, Д.В. Гетерогенная модель взаимодействия при моделировании развития ЯТЦ [Текст] / Д.В. Уланов, Б.Н. Оныкий // Научная сессия МИФИ. -

63. IPCC Special Report on Emissions Scenarios [Text] / Intergovernmental Panel on Climate Change. - Cambridge: Cambridge University Press, 2000. - ISBN 0-52180081-1.

64. Global Energy Perspectives to 2050 and Beyond [Electronic resource] / London: International Institute for Applied System Analysis, World Energy Council. [1998]. URL: http://www.iiasa.ac.at/cgi-bin/ecs/book_dyn/bookcnt.py (дата обращения: 01.10.2012).

65. Energy Technology Perspectives 2006 [Text] / International Energy Agency. -Paris: Stedi Media, 2006. - ISBN 92-64-10982-X.

66. Energy Technology Perspectives 2008: Scenarios and Strategies to 2050 [Text] / International Energy Agency. - Paris: Stedi Media, 2008. - ISBN 978-92-64-04142-4.

67. International Energy Outlook 2008 [Electronic resource] / Energy Information Administration. [USA, Washington DC, 2008]. URL: http://www.eia.doe.gov/oiaf7ieo/pdf/0484(2008).pdf (дата обращения: 01.10.2012).

68. Hanaoka, Т. Greenhouse Gas Emissions Scenarios Database and Regional Mitigation Analysis: CGER-REPORT [Text] / T. Hanaoka, M. Kainuma, K. Oka, H. Ishii. - CGER-D038-2006. - Japan: National Institute for Environmental Studies, 2006.

69. Usanov, V. Progress and interim results of the IN PRO Joint study on assessment of innovative nuclear systems based on closed nuclear fuel cycle with fast reactors [Text] / V. Usanov, B. Raj, A. Vasile // GLOBAL 2007 Advanced Fuel Cycles and Systems. - USA, Idaho, Boise, September 2007.

70. Assessment of Nuclear Energy Systems Based on a Closed Nuclear Fuel Cycle with Fast Reactors [Text] / International Atomic Energy Agency. - IAEA-TECDOC-1639. - Vienna: IAEA, 2010. - ISBN 978-92-0-101410-8.

71. WNA Nuclear Century Outlook [Electronic resource] / World Nuclear Association. [United Kingdom, London, City of Westminster, 2012]. URL:

72. Андрианов, А.А. Современные инструментальные средства прогнозирования развития ядерной энергетики [Текст] / А. Андрианов, Г.А. Фесенко. - Обнинск: Обнинский государственный технический университет атомной энергетики, 2009.

73. Guidance for the Application of an Assessment Methodology for Innovative Nuclear Energy Systems. INPRO Manual Environment [Text] / International Atomic Energy Agency. - IAEA-TECDOC-1575. - Vienna, Austria, November 2008. - ISBN 978-92-0-100509-0.

74. Van Den Durpel, L. DANESS - Dynamic Analysis of Nuclear Energy System Strategies [Text] / L. Van Den Durpel, A. Yacout, D. Wade, H. Khalil // Global 2003. -USA, New Orleans, November 2003.

75. Boucher, L. COSI - A Simulation Software for a Pool of Reactors and Fuel Cycle Plants [Text] / L. Boucher, J.P. Grouiller // International conference ICONE-13. -China, Beijing, May 2005.

76. Schneider, E. NFCSim: A Dynamic Fuel Burn-up and Fuel Cycle Simulation Tool [Text] / E. Schneider, C. Bathke, M. James // American Nuclear Society, Nuclear Technology. -2005. - Vol. 151, No. 1 - P. 35-50.

77. Millington D. OSIRIS: An Object Oriented Software Tool for Modelling the Logistics, Economics and Environmental Impact of the Nuclear Fuel Cycle [Text] / D. Millington // Mathematics and Computation 2003. - France, Avignon, September 2003.

78. Small, J.S. Repository performance assessment and advanced fuel cycle models for input to decision making of options for nuclear waste and resource management (ORION) [Text] / J.S. Small, C.H. Zimmermann, D.R. Parker, C. Robbins // Material Research Society Symposium Proceedings. - 2006. - Vol. 932 - P. 102.

79. A. Yacout. DYMOND - Scenarios for the Expanded Use of Nuclear Energy [Text] / A. Yacout, L. Van Den Durpel, D. Wade, P. Finck // International conference ICAPP 2004. - USA, Pittsburgh, June 2004.

80. Pasamehmetoglu, К. SINEMA - Simulation Institute for Nuclear Energy Modeling & Analysis [Text] / K. Pasamehmetoglu // Workshop Role of Simulation for the Nuclear Fuel Cycle, MIT. - USA, Boston, October 2004.

81. Кочетков, A. JI.. Компьютерный код CANFU. Разработка программного обеспечения для системного анализа топливных циклов ядерной энергетики [Текст] / А.Л. Кочетков, С.В. Югай. - Обнинск: Физико-энергетический институт, 1997.

82. Молоканов, Н.А. «DENEM» имитационно-динамическая модель развития ядерной энергетики России [Текст] / Н.А. Молоканов, Д.А. Толстоухов // Международная молодежная научная конференция Полярное сияние. - СПб., 2007.

83. Spent Fuel Reprocessing Options [Text] / International Atomic Energy Agency. - IAEA-TECDOC-1587. - Vienna: IAEA, 2008. - ISBN 978-92-0-103808-1.

84. Муравьев, E. Генератор системных моделей УСМ-1 [Текст]/ Е. Муравьев -М.: НИКИЭТ, 2008.

85. Клименко, А.В. Компьютерный комплекс оптимизационных программ (код) «TOBAS» [Текст] / А.В. Клименко // Вопросы атомной науки и техники. -2005. - № 3. - С. 51-56.

86. Мигров, Ю.А. КОРСАР - теплогидравлический расчетный код нового поколения для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР [Текст] / Ю.А. Мигров, С.Н. Волкова, Ю.В. Юдов // Теплоэнергетика. - 2006. - №1 - С. 43-47.

87. MESSAGE - Model for Energy Supply Strategy Alternatives and their General Environmental Impact [Electronic resource] / International Institute for Applied Systems Analysis. [Austria, Laxenburg, 2012]. URL: http://www.iiasa.ac.at/Research/ENE/model/message.html (дата обращения: 01.10.2012).

88. Messner, S. User's guide for MESSAGE III [Text] / S. Messner, M. Strubegger // International Institute for Applied System Analysis. - Laxenburg: IIASA, 1995.

89. Tsibulskiy, V. DESAE (Dynamic Energy System - Atomic Energy) Integrated Computer Model for Performing Global Analysis in INPRO Assessment Studies [Text] / V. Tsibulskiy, S. Subbotin, M. Khoroshev, F. Depisch // International conference ICONE-14. - USA, Miami, 2006.

90. Andrianova, E.A. The DESAE Software is Used for System Researches of Nuclear Energy Development [Text] / E.A. Andrianova, V.D. Davidenko, V.F. Tsibulsky // Atomnaya Energiya. - 2008. - № 105 (6) - P. 303-307.

91. Nuclear Fuel Cycle Simulation System (VISTA) [Text] / International Atomic Energy Agency. - IAEA-TECDOC-1535. - Vienna: IAEA, 2007. - ISBN 92-01158068.

92. Nuclear Fuel Cycle Information System [Text] / International Atomic Energy Agency. -1AEA-TECDOC-1613. - Vienna: IAEA, 2009. - ISBN 978-92-0-1021090.

93. Ulanov, D. Evaluation, Recommendations and Comments on use of Nuclear Fuel Cycle Simulation System for calculating INPRO GAINS Scenarios [Text] / D. Ulanov, G. Fesenko // IAEA Technical meeting on NFCSS. - Austria, Vienna, October 2010.

94. IAEA Tools and Methodologies for Energy System Planning and Nuclear Energy System Assessment [Text] / International Atomic Energy Agency. - Vienna: IAEA, 2009.

95. Уланов, Д.В. Имитационное моделирование открытых и замкнутых ядерных топливных циклов с использованием сертифицированных программно-инструментальных средств МАГАТЭ [Текст] / Д.В. Уланов // Естественные и технические науки. - 2012. - №6. - С. 453-455.

96. Уланов, Д.В. Имитационное моделирование глобальных потоков ядерных материалов при различных вариантах использования ядерно-энергетических систем [Текст] / Д.В. Уланов // Научная сессия МИФИ. - 2013. - Т.З Экономические и правовые проблемы инновационного развития атомной отрасли. -С. 39.

97. Framework for Assessing Dynamic Nuclear Energy Systems for Sustainability [Text] / International Atomic Energy Agency. - Nuclear Energy Series. - Vienna: IAEA, 2012.

98. CANTEACH - comprehensive public domain educational and reference library on CANDU technology [Electronic resource] / CANDU Owners Group Inc. [Canada, Toronto, 2011]. URL: https://canteach.candu.org/Pages/ContentSystem.aspx (дата обращения: 01.10.2012).

99. Уланов, Д.В. Сенситивный анализ материальных потоков ЯТЦ с использованием программного комплекса энергетического планирования NFCSS и MESSAGE [Текст] / Д.В. Уланов, Б.Н. Оныкий // Научная сессия МИФИ. - 2012. - Т.З Экономические и правовые проблемы инновационного развития атомной отрасли. - С. 16.

100. IAEA Advanced Reactors Information System (ARIS) [Electronic resource] / International Atomic Energy Agency. [Austria, Vienna, 2012]. URL: http://aris.iaea.org/ARIS/aris.cgi (дата обращения: 01.10.2012).

101. Uranium 2009: Resources, Production and Demand [Text] / Organisation for Economic Co-operation and Development Nuclear Energy Agency, International Atomic Energy Agency. - Paris: OECD Publishing, 2009. - ISBN 9264047891.

102. IAEA Fast Reactor Database [Electronic resource] / International Atomic Energy Agency. [Austria, Vienna, 2012]= UR.L: http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/frdb/ (дата обращения: 01.10.2012).

103. BN-800 NPP [Text] / Joint Stock Company St. Petersburg Research and Design Institute ATOMENERGOPROEKT. - St. Petersburg: JSC SPbAEP, 2011.

104. Raghupathy, S. Design of 500 MWe Prototype Fast Breeder Reactor [Text] / S. Raghupathy, O.P. Singh, S. Govindarajan. - Kalpakkam: Indira Gandhi Centre for Atomic Research, 2004.

105. Ichimiya, M. A Next Generation Sodium-Cooled Fast Reactor Concept and its R&D Program [Text] / M. Ichimiya, T. Mizuno, S. Kotake. - Ibaraki: Japan Atomic Energy Agency, 2007.

106. Status of Minor Actinide Fuel Development [Text] / International Atomic Energy Agency. - IAEA-NF-T-4.6. - Vienna: IAEA, 2009. - ISBN:978-92-0-106909-2.

107. Implications of Partitioning and Transmutation in Radioactive Waste Management / International Atomic Energy Agency. - Technical Reports Series No. 435. - Vienna: IAEA, 2004. - ISBN 92-0-115104-7

108. Уланов, Д.В. Роль жидкосолевых реакторов в решении проблемы трансмутации минорных актинидов в двухкомпонентной структуре глобального ядерного топливного цикла [Текст] / Д.В. Уланов, В.Н. Усанов, Г.А. Фесенко // Ядерная физика и инжиниринг. - 2011. - Т. 2. - № 2. - С. 176-184.

109. Ulanov, D. Introduction of Molten Salt Reactors in GAINS scenarios [Text] / D. Ulanov // 5th IAEA INPRO GAINS Consultancy Meeting. - Austria, Vienna, April 2010.

110. Уланов, Д.В. Потенциал подкритических реакторов (электроядерных установок) для трансмутации минорных актинидов в двухкомпонентной структуре глобального ядерного топливного цикла [Текст] / Д.В. Уланов, В.Н. Усанов, Г.А. Фесенко // Ядерная физика и инжиниринг. - 2011. - Т. 2. - № 2. - С. 185-192.

111. Ulanov, D. Introduction of Accelerator Driven Systems in GAINS scenarios [Text] / D. Ulanov // 6th IAEA INPRO GAINS Consultancy Meeting. - France, Cadarache, October 2010.

112. Review of national accelerator driven system programmes for partitioning and transmutation [Text] / International Atomic Energy Agency. - IAEA-TECDOC-1365. -Vienna: IAEA, 2003. - ISBN 92-0-106803-4.

113. Advanced Reactor Technology Options for Utilization and Transmutation of Actinides in Spent Nuclear Fuel [Text] / International Atomic Energy Agency IAEA-TECDOC-1626. - Vienna, Austria, 2009.

114. Forsberg, C.W. Molten Salt Reactors (MSRs) [Text] / C.W. Forsberg // Oak Ridge National Laboratory. - USA, 2002

116. Forsberg C.W. Thermal- and Fast-Spectrum Molten Salt Reactors for Actinide Burning and Fuel Production [Text] / C.W. Forsberg // Oak Ridge National Laboratory. - USA, 2007.

117. Ignatiev, V.V. Molten salt reactor technology for partitioning & transmutation and harmonisation of the future nuclear fuel cycle [Text] / V.V. Ignatiev, S.A. Konakov, S.A. Subbotine, R.Y. Zakirov, K. Grebenkine // Fifth OECD/NEA Information Exchange Meeting on Actinide and Fission Product Partitioning and Transmutation. -Belgium, Mol, November 1998.

118. Dudnikov, A.A. Fast molten salt reactor-transmuter for closing nuclear fuel cycle on minor actinides [Text] / A.A. Dudnikov, P.N. Alekseev, S.A. Subbotin // Nuclear Energy for New Europe. - Slovenia, Portoz, September 2008.

119. Knebel, J. EUROTRANS: European Research Programme for the Transmutation of High-level Nuclear Waste in an Accelerator-driven System: Ninth Information Exchange Meeting [Text] / J. Knebel, H. A. Abderrahim, L. Cinotti, L. Mansani, F. Delage, C. Fazio, M. Giot, B. Giraud, E. Gonzalez, G. Granget, S. Monti, A. Mueller. - France, Nimes, September 2006.

120. Barbensi, A. EFIT: The European facility for industrial transmutation of minor actinides [Text] / A. Barbensi, G. Corsini, L. Mansani, C. Artioli, G. Glinatsis // Ansaldo Nucleare S.p.A., ENEA. - Italy, 2007.

121. Mansani, L. Proposed subcriticality level for an 80 MWth lead-bismuth cooled ADS [Text] / L. Mansani, R. Monti, P. Neuhold // 7th information Exchange Meeting on P&T. - Korea, Jeju, October 2002.

122. Biarrotte, J-L. A reference accelerator scheme for ADS applications [Text] / J-L. Biarrotte // ACCAPP'05. - Italy, Venice, September 2005.

ПРИЛОЖЕНИЕ А. ИЗОТОПНЫЕ СОСТАВЛЯЮЩИЕ ДЛЯ НАЧАЛЬНЫХ И РАВНОВЕСНЫХ ЗАГРУЗОК И ВЫГРУЗОК ТОПЛИВА ИЗ РЕАКТОРОВ, СХЕМЫ ЯДЕРНОГО ТОВЛИВНОГО ЦИКЛА

А.2. Изотопные составляющие для начальных и равновесных загрузок и

выгрузок топлива из реакторов

Таблица А.1 - Изотопные составляющие для начальных и равновесных загрузок и выгрузок топлива из легководного реактора Ь\¥К

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

и-235 1,888 Е+03 2,400 Е+00 7,865 Е+02 4,000Е+00 1,566Е+02 7,965Е-01 6,265Е+02 7,965 Е-01

и-236 1,020Е+02 5,189Е-01 4,081 Е+02 5,189Е-01

и-238 7,677 Е+04 9,760 Е+01 1,888Е+04 9,600Е+01 1.827Е+04 9,290Е+01 7,307Е+04 9,290Е+01

Кр-237 1,365 Е+01 6,940Е-02 5,459Е+01 6,940Е-02

Ри-238 5,040Е+00 2,563Е-02 2,016Е+01 2,563Е-02

Ри-239 1,063 Е+02 5,405Е-01 4,251 Е+02 5,405Е-01

Ри-240 4,133Е+01 2,102Е-01 1,653 Е+02 2,102Е-01

Ри-241 3,645Е+01 1,854Е-01 1,458 Е+02 1,854Е-01

Ри-242 1,538Е+01 7,820Е-02 6,151 Е+01 7.820Е-02

Агп-241 1,233 Е+00 6.270Е-03 4,932Е+00 6,270Е-03

Аш-242ш 2,949Е-02 1,500Е-04 1,180Е-01 1,500Е-04

Аш-243 3,604Е+00 1,833Е-02 1,442Е+01 1,833Е-02

/л л г* 4,306Е-01 2,190Е-03 1,723 Е+00 2,190Е-03

Сш-244 1,262Е+00 6,420Е-03 5,050Е+00 6,420Е-03

Прод. деления 9,122 Е+02 4,639Е+00 3,649Е+03 4,639Е+00

Итого тяж. мет. и прод. дел. 78653,193 100,000 19663,298 100 19663,298 100,000 78653,193 100,000

Итого и 78653,193 100,000 19663,298 100 18526,467 94,219 74105,867 94,219

Итого Ри 0,000 0,000 0,000 0 204,467 1,040 817,867 1,040

Итого МА (Мр+Аш+ Сш) 0,000 0,000 0,000 0 20,206 0,103 80,824 0,103

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

и-235 5,932 Е+02 7,110 Е-01 5,932Е+02 7Д10Е-01 1,982Е+02 2,375 Е-01 1,982Е+02 2,375Е-01

и-236 0 0 0 0 5,933Е+01 7,111Е-02 5,933Е+01 7.111Е-02

и-238 8,284 Е+04 9,929 Е+01 8,284Е+04 9,929Е+01 8,225 Е+04 9,858 Е+01 8,225Е+04 9,858Е+01

Кр-237 0 0 0 0 2,161 Е+00 2,590Е-03 2,161 Е+00 2,590Е-03

Ри-238 0 0 0 0 2,753 Е-01 3,300Е-04 2,753 Е-01 3,300Е-04

Ри-239 0 0 0 0 2,218Е+02 2,658Е-01 2.218Е+02 2,658Е-01

Ри-240 0 0 0 0 7,984Е+01 9,570Е-02 7,984Е+01 9,570Е-02

Ри-241 0 0 0 0 1,513Е+01 1,813Е-02 1,513Е+01 1,813Е-02

Ри-242 0 0 0 0 3,279Е+00 3,930Е-03 3,279Е+00 3,930Е-03

Аш-241 0 0 0 0 1Д68Е-01 1.400Е-04 1,168Е-01 1.400Е-04

Аш-243 0 0 0 0 1,001 Е-01 1,200Е-04 1,001 Е-01 1,200Е-04

Ст-242 0 0 0 0 4,171Е-02 5,000Е-05 4,171Е-02 5,000Е-05

Сш-244 0 0 0 0 8,343Е-03 1,000Е-05 8,343Е-03 1,000Е-05

Прод. деления 0 0 0 0 6,021 Е+02 7.217Е-01 6,021 Е+02 7.217Е-01

Итого тяж. мет. и прод. дел. 83428,58 100,000 83428,581 100 83428,573 100,000 83428,573 100,000

Итого и 83428,58 100,000 83428,581 100 82503,792 98,892 82503,792 98,892

Итого Ри 0,000 0,000 0,000 0 320,291 0,384 320,291 0,384

Итого МА (Ыр+Аш+ Сш) 0,000 0,000 0,000 0 2,428 0,003 2,428 0,003

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

и-232 0 0 0 0 6Д40Е-05 1,905Е-07 1.027Е-04 7,968Е-08

и-233 0 0 0 0 1,097Е-04 3,404Е-07 3,756Е-04 2,914Е-07

и-234 4,315 Е+01 3.348Е-02 1,434Е+01 4,450Е-02 6,898Е+00 2,141 Е-02 3,978Е+01 3,086Е-02

и-235 4,383Е+03 3,400Е+00 1,595Е+03 4,950Е+00 2,523Е+02 7,831 Е-01 2,508Е+03 1,946Е+00

и-236 0 0 0 0 2,142Е+02 6,648Е-01 6,563 Е+02 5,092Е-01

и-238 1,245 Е+05 9,657 Е+01 3,062Е+04 9,501 Е+01 2,929Е+04 9,088 Е+01 1,193 Е+05 9,255Е+01

Щ-237 0 0 0 0 2,821 Е+01 8,755 Е-02 6,520Е+01 5,058 Е-02

Ри-238 0 0 0 0 1,473 Е+01 4,571 Е-02 2,560Е+01 1.986Е-02

Ри-239 0 0 0 0 2,053 Е+02 6,371 Е-01 7,550Е+02 5.857Е-01

Ри-240 0 0 0 0 9,926Е+01 3,080Е-01 2,570Е+02 1,994Е-01

Ри-241 0 0 0 0 6,290Е+01 1,952 Е-01 1,609Е+02 1,248Е-01

Ри-242 0 0 0 0 3.337Е+01 1,035 Е-01 5,951 Е+01 4,616Е-02

Аш-241 0 0 0 0 2,405Е+00 7,462Е-03 5,302Е+00 4,113Е-03

Агп-242ш 0 0 0 0 3,872Е-02 1,202Е-04 8,387Е-02 6,507Е-05

Аш-243 0 0 0 0 8,775Е+00 2,723 Е-02 1,355Е+01 1,051 Е-02

Сш-242 0 0 0 0 1,052Е+00 3,263Е-03 1,896Е+00 1,471 Е-03

Сш-244 0 0 0 0 4,388Е+00 1,362Е-02 5,871 Е+00 4.555Е-03

Прод. деления 0 0 0 0 2,006Е+03 6,224 Е+00 5,043Е+03 3,913 Е+00

Итого 128900,00 100,000 32225,000 100 32224,666 100,000 128899,577 100,000

тяж. мет. и прод. дел.

Итого и 128900,00 100,000 32225,000 100 29758,530 92,347 122506,387 95,040

Итого Ри 0,000 0,000 0,000 0 415,544 1,290 1257,971 0,976

Итого МА (Ыр+Аш+ Сш) 0 0 0 0 44,869 0,139 91,903 0,071

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

и-234 0 0 0 0 3,863Е-03 4,95117 Е-05 7,944Е-03 3,271 Е-05

и-235 6,458 Е+01 2,6589 Е-01 2,065Е+01 2,6461 Е-01 1,932Е+01 2,47560 Е-01 6,668Е+01 2,745Е-01

и-236 0 0 0 0 1,695 Е+00 2,17264 Е-02 4,017 Е+00 1,654Е-02

и-238 2,146 Е+04 8,8364 Е+01 6,862Е+03 8,7939Е+01 6,537Е+03 8,37707 Е+01 2,073 Е+04 8,534Е+01

Нр-237 0 0 0 0 1,037Е+00 1,32880 Е-02 2,262Е+00 9,312Е-03

Ри-238 1,381 Е+01 5,6848 Е-02 4,602Е+00 5,8983Е-02 3,522Е-01 4,51412 Е-03 5,661 Е-01 2,331 Е-03

Ри-239 1,657 Е+03 6,8218 Е+00 5,523 Е+02 7.0780Е+00 5,767Е+02 7,39021 Е+00 1,762Е+03 7,253Е+00

Ри-240 6,766 Е+02 2,7856 Е+00 2,255 Е+02 2.8902Е+00 2,459Е+02 3,15106 Е+00 7,280Е+02 2,997Е+00

Ри-241 3,010 Е+02 1,2393 Е+00 1,003 Е+02 1,2858Е+00 7,410Е+01 9,49638 Е-01 2,463Е+02 1,014Е+00

Ри-242 1,132 Е+02 4,6616 Е-01 3.774Е+01 4,8366Е-01 4,006Е+01 5,13450 Е-01 1,193 Е+02 4,913 Е-01

Агп-241 0 0 0 0 3,926Е+00 5,03117 Е-02 8,531 Е+00 3,512Е-02

Агп-242ш 0 0 0 0 8,594Е-02 1,10140 Е-03 1,455 Е-01 5,990Е-04

Аш-243 0 0 0 0 2,960Е+00 3,79328 Е-02 6,071 Е+00 2,500Е-02

Сш-242 0 0 0 0 2,694Е-01 3,45246 Е-03 4,793Е-01 1,973 Е-03

Сш-244 0 0 0 0 3,094Е-01 3,96564 Е-03 4,930Е-01 2,030Е-03

Ст-245 0 0 0 0 1,039Е-02 1,33141 Е-04 1,425 Е-02 5,868Е-05

Прод. деления 0 0 0 0 2,997Е+02 3,84092 Е+00 6,166 Е+02 2,539Е+00

Итого тяж. МсТ. и прод. дел. 24288,257 100,000 7803,086 100,000 7803,086 100,000 24288,257 100,000

Итого и 21526,758 88,630 6882,586 88,203 6557,715 84,040 20797,868 85,629

Итого Ри 2761,499 11,370 920,500 11,797 937,062 12,009 2855,758 11,758

Итого МА (Ъ1р+Аш+ Сш) 13,807 0,057 0,000 0,000 8,598 0,110 17,996 0,074

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

и-232 0 0 0 0 8,174 Е-07 1,12876 Е-08 1,5 85 Е-06 5.800Е-09

и-233 0 0 0 0 4,955Е-07 6,84265 Е-09 1,3 85 Е-06 5,069Е-09

и-234 3,635 Е-05 1.330Е-07 9,689 Е-06 1,33755 Е-07 2,153Е-03 2,973 Е-05 5.177Е-03 1.895Е-05

и-235 6,257 Е+01 2,290 Е-01 1,625 Е+01 0,22434956 1,198Е+01 1,654 Е-01 4,861 Е+01 1,779Е-01

и-236 2,497 Е-05 9,139 Е-08 5,899 Е-06 8,1429Е-08 1,039Е+00 1,434 Е-02 3,433 Е+00 1,257Е-02

и-238 2,528 Е+04 9,251 Е+01 6,566 Е+03 90,6445876 6.308Е+03 8,711 Е+01 2,447Е+04 8,956Е+01

Ыр-237 0 0 0 0 7,297Е-01 0,01007639 1,950Е+00 7Д35Е-03

Ри-238 0 0 0 0 2,282Е-01 0,003151039 4,452Е-01 1,629Е-03

Ри-239 1,363 Е+03 4,987 Е+00 4,543 Е+02 6,27108053 4,974Е+02 6,86875253 1,678 Е+03 6,142 Е+00

Ри-240 4,894 Е+02 1,791 Е+00 1,631 Е+02 2,25184716 1,786Е+02 2,46578060 5.310Е+02 1,943 Е+00

Ри-241 1,051 Е+02 3,845 Е-01 3,502 Е+01 0,48350602 3,112Е+01 0,42974633 9,646Е+01 3,530Е-01

Ри-242 2,708 Е+01 9,911 Е-02 9,028 Е+00 0,12462884 1,036Е+01 0,14312583 2,992Е+01 1,095Е-01

Аш-241 0 0 0 0 1,927Е+00 0,02661214 4.217Е+00 1,543 Е-02

Аш-242ш 0 0 0 0 3.587Е-02 0,00049527 6,205Е-02 2,271 Е-04

Аш-243 0 0 0 0 8,079Е-01 0,01115622 1,707Е+00 6,246Е-03

Сш-242 0 0 0 0 1,153Е-01 0,00159226 2,077Е-01 7,602Е-04

Сш-244 0 0 0 0 1,711Е-01 0,00236222 2,845Е-01 1,041Е-03

Сш-245 0 0 0 0 8,287Е-03 0,00011443 1,197Е-02 4,380Е-05

Прол. деления 0 0 0 0 1,987Е+02 2,74393689 4,554Е+02 1,667Е+00

Итого тяж. мет. и прод. дел. 27328,107 100,000 7243,872 100,000 7241,501 100,000 27325,399 100,000

Итого и 25343,780 92,739 6582,430 90,869 6321,330 87,293 24525,374 89,753

Итого Ри 1984,328 7,261 661,443 9,131 717,673 9,911 2336,169 8,549

Итого МА (ТМр+Ат+ Сш) 0 0 0 0 3,795 0,052 8,440 0,031

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

и-235 3,984 Е+02 2,765 Е-01 9,960Е+01 2,765 Е-01 6,150Е+01 1,708 Е-01 2,921 Е+02 2,028 Е-01

и-236 0 0 0 0 8,020Е+00 2,227 Е-02 2,296Е+01 1,594Е-02

и-238 1,324 Е+05 9,190 Е+01 3,310Е+04 9,190 Е+01 3,080Е+04 8,553Е+01 1,265 Е+05 8,781 Е+01

Ыр-237 5,608 Е+01 3,893 Е-02 1,402Е+01 3,893Е-02 1,136Е+01 3,154 Е-02 4,842Е+01 3,361 Е-02

Ри-238 1,233 Е+02 8,557 Е-02 3,082Е+01 8,557Е-02 3,715Е+01 1,032Е-01 1,401 Е+02 9,723Е-02

Ри-239 6,062 Е+03 4,208 Е+00 1,515 Е+03 4,208 Е+00 1.857Е+03 5,158 Е+00 6,979Е+03 4,845Е+00

Ри-240 3,597 Е+03 2,497 Е+00 8,992Е+02 2,497Е+00 8,661 Е+02 2,405 Е+00 3,506Е+03 2,434Е+00

Ри-241 4,818 Е+02 3,345 Е-01 1,205 Е+02 3,345 Е-01 1,315 Е+02 3,651 Е-01 5,206Е+02 3,614Е-01

Ри-242 4,370 Е+02 3,033 Е-01 1,093 Е+02 3,033Е-01 1,002Е+02 2,782Е-01 4,126 Е+02 2,864Е-01

Аш-241 2,243 Е+02 1,557 Е-01 5,608Е+01 1,557Е-01 4,418 Е+01 1,227Е-01 1,890Е+02 1,312Е-01

Аш-242ш 0 0 0 0 3.620Е+00 1,005 Е-02 1,169 Е+01 8,115Е-03

Аш-243 1,122 Е+02 7,785 Е-02 2,804Е+01 7,785 Е-02 2,873Е+01 7,978 Е-02 1,146Е+02 7,953Е-02

Сш-242 0 0 0 0 3,080Е+00 8,552Е-03 1,316Е+01 9,135Е-03

Сш-244 1,122 Е+02 7,785 Е-02 2,804Е+01 7.785Е-02 3,270Е+01 9,080Е-02 1,246Е+02 8,652Е-02

Сш-245 0 0 0 0 5,480Е+00 1,522Е-02 1.586Е+01 1,101 Е-02

Прод. деления 5,860 Е+01 4,068 Е-02 1,465Е+01 4,068 Е-02 2,020Е+03 5,610Е+00 5,165 Е+03 3,586Е+00

Итого тяж. мет. и прод. дел. 144065,48 100,000 36016,370 100,000 36013,240 100,000 144055,150 100,000

Итого и 132801,40 92,181 33200,350 92,181 30871,440 85,722 126813,710 88,031

Итого Ри 10700,760 7,428 2675,190 7,428 2992,280 8,309 11558,810 8,024

Итого МА (Кр+Аш+ Ст) 504,720 0,350 126,180 0,350 129,150 0,359 517,360 0,359

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

Th-230 3,08 E-01 8,74 E-04 O.OOE+OO 0 0,00E+00 0 3,08 E-01 0,00087375

Th-232 1.00E-03 2,84 E-06 O.OOE+OO 0 0,00E+00 0 1,00E-03 2,83685 E-06

U-232 1.54E-01 4,37 E-04 0,00E+00 0 OjOOE+OO 0 1,54 E-01 0,00043687

U-233 1,51E-01 4,28 E-04 0,OOE+OO 0 0,OOE+00 0 1,51 E-01 0,00042836

U-234 l,71E+03 4,85 E+00 0,00Е+(Ю 0 0,00E+00 0 1,71 E+03 4,85289239

U-235 4,72E+02 1,34 E+00 0,OOE+OO 0 0,00E+00 0 4,72E+02 1,33976663

U-236 5,19E+02 1,47 E+00 0,00E+00 0 0,00E+00 0 5,19E+02 1,47288316

U-238 6,66 E-01 1,89 E-03 0,00E+00 0 O.OOE+OO 0 6,66E-01 0,00188934

Np-237 5.07E+03 1,44 E+01 4,41 E+02 44,1254771 0,00E+00 0 5,07 E+03 14,3713313

Pu-238 9,17E+03 2,60 E+01 0,00Е+<Ю 0 O.OOE+OO 0 9,17E+03 26,0148575

Pu-239 3,09E+03 8,76 E+00 0,00Е+<Ю 0 0,00E+00 0 3,09 E+03 8,76207698

Pu-240 3,46E+03 9,81 E+00 0,OOE+00 0 0,00E+00 0 3,46E+03 9,81250722

Pu-241 5.39E+02 1,53 E+00 O.OOE+OO 0 0,00E+00 0 5,39E+02 1,52989258

Pu-242 2,57 E+03 7,30 E+00 0,00E+00 0 0,OOE+00 0 2,57 E+03 7,30240220

Am-241 5,15E+03 1,46 E+01 4,91 E+02 49,1396040 0,OOE+00 0 5,15E+03 14,6137688

Am-242m 1,70E+02 4,84 E-01 4,22E-01 0,04222266 0,00E+00 0 1,70E+02 0,48363251

Am-243 1,44 E+03 4,08 E+00 5,90 E+Ol 5,90268346 0,00E+00 0 1,44 E+03 4,08387805

Cm-242 2,17E+02 6,15E-01 1,11 E-04 1,11142 E-05 0,OOE+OO 0 2,17E+02 0,61513203

Cm-244 l,28E+03 3,63 E+00 7,12E+00 0,71171537 0,00E+00 0 1,28 E+03 3,63213744

Cm-245 3,91 E+02 1,11 E+00 7,83E-01 0,078286211 OjOOE+OO 0 3,91 E+02 1,10920985

Прод. деления 0 0 0 0 9,90E+02 96,3506878 0.00E+00 0

Tc-99 0 0 0 0 2,31 E+Ol 2,2438038 0,00E+00 0

1-129 0 0 0 0 6,43 E+00 0,6257341 0,00E+00 0

Cs-135 0 0 0 0 6,66E-02 0,0064851 0,00 E+00 0

Sr-90 0 0 0 0 3,43 E+00 0,3340883 0,00E+00 0

Cs-134 0 0 0 0 2,59E-03 0,0002525 0,00E+00 0

Cs-137 0 0 0 0 4,17E+00 0,4059289 0,0OE+OO 0

Eu-154 0 0 0 0 3,39E-01 0,0330194 0,00 E+00 0

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

Итого тяж. мет. и прод. дел. 3,53Е+04 1,00 Е+02 1 ,ООЕ+О3 100 0,00Е+00 0 3,53Е+04 100

Итого и 2,70Е+03 7,67 Е+00 0,00Е+00 0 0,00Е+00 0 2,70Е+03 7,66829678

Итого Ри 1,88Е+04 5,34 Е+01 0,00Е+<Ю 0 0,00 Е+00 0 1.88Е+04 53,4217365

Итого МА (Ыр+Аш+ Сш) 1,37Е+04 3,89 Е+01 1,00 Е+03 100 0,ООЕ+00 0 1,37Е+04 38,9090901

Таблица А.8 - Изотопные составляющие для начальных и равновесных загрузок и выгрузок топлива из подкритического реактора ADS (на 2х стр.)

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

Th-230 0 0 0 0 4,71231 Е-05 7,040Е-07 4,71231 Е-05 7,040Е-07

Th-232 0 0 0 0 3,72601 Е-08 5,567Е-10 3,72601 Е-08 5,567Е-10

U-232 0 0 0 0 0,0006809 1,017 Е-05 0,0006809 1,017 Е-05

U-233 0 0 0 0 0,00031397 4,691 Е-06 0,000313978 4,691 Е-06

U-234 0 0 0 0 8,43195087 1,260Е-01 8,43195087 1,260Е-01

U-235 0 0 0 0 3,699Е-01 5,527Е-03 3.699Е-01 5,527Е-03

U-236 0 0 0 0 5,234Е-01 7.820Е-03 5,234Е-01 7,820Е-03

U-238 0 0 0 0 3,294Е-03 4,921 Е-05 3,294Е-03 4,921 Е-05

Np-237 1,385 Е+02 2,096Е+ 00 1,3 85 Е+02 2,096Е+00 1,247Е+02 1,863 Е+00 1,247Е+02 1,863 Е+00

п ллп ru-zjö 1,140 Е+02 1 725 Е+00 1,140 Е+02 1,725 Е+00 3,618 Е+02 5,405 Е+00 3,618 Е+02 5,405 Е+00

Pu-239 1,422 Е+03 2,153 Е+01 1,422Е+03 2,153 Е+01 1,043Е+03 1,558Е+01 1,043Е+03 1,558Е+01

Pu-240 1,049 Е+03 1,588 Е+01 1,049Е+03 1,5 88 Е+01 1,005Е+03 1,502Е+01 1,005Е+03 1,502Е+01

Pu-241 1,187 Е+02 1,797 Е+00 1.187Е+02 1,797 Е+00 1,057Е+02 1,579Е+00 1,057Е+02 1,579Е+00

Pu-242 3,674 Е+02 5,561 Е+00 3.674Е+02 5,561 Е+00 4.052Е+02 6,054Е+00 4,052Е+02 6,054Е+00

Am-241 2,737Е+03 4,143Е+ 01 2737,14758 4,143Е+01 2,087Е+03 3,119Е+01 2,087Е+03 3,119Е+01

Am-242m 9,2336872 1,398 Е-01 9,23368725 1,398Е-01 8,503 Е+01 1,270Е+00 8,503 Е+01 1,270Е+00

Am-243 586,79174 8,881 Е+00 586,791741 8,881 Е+00 4,876Е+02 7,284Е+00 4,876Е+02 7,284Е+00

Cm-242 2,0470692 3,098 Е-02 2,04706926 3,098Е-02 4.280Е+01 6,395Е-01 4,280Е+01 6,395Е-01

Изотопы Начальная загрузка Перегрузка Выгрузка Полная выгрузка

кг % кг % кг % кг %

Ст-244 52,486559 7,944 Е-01 52,4865597 7,944Е-01 1,628Е+02 2,432Е+00 1.628Е+02 2,432Е+00

Ст-245 9,2400178 1,399 Е-01 9,24001788 1,399Е-01 3,946Е+01 5,896Е-01 3,946Е+01 5,896Е-01

Прод. деления 0 0 0 0 7,332Е+02 1.095Е+01 7,332Е+02 1,095Е+01

Тс-99 0 0 1,685Е+01 1.685Е+01

1-129 0 0 5,402Е+00 5,402Е+00

Се-135 0 0 2,959Е+01 2,959Е+01

Бг-90 0 0 5,330Е+00 5,330Е+00

Се-134 0 0 5,266Е-01 5,266Е-01

Сз-137 0 0 2,483Е+01 2,483Е+01

Ей-154 0 0 2,227Е-01 2,227Е-01

Итого тяж. мет. и прод. дел. 6606,989 100,000 6606,989 100 6693,232 100,000 6693,232 100,000

Итого и 0,000 0,000 0,000 0 9,330 0,139 9,330 0,139

Итого Ри 3071,577 46,490 3071,577 46,4898243 2920,986 43,641 2920,986 43,641

Итого МА (Ир+Аш+ Сш) 3535,411 53,510 3535,411 53,51017561 3029,730 45,266 3029,730 45,266

А.З. Схемы ядерного топливного цикла

Рисунок А.1 - Схема ядерного топливного цикла сценария обычного развития BAU (Business as usual) на основе легководных (LWR) и тяжеловодных

реакторов (HWR)

Добыча I'

Конверсия С

Обогати тельные мощности

фабрикация топлива для LWR ■ ALWR

Хвосты обогащения

U

Фабрикация топлива для HWR

LWR

ALWR

HWR

С n

Прнреакторно е хранилище ОЯТ LWR

Приреакторное хранилище ОЯТ ALWR

Долгосрочное хранилище ОЯТ LWR и ALWR

Л

Приреакторное хранилище ОЯТ HWR

Долгосрочное хранилище ОЯТ HWR

Рисунок А.2 - Схема ядерного топливного цикла сценария ВАи-р1ш с усовершенствованными легководными реакторами АЬ\У11

. ^ Данные материальные потки характерны только для сценария с FR High Burnup Breeder

Рисунок А.З - Схема ядерного топливного цикла сценария BAU-plus с быстрыми реакторами FR Breakeven / Breeder / High Burnup Breeder

Добыча U

Конверсия

ü

Обогатв тельные чощвоств

Фабрикация топлива XIи LWR a ALWR

Прнреак-торвое

> LWR -Ы храни тише ОЯТ

__

Перераб. U

—j—

J Приреакторное 1 Ы ALWR ^ храивлвше ОЯТ Н

I_; I alto J

Переработка ОЯТ LWR ■ ALWR

Об луч. С

Фабрикация топлива для

HWR

Приреакторное HWR хранилище ОЯТ

HWR

J

Долгосрочное хранилище ОЯТ HWR

Продукты деления

Ж

Хвосты обогащения U

Фабрикапня топлива для FR

-X-

г Приреакторное

FR хранилище ОЯТ

FR

Переработка ОЯТ FR

I.

Топливо для MSR

MSR

. > Данные материальные потки характерны только для спенарня с FR High Burnup Breeder

Пристаиаи ониая

переработка ОЯТ MSR

Рисунок А.4 - Схема ядерного топливного цикла сценария BAU-plus с быстрыми реакторами FR Breakeven / Breeder / High Burnup Breeder и

жидкосолевыми реакторами MSR

^ Данные материальные потки характерны только для сценария с FR High Bumup Breeder

Рисунок А.5 - Схема ядерного топливного цикла сценария BAU-plus с быстрыми реакторами FR Breakeven / Breeder / High Burnup Breeder и подкритическими реакторами ADS

ДЛЯ ГЕТЕРОГЕННОЙ МОДЕЛИ

В.1. Результаты расчетов для высокого и среднего прогноза сценариев гетерогенной модели во второй и третьей негеографической группах

В.1.1. Сценарий ВАи-р1ш для второй негеографической группы (НГ2)