Расчетные характеристики топливных циклов в жидкосолевых реакторах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Абделазиз Осама Ашраф Юссеф

• Абделазиз Осама Ашраф Юссеф
• кандидат наук
• 2021

Оглавление диссертации кандидат наук Абделазиз Осама Ашраф Юссеф

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АННОТАЦИЯ

ВВЕДЕНИЕ

ГЛАВА 1. ПРОГРЕСС ЖИДКОСОЛЕВЫХ РЕАКТОРОВ НА ПРОТЯЖЕНИИ МНОГИХ ЛЕТ

1.1. Предпосылки и мотивация

1.2. Недостатки легководных реакторов (LWR)

1.3. Преимущества ториевого топлива

1.4. Жидкосолевые реакторы (ЖСР)

1.4.1. Происхождение ЖСР

1.4.2. Реактор MSBR

1.4.3. Пересмотр ЖСР

1.4.4. ЖСР на жидком топливе

1.4.5. Преимущества и недостатки ЖСР

1.5. Концепции ЖСР

1.5.1. ЖСР-размножитель с тепловым спектром

1.5.2. ЖСР-сжигатель с тепловым спектром

1.5.3. ЖСР-размножитель с быстрым спектром

1.5.4. ЖСР-сжигатель с быстрым спектром

1.5.5. Наиболее популярные концепции ЖСР

1.6. Выводы по первой главе

ГЛАВА 2. МЕТОДИКИ И ПРОГРАММЫ РАСЧЕТА

2.1. Выгорание топлива и непрерывная переработка

2.2. Моделирование непрерывной переработки топлива с SERPENT-2

2.2.1. Обзор кода SERPENT

2.2.2. Суть расширения SERPENT-2

2.2.3. Проблемы при использовании текущего расширения SERPENT-2

2.3. Новый алгоритм использования комплексного кода SERPENT-2

2.4. Выводы по второй главе

ГЛАВА 3. АНАЛИЗ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК SD-TMSR

3.1. Введение

3.2. Описание модели SD-TMSR

3.2.1. Геометрия

3.2.2. Состав топлива

3.3. Методика расчета

3.4. Скорость подпитки и экстракции ПД

3.5. Результаты и обсуждение

3.5.1. Анализ выгорания топлива

3.5.2. Спектр нейтронов

3.5.3. Поток нейтронов

3.5.4. Распределение мощности и воспроизводства

3.5.5. Температурный коэффициент реактивности

3.5.6. Верификации с другими кодами

3.6. Выводы по третьей главе

ГЛАВА 4. СТРАТЕГИИ ПЕРЕХОДА К ТОРИЕВОМУ ТОПЛИВНОМУ ЦИКЛУ

4.1. Введение

4.2. Топливная композиция

4.3. Методика расчета

4.4. Результаты и обсуждение

4.4.1. Механизм подпитки с торием

4.4.2. Механизм подпитки без тория

4.4.3. Реакторный Ри, ТРУ и 233и

4.4.4. Спектр нейтронов

4.4.5. Поток нейтронов

4.4.6. Температурный коэффициент реактивности

4.5. Выводы по четвертой главе

ГЛАВА 5. НОВАЯ СИСТЕМА БЕЗОПАСНОСТИ И ЗАЩИТЫ В ЖСР

5.1. Введение

5.2. Почему система управляющих стержней В ЖСР?

5.3. Конструкция управляющих стержней

5.4. Оценка конструкции управляющих стержней

5.4.1. Расчет реактивности

5.4.2. Ценность управляющего стержня (ЦУС)

5.4.3. Запас по отключению

5.4.4. Эффект интерференции

5.4.5. Интегральная и дифференциальная ценность СЯ

5.5. Результаты и обсуждение

5.5.1. Избыточная реактивность

5.5.2. Параметры управляющих стержней

5.6. Выводы по пятой главе

ГЛАВА 6. ТРАНСМУТАЦИЯ МИНОРНЫХ АКТИНОИДОВ

6.1. Обзор вопросов трансмутации минорных актиноидов

6.2. Описание модели SMSFR

6.3. Гомогенный подход

6.3.1. Загрузка минорных актиноидов

6.3.2. Трансмутация минорных актиноидов

6.4. Гетерогенный подход

6.4.1. Загрузка минорных актиноидов

6.4.2. Оценка эффективности трансмутации

6.4.3. Облучение 241Ат

6.4.4. Эффективность трансмутации

6.4.5. Радиотоксичность

6.5. Выводы по шестой главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

БЛАГОДАРНОСТИ

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ

СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ АСПИРАНТА

ПРИЛОЖЕНИЕ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

АЭС - Атомная электрическая станция

Евратом - Европейское сообщество по атомной энергии

ЖСР - ЖидкоСолевой Реактор

МА - Минорные Актиноиды

ОЯТ - Отработанное ядерное топливо

ПД - Продукты Деления

ТРУ - Трансурановые элементы

AMSTER - Actinides Molten Salt TransmutER

ARE - Aircraft Reactor Experiment

CAS - The Chinese Academy of Sciences

CNRS - National Center for Scientific Research

CRAM - Chebyshev Rational Approximation Method

DFR - Dual Fluid Reactor

EDF - Électricité de France

Euratom - The European Atomic Energy Community

EVOL - Evaluation and Viability of Liquid Fuel Fast Reactor System

GIF - Generation IV International Forum

HRE - Homogeneous Reactor Experiment

HSR - Hard Spectrum Reactor

IMSR - Integral Molten Salt Reactor

LFTR - Liquid-Fluoride Thorium Reactor

LWR - Light Water Reactor

MCFR - Molten Chloride Fast Reactor

MCSFR - The Elysium Molten Chloride Salt Fast Reactor

MPI - Message Passing Interface

MOSART - Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter

MSBR - Molten Salt Breeder Reactor

MSFR - Molten Salt Fast Reactor

MSRE - Molten Salt Reactor Experiment

NRC - Nuclear Regulatory Commission

ORNL - Oak Ridge National Laboratory

PUREX - Plutonium Uranium Redox Extraction

SAMOFAR - Safety Assessment of the Molten Salt Fast Reactor

SCIFR - Sodium Chloride Integral Fast Reactor

SD-TMSR - Single-fluid Double-zone Thorium Molten Salt Reactor

SDM - ShutDown Margin

SMSR - Small modular Molten Salt Reactor

SPHINX - SPend Hot fuel Incineration by Neutron Flux

SSR-Th - Stable Salt Reactor - Thorium

SSR-U - Stable Salt Reactor - Uranium

SSR-W - Stable Salt Reactor - Wasteburner

TAP - Transatomic Power MSR

TMSF - Thorium Molten-Salt Forum

TMSR - Thorium-based Molten Salt Reactor System

TRU - TRansUranic

АННОТАЦИЯ

Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка сокращений, и приложения. Работа изложена на 193 страницах, содержит 90 рисунков, 31 таблицу и список цитируемой литературы из 153 наименований.

В первой главе проведен обзор перспективных типов жидкосолевых реакторов и их потенциала для устойчивого производства энергии и оптимального использования доступных ресурсов. Дано описание уникальных характеристик систем ЖСР по сравнению с традиционными реакторами. Показан потенциал ЖСР, особенно для сжигания отходов из легководных реакторов. Кроме того, продемонстрированы преимущества ториевого топливного цикла перед урановым топливным циклом. На основании опубликованных работ по моделированию и анализу различных типов жидкосолевых реакторов в первой главе даны рекомендации по их использованию и улучшению.

Во второй главе продемонстрированы два основных подхода к моделированию переработки ядерного топлива в ЖСР: пакетный и непрерывный. Проведен обзор кода SERPENT-2 и сути его расширения. Выделены проблемы, связанные с использованием текущего расширения SERPENT-2. Представлен новый алгоритм использования SERPENT-2, который позволяет поддерживать Кэф близким к 1,0 и общую массу топлива постоянной в течение всего моделирования. В этом реализованном алгоритме управления реактивностью используются величины, которые уже вычислены в SERPENT по умолчанию (например, Кэф и одногрупповые сечения), что требует небольших дополнительных вычислительных усилий.

В третьей главе проанализированы нейтронно-физические характеристики реактора SD-TMSR, чтобы установить его равновесный состав активной зоны. Результаты расчетов получены впервые по предложенному алгоритму использования комплексного кода SERPENT-2. Кроме того, проведено сравнение эксплуатационных параметров и параметров безопасности реактора SD-TMSR как в начальном, так и в равновесном состояниях. Более того, определены соответствующие скорости

232

подпитки Th/ U для поддержания режима самовоспроизводства и проведен анализ общих характеристик топливного цикла реактора SD-TMSR. Наконец, выявлены преимущества непрерывного удаления продуктов деления в реакторе SD-TMSR.

В четвертой главе исследуются переход к ториевому топливному циклу в реакторе SD-TMSR с различными загрузками тяжелых металлов при запуске: обогащенный уран (ОУ) (19,79%), реакторный Ри (смесь изотопов Ри, химически извлеченных из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) реактора с водой под давлением (PWR) с выгоранием 33 ГВт.сут/ти), трансурановые элементы (ТРУ) из ОЯТ легководного реактора (LWR) и 233и. Результаты расчетов получены впервые по предложенному алгоритму использования комплексного кода SERPENT-2 для моделирования непрерывной переработки в реакторе SD-TMSR. Более того, это моделирование определило соответствующую скорость подпитки делящихся/сырьевых материалов, необходимых для поддержания режима самовоспроизводства и позволило провести анализ общих характеристик топливного цикла SD-TMSR. Мы приняли два разных механизма подпитки: с торием и без тория.

В пятой главе предложен новый проект управления и защиты на основе регулирующих стержней в дополнение к механизму непрерывного контроля реактивности путем подпитки делящихся изотопов в реакторе SD-TMSR. Проект был оценен при запуске для полной 3D-модели SD-TMSR с использованием Монте-Карло кода SERPENT-2. Рассмотрены три стартовых

232

состава топливных солей: (1) ^ в качестве сырьевого и и в качестве делящегося материала; (2) 232^ и Ри, извлеченный из ОЯТ PWR; (3 ) 232^ и ТРУ, извлеченные из ОЯТ LWR. Избыточная реактивность pe рассчитывается при нулевом выгорании, когда все управляющие стержни полностью выведены. Рассмотрены шесть различных поглощающих материалов: природный В4С, B4C-90 (бор обогащен до 90% 10В), И®2, ИШ^, Eu2Oз и Gd2Oз.

В шестой главе проведен обзор вопросов трансмутации долгоживущих минорных актиноидов. Выделены основные подходы к загрузке МА в активную зону реактора. Обращено внимание на преимущества ЖСР для целей трансмутации. Предложен новый подход к загрузке МА в активную зону реактора. Выделена проблема, связанная с отсутствием однозначно признанного количественного критерия эффективности трансмутации МА. Предложен новый критерий оценки эффективности трансмутации МА в ядерных реакторах и продемонстрирована его работоспособность при сравнении трех реакторов с тепловым (т.е., SD-TMSR) и быстрым спектром (SMSFR и БЕЯ).

ВВЕДЕНИЕ

У человечества есть только несколько способов генерировать надежную, непрерывную мощность базовой нагрузки: ископаемое топливо, гидроэнергия, геотермальная энергия и ядерная энергия. Из-за растущих проблем глобального изменения климата источники с незначительным следом CO2 являются решающими мерами для глобального контроля температуры. Таким образом, с экологической точки зрения, гидро- и атомная энергетика являются предпочтительными способами выработки надежной энергии. Однако местные географические условия ограничивают потенциал гидроэнергетики; следовательно, единственный оставшийся вариант - атомная энергетика. Тем не менее основными источниками выработки электроэнергии в мире являются:

1. Тепловая энергия, в основном с использованием угля (39,9%) и природного газа (22,6%);

2. Большая гидравлическая мощность от плотин и рек (17,2%); а также

3. Атомная энергия от реакторов различных конструкций (11,2%). Электроэнергия вырабатывается с использованием нефти (около 4,2%), а оставшаяся часть (5%) - с использованием биомассы, ветра, геотермальной энергии и солнечной энергии в разных странах [1]-[3]. Более того, прогнозируется, что доля атомной энергетики в производстве энергии останется постоянной до 2040 года, а спрос на электроэнергию увеличится на 30% [4], [5].

Жидкосолевой реактор (ЖСР) - единственный реактор на жидком

топливе, выбранный Международным форумом реакторов "Поколение-IV"

(Generation IV International Forum - GIF) в качестве одной из шести

многообещающих концепций для дальнейших исследований и разработок [2],

[6]. ЖСР предлагает значительные улучшения в четырех широких областях:

устойчивости, экономики, безопасности и надежности, а также устойчивости

к распространению и физической защиты [6]. Для достижения целей,

сформулированных GIF, ЖСР упрощает активную зону реактора и повышает

7

внутреннюю безопасность благодаря использованию жидкого теплоносителя, который также является топливом. В ЖСР с тепловым спектром, жидкое топливо состоит из соли-носителя (напр., LiF, LiF-BeF2 или LiF-NaF-KF), делящихся и сырьевых материалов (напр., UF4, PuF3, и ThF4). Топливная соль циркулирует через активную зону и переносит тепло деления в промежуточные теплообменники (т.е., первичный контур петлевого типа). Наконец, ожидается, что реакторы этого типа будут иметь высокий коэффициент воспроизводства [7]. Концепции ЖСР с тепловым и быстрым спектром существуют в литературе [1], [8]. ЖСР с тепловым спектром обычно использует замедлитель (обычно графит) для замедления нейтронов. Напротив, в ЖСР с быстрым спектром отсутствует замедлителя. ЖСР на жидком топливе могут воспроизводить делящиеся материалы в обоих случаях (т.е., тепловых и быстрых спектрах), что делает их оптимальными для реализации желательных топливных циклов Th-U3 и U-Pu. Известно, что топливный цикл Th-U3 производит небольшие количества Pu и минорных актиноидов (МА) по сравнению с обычным циклом урана (U-Pu).

Уникальные характеристики систем ЖСР дают много преимуществ по сравнению с традиционными реакторами. К ним относятся давление около атмосферного в первичном контуре, относительно высокая температура топливной соли, выдающаяся экономия нейтронов, высокий уровень присущей безопасности, уменьшение предварительной обработки топлива и способность непрерывно удалять продукты деления и добавлять делящиеся и/или сырьевые элементы без остановки реактора [9]. Способность к постоянному удалению отравляющих изотопов из активной зоны увеличивает потенциальное выгорание топлива и, таким образом, улучшает использование ресурсов в ЖСР. ЖСР может использовать отработавшее топливо из легководных реакторов (Light Water Reactor - LWR). Таким образом, ЖСР также может работать для сжигания отходов.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Расчетные характеристики топливных циклов в жидкосолевых реакторах»

Актуальность работы

Жидкосолевые реакторы входят в перечень реакторов Поколения-IV как перспектива развития атомной энергетики в будущем. В последнее время интерес к ЖСР возродился и несколько новых компаний начали коммерциализацию проектов ЖСР, примеры включают в себя проекты жидкосолевых реакторов от Terrapower, Terrestrial, ThorCon, Flibe, Copenhagen Atomics, Elysium и др. [10], [11]. Европейский союз финансирует проект "Оценка безопасности быстрого жидкосолевого реактора" (Safety Assessment of the MOlten Salt FAst Reactor - SAMOFAR), в рамках которого несколько европейских исследовательских институтов и университетов разрабатывают различные прототипы жидкосолевых реакторов, такие как Molten Salt Fast Reactor (MSFR) [12] и MOlten Salt Actinide Recycler and Transmuter (MOSART) [13].

Китайский стратегический проект по разработке жидкосолевого реактора с тепловым спектром (Future Advanced Nuclear Energy - Thorium-based Molten Salt Reactor System (TMSR)) был запущен в 2011 году. В рамках этого проекта запланирован пуск испытательного жидкосолевого реактора на основе тория (Thorium-based Molten Salt Reactor - TMSR) с мощностью 2 МВт в 2022 году, демонстрационный TMSR с 10 МВт в 2025 году, и коммерческий TMSR уровня одного гигаватт в 2050 году [14]. С момента начала китайского проекта было проведено несколько исследований, направленных на разработку реактора TMSR для эффективного использования торий-уранового топливного цикла [15]-[17]. В 2018 году, в рамках этого проекта, Ли и др. представили концепцию однофазного двухзонного ториевого жидкосолевого реактора (Single-fluid Double-zone Thorium-based Molten Salt Reactor - SD-TMSR) [15]. SD-TMSR - это ЖСР с графитовым замедлителем с тепловым спектром и тепловой мощностью 2250 МВт, работающий на основе уран-ториевого топливного цикла. Состав топливной соли в SD-TMSR: 70LiF-17,5BeF2-12,5(HM)F4 мол.%, где HM -

232 233

тяжелый металл (смесь Th и U). Концепция SD-TMSR считается одной

9

из наиболее многообещающих концепций жидкосолевых реакторов, однако для лицензирования она должна развиваться во многих аспектах, включая безопасность, устойчивость и надежность. Таким образом, данная концепция (т.е., SD-TMSR) была выбрана для дальнейшего изучения и развития в диссертационной работе.

Чтобы продвигать концепции ЖСР (в том числе SD-TMSR), особенно в отношении их стратегий для непрерывной переработки и дозагрузки топливной смеси, нужны методы вычислительного анализа. Непрерывная подача или удаление элементов из топливной смеси выходит за рамки большинства современных программ по физике ядерных реакторов, которые были первоначально разработаны для моделирования твердотопливных реакторов. Программный комплекс SERPENT-2 [18] учитывает непрерывную переработку топлива и ее влияние на расчеты выгорания [19]. Однако использование текущего расширения SERPENT-2 для анализа элементарной ячейки жидкосолевого реактора-размножителя (Molten salt breeder reactor -MSBR) показало наличие некоторых проблем в сохранении общей массы топлива и критичности во время работы реактора [20]. Расширение непрерывной переработки топлива SERPENT-2 включено в пакет этого кода для исследований и разработок [21], но пока оно недокументировано, и дискуссионный форум для пользователей SERPENT [22] является единственным полезным источником информации на данный момент. Эта проблема может стать препятствием для повторного использования исследовательских программ и воспроизведения научных результатов. Таким образом, разработка нового алгоритма использования комплексного кода SERPENT-2, который позволяет пользователю поддерживать Кэф близким к 1,0 и общую массу топлива постоянной в течение всего периода моделирования, чрезвычайно важна и будет способствовать более глубокому пониманию этих систем. Это также поможет в проведении воспроизводимых исследований в области моделирования реакторов на жидком топливе.

Основные параметры реактора (т.е., коэффициент воспроизводства

233

(КВ), время наработки и, и скорость производства/потребления делящихся материалов) могут быть корректно оценены только в том случае, если выбран правильный состав топлива, который приводит к критичности системы. Поэтому задача анализа нейтронно-физических характеристик реактора SD-TMSR и основные параметры топливного цикла для определения состава материала в состоянии равновесия с использованием SERPENT-2, является практически значимой и актуальной.

ЖСР с тепловым спектром (в том числе SD-TMSR) был разработан для топливного цикла ТЬ/Ш [15], [20], [23], [24]. Это проект предполагает, что у нас есть запас 233и для запуска новых SD-TMSR. Однако 233и не существует в

232

земной коре и может быть получен только из ^ в конкретных ядерных установках. Поэтому следует исследовать альтернативные делящиеся

233

материалы для замены и в топливном составе при запуске SD-TMSR. Переход к ториевому топливному циклу в реакторе SD-TMSR может быть

233

достигнут после достижения времени наработки и и времени для

233

размножения достаточного количества делящихся материалов (т.е., и) для

запуска нового реактора.

Безопасность является одной из основных целей систем ЖСР. В начале

срока службы, ЖСР обычно загружаются большим количеством топлива, чем

требуется для достижения критичности (необходимо для долгосрочной

работы реактора); это приводит к избыточной реактивности в начале работы

реактора. Более того, во многих предыдущих исследованиях был сделан

вывод о том, что для реалистичных сценариев перегрузки (например,

обогащенный и/232^, ТРУ/232^ и Ри/232^) требуется большая избыточная

реактивность в начале работы реактора [25]-[28]. Система непрерывной

переработки и дозагрузки топливной смеси предназначена для долгосрочного

контроля реактивности в реакторе SD-TMSR. Однако мы не можем

полагаться только на систему непрерывной переработки для быстрой

регулировки реактивности, потому что время цикла составляет

приблизительно 20 секунд для MSBR и его аналогов. Кроме того, Комиссия по ядерному регулированию предписывает, чтобы в одной из двух независимых систем контроля реактивности использовались регулирующие стержни (критерий 26). Поэтому задача введении новой системы быстрого контроля реактивности на основе управляющих стержней в реакторе SD-TMSR для контроля реактивности при нормальной работе и остановке реактора в случае аварии, является практически значимой и актуальной.

Трансурановые элементы (ТРУ) накапливаются во время работы ядерных реакторов. Среди ТРУ, долгоживущие минорные актиноиды (МА); нептуний, америций и кюрий отвечают за эффективную дозу и выделение тепла после непосредственного захоронения в глубоких геологических формациях [29]. Поэтому накопление долгоживущих МА является одной из серьезных проблем ядерной энергетики. Трансмутация может уменьшить количество долгоживущих МА, превращая их в короткоживущие продукты деления (ПД) и/или в некоторые полезные актиноиды. В системах ЖСР применяются технологии непрерывной переработки и дозагрузки, что приводит к потреблению МА с высокой степенью выгорания и минимальной обработкой. До настоящего времени не было однозначно признанного количественного критерия оценки эффективности трансмутации МА. Поэтому задача разработки нового критерии оценки эффективности трансмутации МА в ядерных реакторах и демонстрация его работоспособности при сравнении двух жидкосолевых реакторов с тепловым и быстрым спектром, является практически значимой и актуальной.

Цель и задачи работы

Целью диссертационной работы явилось развитие концепции жидкосолевого реактора с тепловым спектром (SD-TMSR), включая определение подходящих скоростей подпитки различных сырьевых и делящихся материалов для поддержания режима самовоспроизводства с использованием Монте-Карло кода SERPENT-2 и анализа режима трансмутации минорных актиноидов.

Для реализации поставленной цели были решены следующие задачи:

1. Разработан новый алгоритм использования программного комплекса SERPENT-2, который позволяет пользователю поддерживать Кэф близким к 1,0 и общую массу топлива постоянной в течение всего времени моделирования. Это достигается путем постоянного регулирования отношения между делящимися и сырьевыми материалами в загружаемом топливе.

2. Проведена верификация модели реактора SD-TMSR, разработаной в программном комплексе SERPENT-2 с данными из открытых источников, полученными с помощью частного кода MSR-RS [15] на базе SCALE [30] и MCNP [31].

3. Получены нейтронно-физические характеристики и характеристики топливного цикла в реакторе SD-TMSR для определения подходящих

232 233

скоростей подпитки Th и U, необходимых для режима самовоспроизводства.

4. Обоснованы возможные стратегии перехода к ториевому топливному циклу в реакторе SD-TMSR с использованием четырех различных источников делящихся материалов и без какого-либо внешнего

233

источника 233U.

5. Предложена новая концепция SD-TMSR путем введения механизма управления и защиты на основе регулирующих стержней.

6. Проведены оценки потенциала реактора SD-TMSR для трансмутации минорных актиноидов путем сравнения эффективности трансмутации в реакторе SD-TMSR и в реакторах с быстрым спектром нейтронов.

7. Предложен новый критерий оценки эффективности трансмутации МА. Новизна работы заключается в следующем:

1. Впервые разработан новый алгоритм использования SERPENT-2, который позволяет поддерживать Кэф близким к 1,0 и общую массу топлива постоянной в течение всего моделирования путем постоянного

регулирования отношения между делящимися и сырьевыми материалами в загружаемом топливе.

2. Впервые разработаны возможные стратегии перехода к ториевому топливному циклу в реакторе SD-TMSR с использованием четырех различных источников делящихся материалов и без какого-либо

233

внешнего источника U, основанные на двух различных механизмах подпитки: с торием и без тория.

3. Впервые предложен новый критерий оценки эффективности трансмутации МА в ядерных реакторах и продемонстрирована его работоспособность при сравнении трех реакторов с тепловым (SD-TMSR) и быстрым спектром нейтронов (SMSFR и SFR). Основные положения, выносимые на защиту.

1. Новый алгоритм использования кода SERPENT-2 для моделирования непрерывной переработки топливной соли.

2. Результаты анализа нейтронно-физических характеристик и характеристик топливного цикла реактора SD-TMSR, в том числе: изменение коэффициента размножения, коэффициента воспроизводства, и изменение концентраций нуклидов в активной зоне в зависимости от глубины выгорания.

3. Возможные стратегии перехода к ториевому топливному циклу в реакторе SD-TMSR с использованием четырех различных источников делящихся материалов, включая: обогащенный уран (ОУ), реакторный

233

Pu, трансурановые элементы (ТРУ) из ОЯТ, и U, основанные на двух различных механизмах подпитки.

4. Новый проект управления и защиты на основе регулирующих стержней в реакторе SD-TMSR. Предлагаемая конструкция управляющих стержней успешно контролирует избыточную реактивность и улучшает аспекты безопасности реактора SD-TMSR.

5. Результаты трансмутации минорных актиноидов в реакторе SD-TMSR,

а также результаты их сравнения с ЖСР с быстрым спектром и с

14

быстрым реактором с натриевым теплоносителем на основе предложенного критерия эффективности трансмутации. Достоверность научных положений, выводов и практических результатов, полученных в диссертационной работе, подтверждена:

• Проведением расчетов по прецизионным программным средствам, верифицированным для расчетов ядерных реакторов, например SER-PENT-2.

• Сравнением и верификацией результатов расчетов с данными из открытых источников, полученными с использованием программ SCALE и MCNP.

Практическая значимость работы.

• Продемонстрирована способность кода SERPENT-2 анализировать полную модель SD TMSR с непрерывной переработкой и дозагрузкой топливной смеси, а также другие полученные результаты могут быть использованы в проведении воспроизводимых исследований в области моделирования реакторов на жидком топливе.

• Представленный алгоритм использования кода SERPENT-2 может быть применен для моделирования других жидкосолевых реакторов, включая MOSART, MSFR и TAP-MSR.

• Представленные возможные стратегии перехода к ториевому топливному циклу и предлагаемая новая система быстрого контроля реактивности на основе управляющих стержней могут способствовать разработке ториевого топливного цикла.

• Основные результаты диссертационного исследования внедрены в учебный процесс на кафедре физики, Университет Айн Шамс, Арабская Республика Египет, в рамках курса "Инновационные реакторы IV поколения". Получен акт о внедрении от 14.07.2021.

Апробация работы.

Результаты диссертационной работы были представлены на следующих конференциях, семинарах и школах:

1. VII Международная молодёжная научная школа-конференция «Современные проблемы физики и технологий», Россия, Москва, НИЯУ МИФИ, апрель, 2018 г.

2. 20-я Международная конференция молодых специалистов, ученых и аспирантов по физике ядерных реакторов «Волга-2018», Тверская область, сентябрь, 2018 г.

3. Второй Российско-японский симпозиум, Россия, Москва, МГУ, сентябрь, 2018 г.

4. XIV Международная молодежная научно-практическая конференция "Будущее атомной энергетики AtomFuture 2018", ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ, ноябрь, 2018 г.

5. XXI Международная конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам, АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск., апрель, 2019 г.

6. VIII Международная молодёжная научная школа-конференция «Современные проблемы физики и технологий», Россия, Москва, НИЯУ МИФИ, апрель, 2019 г.

7. 11-й международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Май, 2019 г.

8. XV международная молодежная научно-практическая конференция «БУДУЩЕЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ- AtomFuture 2019» г. Обнинск, Калужская область, ноября, 2019 г.

9. Всероссийская научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-2019)» Госкорпорация «Росатом», АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», г. Обнинск, ноября, 2019 г.

10. Научная сессия НИЯУ МИФИ - по направлению «Инновационные ядерные технологии», Челябинская обл., г. Снежинск, декабря 2019 г.

11. XXII международная конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам

12. IX Международная молодежная научная школа-конференция «Современные проблемы физики и технологий

13. Международная конференция молодых специалистов, ученых и аспирантов по физике ядерных реакторов «Волга-2020», Тверская область, сентябрь, 2020г.

14. IV and V International Summer School on Engineering Computing in Nuclear Technology, Moscow, Russia, MEPhI, 2019-2020.

15. Международная молодежная школа-конференция по ядерной физике и технологиям, Moscow, Russia, MEPhI,19-20 November 2020. Личный вклад автора.

Все представленные в диссертации подходы, программы и результаты расчетов по программе SERPENT-2 получены лично автором или с его соавторами по приведенным публикациям.

Публикации автора по теме диссертации.

По материалам диссертации автором опубликовано 22 печатные работы, 3 из которых - в периодических изданиях, входящих в перечень, рекомендованный ВАК РФ, 10 - в журналах, входящих в международные базы цитирования Web of Science и Scopus (6 - Q1 и Q2).

ГЛАВА 1. ПРОГРЕСС ЖИДКОСОЛЕВЫХ РЕАКТОРОВ НА ПРОТЯЖЕНИИ МНОГИХ ЛЕТ

Цель этой главы - проведение сравнения перспективных типов

жидкосолевых реакторов, предоставляя читателю описание принципиальных схем этих реакторов и их потенциала для устойчивого производства энергии и оптимального использования доступных ресурсов. 1.1. Предпосылки и мотивация

В 1950-х годах Национальная Лаборатория Ок-Риджа (Oak Ridge National Laboratory - ORNL) провела эксперименты, которые послужили основой для осуществимости ЖСР. В 1958 году в эксперименте с гомогенными реакторами мощностью 5 МВт, названном гомогенные реакторные эксперименты (Homogeneous Reactor Experiments - HRE), использовалось жидкое топливо на водной основе для иллюстрации внутренней стабильности гомогенных реакторов. В 1960-х годах ORNL запускала эксперимент с реактором с расплавленной солью (Molten Salt Reactor Experiment - MSRE) [8], [32], [33]. Этот эксперимент продемонстрировал способность циркулировать жидкую фторидную смесь без значительных проблем коррозии. Исследователи использовали сплав на основе никеля (Hastelloy N) в качестве конструкционного материала и контролировали окисление топлива, используя буфер U3+/U4+. Результаты показали, что введение пузырьков благородного газа в топливную соль во время работы реактора помогает извлекать газообразные Продукты Деления (ПД) [1].

Затем ORNL исследовала реактор-размножитель с расплавленной солью (Molten Salt Breeder Reactor - MSBR) [23]. Существуют два типа MSBR: реактор с одной жидкостью и реактор с двумя жидкостями. В MSBR с одной жидкостью растворяет воспроизводящие и делящиеся материалы в одной и той же соли, напротив, в MSBR с двумя жидкостями физически разделяет их. Двухжидкостный MSBR имеет более высокий коэффициент воспроизводства, чем MSBR с одной жидкостью. Однако MSBR с одной

жидкостью может работать в качестве самообеспечения реактора1, если существует эффективная система переработки топливной соли [23].

Несмотря на успех эксперимента жидкосолевого реактора (MSRE), ORNL прекратила работу над MSBR в 1976 году. Европейское сообщество по атомной энергии (The European Atomic Energy Community - Euratom) позже возродило проект о жидкосолевых реакторах. Чтобы улучшить характеристики воспроизводства MSBR, Euratom представил идею разделения активной зоны на несколько зон топливных каналов с разными радиусами [24]. Результаты показали, что увеличение радиусов внешних топливных каналов относительно внутренних каналов улучшило размножение реактора [24].

Позже были введены ЖСР с быстрым спектром. Несколько конструкций ЖСР с быстрым спектром включают в себя: жидкосолевой реактор с быстрым спектром (Molten Salt Fast Reactor - MSFR), оценку и жизнеспособность системы быстрого реактора с жидким топливом (Evaluation and Viability of Liquid Fuel Fast Reactor Syste - EVOL) [34], рециркулятор и трансмутатор актиноидов с расплавленной солью (Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter - MOSART) [35], REBUS-3700 [36], и жидкосолевой реактор с быстрым спектром на основе хлоридной соли [37]. Международный форум «Поколение IV» (GIF) выбрал для дальнейшего исследования MSFR и MOSART [34], [35]. Обе конструкции имеют быстрый спектр, могут использовать топливо на основе Th и циркуляцию жидкого топлива. Концепция MSFR первоначально получила импульс в Национальном Центре Научных Исследований (National Center for Scientific Research - CNRS) во Франции, а концепция MOSART находится в процессе разработки в Российской Федерации. Некоторые проблемы мешают

233

коммерческому принятию MSFR. Например, большая загрузка U и

233

относительно длительное время наработки 233U. Кроме того, материаловеды

1 Самообеспечение реактора относится к реактору с коэффициентом конверсии = 1, таким образом, самоподдерживающимся с природным ^ и/или и в качестве единственной подача.

должны идентифицировать или создавать конструкционные материалы, которые имеют разумный срок службы в экстремальных условиях эксплуатации (высокая температура, высокий поток нейтронов, химически агрессивная соль, и.т.д.). Наконец, размножение высоко-качественного делящегося материала в MSFR вызывает серьезные опасения по поводу распространения ядерного оружия [38], [39].

Тепловой ЖСР на основе ториевого топливного цикла может быть сконструирован для работы с небольшим запасом делящихся материалов, это

233

приводит к короткому времени наработки U [40]. Наги и др. изучали влияние деления активной зоны на коэффициент воспроизводства и срок службы графита в ЖСР с графитом в качестве замедлителя [41], [42]. Ли и др. разделили активную зону на две зоны, чтобы улучшить коэффициент воспроизводства [15]. Центральная зона модерируется, а немодерируемая внешняя зона действует как подкритическая зона быстрого спектра [15]. В 2011 году, Китайская академия наук запускала стратегический проект "Future Advanced Nuclear Energy - Thorium-based Molten Salt Reactor System (TMSR)". С тех пор было проведено несколько исследований, направленных на разработку реактора TMSR для эффективного использования топливного цикла Th-U3 [15]-[17], [43].

Системы, работающие на жидком топливе, требуют специальных вычислительных кодов для переноса нейтронов и выгорания топлива. Вычислительные коды должны моделировать непрерывную переработку и дозагрузку топлива. В частности, циркуляция жидкого топлива и непрерывная подача или удаление элементов из него не входят в сферу применения большинства современных программ по физике ядерных реакторов, которые первоначально разработаны для моделирования твердотопливных реакторов. Отсутствие вычислительных кодов, которые работают с ЖСР, противостоит развитию такой концепции. Вычислительные коды, такие как SCALE и MCNP, подходят для традиционных

твердотопливных систем. Расширение кода SERPENT-2 [18] учитывает непрерывную переработку топлива и ее влияние на расчеты выгорания [19].

Ядерный топливный цикл U/Pu предпочтительнее цикла Th/U3 благодаря высокой способности к воспроизводству в области быстрого спектра и более прочной технической основе для изготовления топлива, обращения с ним, облучения и переработки. По ряду причин, связанных с медленной скоростью строительства новых АЭС и наличием природных ресурсов урана, например, извлечения урана из морской воды [44], воспроизводство делящихся изотопов из сырьевых материалов не было актуальной проблемой в последние десятилетия. С другой стороны, утилизация отходов является одной из основных проблем общественного признания ядерной энергетики [45]. Таким образом, существует тенденция разработки реакторов на основе Th и U и оценки их способности работать с полной рециркуляцией всех актиноидов, при этом потенциально сжигая унаследованные отходы трансурановых изотопов (TRansUranic - TRU). Это приводит к ограничению утилизации актиноидных отходов [44].

Торий доступен в природе (4 раз больше чем уран) и состоит из одного

232

изотопа 232Th. Использование тория в качестве сырьевого материала

соответствует с целями GIF, а именно для минимизации образования высоко-

радиотоксичных и TRU элементов [6]. Многие исследования по

использованию Th в ЖСР были увеличены в последние десятилетия [44],

[46], [47]. Существуют проблемы, которые противодействуют внедрению Th

замкнутого цикла, например, трудности с растворением и переработкой

топлива [48] и изготовлением высокорадиоактивного переработанного

топлива [49]. Например, что касается растворения топлива, топливо ThO2

является особенно стабильным соединением, которое может способствовать

утилизации топлива в вариантах с однократным прохождением топливного

цикла, но для переработки требуются специальные процессы растворения.

Поэтому раствор азотной кислоты используется для растворения топлива

ThO2, как в методе извлечения окислительно-восстановительного потенциала

21

плутония-урана (Plutonium Uranium Redox EXtraction - PUREX). С другой стороны, требуется дополнительная HF для минимизации времени растворения, что приводит к усилению коррозии оборудования. Что касается

232

изготовления топлива, то основной проблемой является накопление U во

232

время облучения Th, главным образом из-за (n,2n) реакции и

231 232

последующего захвата нейтронов из Pa. Потомство U испускает

212

интенсивность и высокую проникающую способность у-лучей, Bi (0,7-1,8 МэВ) и 208Tl (2,6 МэВ) соответственно. Это требует удаленного обращения и производства под сильным экранированием. С другой стороны, непрерывная переработка жидкого топлива должна привести к снижению рисков, связанных с обработкой и производством высокорадиоактивного переработанного топлива в замкнутом цикле. 1.2. Недостатки легководных реакторов (LWR)

Большинство атомных электростанций эксплуатируют легководные реакторы. Недостатки легководных реакторов перечислены следующим образом [3], [50]:

1. Необходимо загрузить свежее топливо каждые 18 месяцев из-за

238

низкого производства делящихся материалов из 238U;

2. Низкий коэффициент полезного действия (КПД) (< 35%) из-за ограничений температуры;

3. Проблемы, связанные с высоким давлением, такие как отказ сосуда под давлением;

4. Аварии, связанные с паровым взрывом (чернобыльская авария) и/или плавлением топлива (Три Майл Айленд и Фукусима);

5. Высокий уровень радиоактивности в активной зоне, т.е., большие проблемы при авариях;

6. Вероятность получения водорода при авариях;

135

7. Отравление Xe требует высокой избыточной реактивности в активной зоне и точного контроля мощности;

8. Утилизация радиоактивных изотопов и проблема распространения;

22

9. Существующие однократные топливные циклы используют < 2% потенциальной энергии урана и производят большие объемы высокорадиоактивных отходов. Водяные теплоносителя должны работать при высоких давлениях, т.е., с высокой вероятностью отказа. Жидкие металлические теплоносителя могут работать при низких давлениях, но могут химически реагировать с водой или воздухом. Расплавленные соленые теплоносителя могут работать при низком давлении с меньшей химической активностью, чем жидкие металлы. Их рабочие температуры ограничены совместимостью с конструкционным материалом. Таким образом, ЖСР может облегчить все эти проблемы. 1.3. Преимущества ториевого топлива

233 232

и образуется в результате радиационного захвата нейтронов в ^ с

239

последующим 2 Р-распадами. Аналогичным образом, Ри получается путем

238 233

радиационного захвата нейтронов в и с последующим 2 Р-распадами. и

239 232 233

и Ри - ядерные делящиеся материалы. Топливные циклы 232ТЪ- и и и- Ри иллюстрируются следующим образом [51]:

п + 232ТЬ^233ТЬ^_^ 233ра 233и

22 мин 27 д

и

п + 238и __>239и_1_> 239М 239Ри

24 мин 2.4 д

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Абделазиз Осама Ашраф Юссеф, 2021 год

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОИ ЛИТЕРАТУРЫ

1. Pioro I.L. Handbook of Generation IV Nuclear Reactors // Woodhead Publishing. 2016.

2. Яковлев Р.М., Обухова И.А. На пути к безопасной атомной энергетике биосфера // Междисциплинарный научный и прикладной журнал «Биосфера». 2017. Т. 9, № 2. С. 123-135.

3. Алексеев П.Н., Семченков Ю.М., Седов А.А., Субботин С.А., Чибиняев А.В. Перспективы и проблемы использования в реакторах легководного теплоносителя сверхкритического давления для повышения эффективности ядерного топливного цикла // Вопросы атомной науки и техники. Серия Физика ядерных реакторов. 2010. Т. 1, С. 3-12.

4. Jacobson M.Z. et. al. 100% Clean and Renewable Wind, Water, and Sunlight All-Sector Energy Roadmaps for 139 Countries of the World // Joule. 2017. Vol. 1, №. 1. p. 108-121.

5. Жизнин С.З., Тимохов В.М. Экономические Аспекты Некоторых Перспективных Ядерных Технологий За Рубежом И В России // Вестник Мгимо Университета. 2018. Т. 6, №. 45. С. 284-297.

6. DOE US. A technology roadmap for generation IV nuclear energy systems. 2002. p. 48-52.

7. Ковальчук М.В., Чайванов Б.Б., Абалин С.С., Фейнберг О.С. Ядерный источник энергии на жидких солях для Арктики // Вопросы атомной науки и техники. Серия Физика ядерных реакторов. 2018. Т. 1, С. 61-69.

8. Engel J.R., Bauman H.F., Dearing J.F., Grimes W.R., McCoy Jr H.E. Development status and potential program for development of proliferation-resistant molten-salt reactors. 1979.

9. LeBlanc D. Molten salt reactors: A new beginning for an old idea // Nucl. Eng. Des. 2010. Vol. 240, №. 6. p. 1644-1656.

10. Wright R.N., Sham T.L. Status of Metallic Structural Materials for Molten Salt Reactors // Idaho National Lab. United States. 2018.

11. Ignatiev V. GIF MSR System Development Status // Int. At. Energy Agency, Nucl. Power Technol. Dev. Sect. INPRO Sect., 2019.

12. Aufiero M., Cammi A., Fiorina C., Luzzi L., Sartori A. A multi-physics time-dependent model for the Lead Fast Reactor single-channel analysis // Nucl. Eng. Des. 2013. Vol. 256, p. 14-27.

13. Ignatiev V. et. al. Molten salt actinide recycler and transforming system without and with Th-U support: Fuel cycle flexibility and key material properties // Ann. Nucl. Energy. 2014. Vol. 64, Supplement C. p. 408-420.

14. Zhou J. et. al. Graph neural networks: A review of methods and applications // AI Open. 2020. Vol. 1, p. 57-81.

15. Li G.C. et. al. Optimization of Th-U fuel breeding based on a single-fluid double-zone thorium molten salt reactor // Prog. Nucl. Energy. 2018. Vol. 108, p. 144-151.

16. Li X.X. et. al. Analysis of thorium and uranium based nuclear fuel options in Fluoride salt-cooled High-temperature Reactor // Prog. Nucl. Energy. 2015. Vol. 78, p. 285-290.

17. Li G.C. et. al. Model optimization and analysis of Th--U breeding based on MSFR // Nucl. Tech. 2017. Vol. 40, №. 2. p. 20603.

18. Leppanen J., Pusa M., Viitanen T., Valtavirta V., Kaltiaisenaho T. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013 // SNA+ MC 2013-Joint International Conference on Supercomputing in Nuclear Applications+ Monte Carlo. 2014. p. 6021.

19. Aufiero M., Cammi A., Fiorina C., Leppanen J., Luzzi L., Ricotti M.E. An extended version of the SERPENT-2 code to investigate fuel burn-up and core material evolution of the Molten Salt Fast Reactor // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 441, №. 1-3. p. 473-486.

20. Rykhlevskii A., Bae J.W., Huff K.D. Modeling and simulation of online reprocessing in the thorium-fueled molten salt breeder reactor // Ann. Nucl. Energy. 2019. Vol. 128, p. 366-379.

21. Aufiero M. et. al. Publications and reports related to Serpent development // [Online]. Available: http://montecarlo.vtt.fi/publications.htm

22. Leppanen J. Discussion forum for Serpent users // [Online]. Available: https://ttuki.vtt.fi/serpent/

23. Rosenthal M.W., Kasten P.R., Briggs R.B. Molten Salt Reactors History, Status, and Potential // Nucl. Appl. Technol. 1970. Vol. 8, №. 2. p. 107-117.

24. Nuttin A. et. al. Potential of thorium molten salt reactors detailed calculations and concept evolution with a view to large scale energy production // Prog. Nucl. Energy. 2005. Vol. 46, №.1. p. 77-99.

25. Betzler B.R. et. al. Assessment of the Neutronic and Fuel Cycle Performance of the Transatomic Power Molten Salt Reactor Design // ORNL/TM-2017/475, Oak Ridge National Laboratory. 2017. №. 475.

26. Rykhlevskii A., Betzler B.R., Worrall A., Huff K.D. Fuel Cycle Performance of Fast Spectrum Molten Salt Reactor Designs // Proceedings of Mathematics and Computation. 2019.

27. Ashraf O., Rykhlevskii A., Tikhomirov G.V., Huff K.D. Strategies for thorium fuel cycle transition in the SD-TMSR // Ann. Nucl. Energy. 2020. Vol. 148, p. 107656.

28

29

30

31

32

33

34

35

36

37

38

39

40

41

Betzler B.R., Powers J.J., Worrall A. Modeling and simulation of the start-up of a thorium-based molten salt reactor // Proc. Int. Conf. PHYSOR. 2016. Liu B. et. al. Minor actinide transmutation characteristics in AP1000 // Ann. Nucl. Energy. 2018. Vol. 115, p. 116-125.

Petrie L.M., Jordon W.C., Edwards A.L., Williams P.T. SCALE : A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation // Miscellaneous. Vol. 3, Revision 4. No. NUREG/CR--0200-VOL. 3-REV. 4. Nuclear Regulatory Commission, 1995. Briesmeister J. F. et. al. MCNPTM-A general Monte Carlo N-particle transport code // Version 4C, LA-13709-M, Los Alamos Natl. Lab. 2000. p. 2. Haubenreich P.N. Engel J.R. Experience with the Molten-Salt Reactor Experiment // Nucl. Appl. Technol. 1970. Vol. 8, №. 2. p. 118-136. Robertson R.C. MSRE Design and operations report: Part I - Description of reactor design // Oak Ridge National Lab., Tenn. 1965. Serp J. et. al. The molten salt reactor (MSR) in generation IV: overview and perspectives // Prog. Nucl. Energy. 2014. Vol. 77, p. 308-319. Boussier H. et. al. The molten salt reactor in generation IV: overview and perspectives // Proceedings of the Generation4 International Forum Symposium, San Diego, USA, 2012.

Mourogov A. Potentialities of the fast spectrum molten salt reactor concept: REBUS-3700 // Energy conversion and management. 2006. Vol. 47, №. 17. p. 2761-2771.

Taube M. et. al. Fast reactors using molten chloride salts as fuel // No. INFCE/DEP./WG--8/75. INFCE (Switzerland). 1978.

Pettersen E.E. Mikityuk K. Coupled multi-physics simulations of the Molten Salt Fast Reactor using coarse-mesh thermal-hydraulics and spatial neutronics // University Paris-Saclay. 2016.

Merle-Lucotte E., Heuer D., Allibert M., Doligez X., Ghetta V. Minimizing the fissile inventory of the molten salt fast reactor // Advances in Nuclear Fuel Management IV (ANFM IV). American Nuclear Society, HAL, 2009. Zou C.Y. et. al. Optimization of temperature coefficient and breeding ratio for a graphite-moderated molten salt reactor // Nucl. Eng. Des. 2015. Vol. 281, p. 114-120.

Nagy K., Kloosterman J.L., Lathouwers D., Hagen T.der, Van Der Hagen T.H.J.J. New breeding gain definitions and their application to the optimization of a molten salt reactor design // Ann. Nucl. Energy. 2011. Vol. 38, №. 2-3. p. 601-609.

42. Nagy K., Kloosterman J.L., Lathouwers D., Hagen T.der. The effects of core zoning on the graphite lifespan and breeding gain of a moderated molten salt reactor // Ann. Nucl. Energy. 2012. Vol. 43, p. 19-25.

43. Jiang M.H., Xu H.J., Dai Z.M. Advanced fission energy program-TMSR nuclear energy system // Bull. Chin. Acad. Sci. 2012. Vol. 27, №. 3. p. 366-374.

44. Fiorina C. The molten salt fast reactor as a fast spectrum candidate for thorium implementation // Politecnico Di Milano. 2013.

45. Salvatores M., Palmiotti G. Radioactive waste partitioning and transmutation within advanced fuel cycles: Achievements and challenges // Prog. Part. Nucl. Phys. 2011. Vol. 66, №. 1. p. 144-166.

46. IAEA. Thorium Fuel Cycle - Potential Benefits and Challenges // Vienna, Austria. 2005.

47. Fiorina C. et. al. Investigation of the MSFR core physics and fuel cycle characteristics // Prog. Nucl. Energy. 2013. Vol. 68, p. 153-168.

48. Achuthan, P.V., Ramanujam A. Aqueous reprocessing by THOREX process // Thoria-based Nuclear Fuels. 2013. p. 279-333.

49. Wenner J., Franceschini M., Kulesza F. Preliminary Comparative Shielding Analysis for Refabricating Different Fuel Vectors // San Diego, US. 2012.

50. Dolan T.J. (editor). Molten Salt Reactors and Thorium Energy // Woodhead Publishing Series in Energy, Joe Hayton. 2017.

51. Алексеев П.Н. Место и роль тория в ядерной энергетике // Инноватика и экспертиза научные труды. 2016. Т. 3, №. 18. С. 164-174.

52. Moir R.W. The fusion-fission fuel factory // Fusion, E. Teller, ed 1. Part B. 2012. p. 411-451.

53. Бобров Е.А. и др. Использование тория в ядерной энергетической системе с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах // Вопросы атомной науки и техники. Серия Физика ядерных реакторов. 2019. Т. 1, С. 82-90.

54. Тихонов М.Н., Муратов О.Э. Альтернативный ядерно-топливный цикл: необходимость и актуальность // Экология промышленного производства. 2009. Т. 4, С. 40-48.

55. Маршалкин В.Е., Повышев В.М. Еестественная трансмутация актиноидов реакцией деления в замкнутом торий-уран-плутониевом топливном цикле // Вопросы атомной науки и техники. Серия Физика ядерных реакторов. 2016. Т. 4, С. 64-75.

56. Сабитова Р.Р., Степанова О.А. Жидкосолевые реакторы в ядерной энергетике // Научно-образовательный центр «ЗНАНИЕ». 2016. C. 238243.

57. Bettis E.S., Cottrell W.B., Mann E. R., Meem J. L., Whitman G.D. The Aircraft Reactor Experiment // Nucl. Sci. Eng. 1957. Vol. 2, №. 6. p. 841-853.

58. Hastelloy N Alloy. Haynes International Inc. 2002. [Online]. Available: https://www.haynesintl .com/pdf/h2052.pdf

59. Clement Wong GA, Merrill Brad. Relevant MSRE and MSR Experience // Presentation. 2004.

60. Rosenthal M.W., Haubenreich P.N., Briggs R.B. The Development Status of Molten-Salt Breeder Reactors // Oak Ridge National Laboratory, Ornl-4812. 1972.

61. Rosenthal M.W., Briggs R.B., Haubenreich P.N. Molten-salt reactor program semiannual progress report. 1971.

62. Игнатьев В.В. и др. Жидкосолевые Реакторы: Новые Возможности, Проблемы И Решения // Атомная Энергия. 2012. Т. 112, №. 3. С. 135143.

63. Ashraf O., Rykhlevskii A., Tikhomirov G.V., Huff K.D. Whole core analysis of the single-fluid double-zone thorium molten salt reactor (SD-TMSR) // Ann. Nucl. Energy. 2020. Vol. 137, p. 107115.

64. Mitachi K., Yamamoto T., Yoshioka R. Self-sustaining core design for 200 MWe molten-salt reactor with thorium-uranium fuel: FUJI-U3-(0) // Proc. TU2007. 2007. p. 4-6.

65. Игнатьев В.В., Кормилицын М.В. Кормилицына Л.А., Семченков Ю. М., Федоров Ю. С., Ниц Ф.О.С. Жидкосолевой реактор для замыкания ядерного топливного цикла по всем актиноидам // Атомная энергия. 2018. Т. 125, №. 5. С. 251-255.

66. Fiorini G.L., Leahy T. Basis for the safety approach for design and assessment of Generation IV nuclear systems. 2008.

67. Cammi A., Marcello V.Di, Luzzi L., Memoli V., Ricotti M.E. A multi-physics modelling approach to the dynamics of Molten Salt Reactors // Ann. Nucl. Energy. 2011. Vol. 38, №. 6. p. 1356-1372.

68. Furukawa K. et. al. A road map for the realization of global-scale thorium breeding fuel cycle by single molten-fluoride flow // 13 th Int. Conf. Emerg. Nucl. Energy Syst. 2007, ICENES 2007, Vol. 1, p. 5-32.

69. Hejzlar P., Todreas N.E., Shwageraus E., Nikiforova A., Petroski R., Driscoll M.J. Cross-comparison of fast reactor concepts with various coolants // Nucl. Eng. Des. 2009. Vol. 239, №. 12. p. 2672-2691.

70. Hargraves R. Thorium: energy cheaper than coal // CreateSpace Independent Publishing Platform. 2012.

71. Viebahn, Peter, Lechon Y., Trieb F. The potential role of concentrated solar power (CSP) in Africa and Europe—A dynamic assessment of technology

179

development, cost development and life cycle inventories until 2050 // Energy Policy. 2011. Vol. 39, №. 8. p. 4420-4430.

72. Robertson R.C. Conceptual Design Study of a Single-Fluid Molten-Salt Breeder Reactor // No. ORNL-4541. comp.; Oak Ridge National Lab., Tenn. 1971.

73. Mathieu L. et. al. The thorium molten salt reactor: Moving on from the MSBR // Prog. Nucl. Energy. 2006. Vol. 48, №. 7. p. 664-679.

74. Mitachi K., Yamamoto T., Yoshioka R. Performance of a 200 MWe molten-salt reactor operated in thorium-uranium fuel-cycle // Atomic Energy Society of Japan, Tokyo (Japan). 2005.

75. Renault C., Delpech M. The MOST project: key-points and challenges for the feasibility of molten salt reactors // Proceedings of the ICAPP'05 Seoul, Korea. 2005. Vol. 5208, p. 15-19.

76. Kelly J.E. Generation IV International Forum: A decade of progress through international cooperation // Prog. Nucl. Energy. 2014. Vol. 77, p. 240-246.

77. Fiorina C., Cammi A., Luzzi L., Mikityuk K., Ninokata H., Ricotti M.E. Thermal-hydraulics of internally heated molten salts and application to the Molten Salt Fast Reactor // J. Phys. Conf. Ser. 2014. Vol. 501, №. 1. p. 012030.

78. Brovchenko M. et. al. Preliminary safety calculations to improve the design of Molten Salt Fast Reactor // Proceedings of the International Conference PHYSOR. 2012.

79. Benes O. et. al. Assessment of liquid salts for innovative applications // ALISIA Deliv. (D-50), Eur. Comm. Euratom Res. Train. Program. Nucl. Energy. 2009.

80. Merle-Lucotte E., Heuer D., Allibert M., Brovchenko M., Capellan N., Ghetta V. Launching the Thorium fuel cycle with the molten salt fast reactor // Proceedings of ICAPP 2011 Nice, France. 2011. p. 11190.

81. Ignatiev V. Neutronic, fuel and material properties of a molten salt transmuter // International Atomic Energy Agency (IAEA). 2003.

82. Ignatiev V. et. al. MARS: Story on Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter Development by Rosatom in Co-operation with Euratom // Nuclear Energy Agency of the OECD (NEA). 2015.

83. Schikorr M. Results of transient analyses of the MOSART molten salt reactor design // International Atomic Energy Agency (IAEA). 2005.

84. Hron M., Uhlir J., Vanicek J. The SPHINX Project (Experimental Verification of Design Inputs for a Transmuter with Liquid Fuel based on Molten Fluorides // Advanced Reactors with Innovative Fuels: Second Workshop Proceedings, Chester, United Kinkgdom. 2002, p. 393.

180

85

86

87

88

89

90

91

92

93

94

95

96

97

98

99

LeBlanc D. Rodenburg C. Integral molten salt reactor // Molten Salt Reactors and Thorium Energy. 2017. p. 541-556.

Jorgensen L. ThorCon reactor // Molten Salt Reactors and Thorium Energy. 2017. p. 557-564.

Robertson S., Smith S., Massie M., Dewan L. Transatomic Power // Molten Salt Reactors and Thorium Energy. 2017. p. 581-598.

Bahri C.N.A.C.Z., Majid A.A., AL-Areqi W.M. Advantages of Liquid Fluoride Thorium Reactor in comparison with Light Water Reactor // AIP Conf. Proc. 2015. Vol. 1659.

Jaradat S.Q. Alajo A.B. Studies on the liquid fluoride thorium reactor: Comparative neutronics analysis of MCNP6 code with SRAC95 reactor analysis code based on FUJI-U3-(0) // Nucl. Eng. Des. 2017. Vol. 314, p. 251-255. Pedersen T.J. Copenhagen Atomics waste burner // Molten Salt Reactors and Thorium Energy. 2017. p. 599-607.

Zhou S., Cao L., Wu H., Bai B., Lei C., Zhang Y. SPARK-LS: A novel design of a compact liquid chloride salt cooled fast reactor based on tube-in-duct fuel concept // Ann. Nucl. Energy. 2019. Vol. 128, p. 248-255. Sooby E. et. al. Candidate molten salt investigation for an accelerator driven subcritical core // J. Nucl. Mater. 2013. Vol. 440, №. 1-3. p. 298-303. Scott I. Stable salt fast reactor // Molten Salt Reactors and Thorium Energy. 2017. p. 571-580.

Degtyarev A., Myasnikov A., Ponomarev L. Molten salt fast reactor with U-Pu fuel cycle // Prog. Nucl. Energy. 2015. Vol. 82, p. 33-36. Lizin A.A., Tomilin S.V., Ponomarev L.I., Fedorov Y.S., Hirose Y. Fastspectrum, liquid-fueled reactors // Molten Salt Reactors and Thorium Energy. 2017. p. 375-433.

Zheng G., Wu H., Wang J., Chen S., Zhang Y. Thorium-based molten salt SMR as the nuclear technology pathway from a market-oriented perspective // Ann. Nucl. Energy. 2018. Vol. 116, p. 177-186.

Kitamoto A. Concept of fast reactor of hard spectrum cooled with spray type water at 7.5 MPa // Atomic Energy Society of Japan, Tokyo (Japan). 2005. Huke A., Ruprecht G., Weißbach D., Gottlieb S., Hussein A., Czerski K. The Dual Fluid Reactor - A novel concept for a fast nuclear reactor of high efficiency // Ann. Nucl. Energy. 2015. Vol. 80, p. 225-235. Ahmad A., McClamrock E.B., Glaser A. Neutronics calculations for denatured molten salt reactors: Assessing resource requirements and proliferation-risk attributes // Ann. Nucl. Energy. 2015. Vol. 75, p. 261-267. Rykhlevskii A. Fuel processing simulation tool for liquid-fueled nuclear reactors // University of Illinois at Urbana-Champaign. 2020.

181

101

102

103

104

105

106

107

108

109

110

111

112

113

114

Sheu R.J., Chang C.H., Chao C.C., Liu Y.-W.H. Depletion analysis on long-term operation of the conceptual Molten Salt Actinide Recycler & Transmuter (MOSART) by using a special sequence based on SCALE-6/TRITON // Ann. Nucl. Energy. 2013. Vol. 53, pp. 1-8.

Merle-Lucotte E., Heuer D., Brun C. Le, Allibert M., Ghetta V. The TMSR as Actinide Burner and Thorium Breeder // Note LPSC 07-37. 2007. №. 33. p. 3-8.

Jeong Y., Park J., Lee H.C., Lee D. Equilibrium core design methods for molten salt breeder reactor based on two-cell model // J. Nucl. Sci. Technol. 2016. Vol. 53, №. 4. p. 529-536.

Betzler B.R., Powers J.J., Worrall A. Molten salt reactor neutronics and fuel cycle modeling and simulation with SCALE // Ann. Nucl. Energy. 2017. Vol. 101, Supplement C, p. 489-503.

Betzler B.R. et. al. Fuel cycle and neutronic performance of a spectral shift molten salt reactor design // Ann. Nucl. Energy. 2018. Vol. 119, p. 396-410. Croff A. G. User's manual for the ORIGEN-2 computer code. 1980. Doligez X., Heuer D., Merle-Lucotte E., Allibert M., Ghetta V. Coupled study of the Molten Salt Fast Reactor core physics and its associated reprocessing unit // Ann. Nucl. Energy. 2014. Vol. 64, Supplement C, p. 430-440. Leppanen J., Pusa M., Viitanen T., Valtavirta V., Kaltiaisenaho T. The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013 // Ann. Nucl. Energy. 2015. Vol. 82, p. 142-150.

Leppanen J. et. al. The Numerical Multi-Physics project (NUMPS) at VTT Technical Research Centre of Finland // Ann. Nucl. Energy. 2015. Vol. 84, p. 55-62.

Isotalo A.E., Aarnio P.A. Comparison of depletion algorithms for large systems of nuclides // Ann. Nucl. Energy. 2011. Vol. 38, №. 2-3. p. 261-268. Isotalo A.E., Pusa M. Improving the accuracy of the chebyshev rational approximation method using substeps // Nucl. Sci. Eng. 2016. Vol. 183, №. 1. p. 65-77.

Бландинский В.Ю., Кузенкова Д.С. Расчетное обоснование экспериментов с расплавленно-солевыми торий-урановыми топливными композициями в петле реактора мбир // Атомная энергия. 2020. Т. 128, №. 5. С. 254-258.

Rykhlevskii A., Lindsay A., Huff K.D., Hu K. Online reprocessing simulation for thorium-fueled molten salt breeder reactor // Transactions of the American Nuclear Society. 2018.

Marka J.C. Explosive properties of reactor-grade plutonium // Sci. Glob. Se-cur. 1993. Vol. 4, №. 1. p. 111-128.

182

115. Пономарев Л.И. и др. Выбор топливной соли для жидкосолевого реактора // Атомная энергия. 2013. Т. 115, №. 1. С. 6-11.

116. Jean C. de Saint, Delpech M., Tommasi J., Youinou G., Bourdot P. Scénarios CNE: réacteurs classiques, caractérisation à l'équilibre // Rapp. CEA DER/SPRC/LEDC/99-448. 2000.

117. Ашраф О., Смирнов А.Д., Рыжов С.Н., Тихомиров Г.В. Предварительное исследование о переходе к ториевому топливному циклу в жидкосолевом реакторе sd-tmsr // Вестник национального исследовательского ядерного университета "МИФИ". 2020. Т. 9, №. 4. С. 305-314.

118. Дегтярев А.М., Пономарев Л.И. Жидкосолевой реактор с быстрым спектром нейтронов на основе LiF — NaF — KF // Атомная энергия. 2012. Т. 112, №. 6. С. 367-368.

119. Zou C.Y., Cai C.Z., Yu C.G., Wu J.H., Chen J.G. Transition to thorium fuel cycle for TMSR // Nucl. Eng. Des. 2018. Vol. 330, p. 420-428.

120. Forget B., Smith K., Kumar S., Rathbun M., Liang J. Integral Full Core Multi-Physics PWR Benchmark with Measured Data // No. D0E-MIT-8270. Massachusetts Inst. of Technology (MIT), Cambridge, MA (United States). 2018.

121. Лизин А.А., Томилин С.В., Наумов В.С., Игнатьев В.В., Незговоров Н.Ю., Баранов А.Ю. Изучение совместной растворимости PuF3 и UF4 в расплаве фторидов лития, натрия и калия // Радиохимия. 2015. Т. 57, №. 5. С. 425-429.

122. Cerba S., Vrban B., Luley J., Necas V., Hascik J. Optimization of the heterogeneous GFR 2400 control rod design // Prog. Nucl. Energy. 2017. Vol. 97, p. 170-181.

123. Nuclear Regulatory Commission. Standard review plan for the review of safety analysis reports for nuclear power plants: LWR edition (No. NUREG--0800 (6/87)). 1987.

124. Zhang A., Zou C., Wu J., Xia S., Yu C., Chen J. Radiotoxicity of minor acti-nides in thermal, epithermal and fast TMSRs with very high burnup // Ann. Nucl. Energy. 2020. Vol. 137, p. 107162.

125. Séran J. L., Flem M. Le. Irradiation-resistant austenitic steels as core materials for Generation IV nuclear reactors // Structural Materials for Generation IV Nuclear Reactors. 2017. p. 285-328.

126. Oka Y., Mori H. (eds). Supercritical-pressure light water cooled reactors. Springer Japan. 2014.

127. Guo H., Buiron L., Kooyman T., Sciora P. Optimized control rod designs for Generation-IV fast reactors using alternative absorbers and moderators // Ann. Nucl. Energy. 2019. Vol. 132, p. 713-722.

128. Son, N.A., Hoa, N.D., Nguyen, T.T., Tuan, T.Q., Raul, O.C. Control rod calibration and worth calculation for optimized power reactor 1000 (opr-1000) using core simulator opr1000 // World J. Nucl. Sci. Technol. 2016. Vol. 7 (1), p. 15-23.

129. Кормилицына Л.А., Субботин С.А. Технико-экономический анализ применения жидкосолевых реакторных систем для замыкания ядерного топливного цикла по минорным актинидам, накопленным при переработке ОЯТ коммерческих энергоблоков ВВЭР-1000/1200 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2019. Т. 3, С. 39-47.

130. Ашраф О., Тихомиров Г.В. Жидкосолевые реакторы с тепловым и быстрым спектром для трансмутации минорных актинидов // Глобальная ядерная безопасность. 2020. Т. 4, №. 4(37). С. 68-81.

131. Власкин Г.Н., Рачков В.И., Хомяков Ю.С. Нейтронно-физическое обоснование трансмутации Np, Am, Cm // Атомная энергия. 2014. Т. 116, №. 5. С. 262-266.

132. Пономарев Л.И., Белоногов М.Н., Волков И.А., Симоненко В.А., Шереметьева У.Ф. Трансмутация Np, Am, Cm в разных типах реакторов // Атомная энергия. 2019. Т. 126, №. 3. С. 132-137.

133. Декусар В.М., Зродников А.В., Елисеев В.А., Мосеев А.Л. К вопросу накопления и реакторной утилизации америция в ядерной энергетике // Вопросы атомной науки и техники. Серия Ядерно-реакторные константы. 2019. Т. 1, С. 215-223.

134. Коробейников В.В., Колесов В.В., Терехова А.М., Каражелевская Ю.Е. Исследование возможности выжигания минорных актинидов в быстром реакторе с металлическим топливом на основе только минорных актинидов // Вопросы атомной науки и техники. Серия Ядерно-реакторные константы. 2020. Т. 1, С. 59-68.

135. Iwasaki T. A study of transmutation of minor-actinide in a thermal neutron field of the advanced neutron source // Prog. Nucl. Energy. 2002. Vol. 40, №. 3-4. p. 481-488.

136. Hu W. et. al. Minor actinide transmutation on PWR burnable poison rods // Ann. Nucl. Energy. 2015. Vol. 77, p. 74-82.

137. Селиверстов В.В. Параметры эффективности трансмутации Np, Am, Cm с учетом скорости нейтронных реакций // Атомная энергия. 2011. Т. 111, №. 4. С. 224-228.

138. Berthou V., Degueldre C., Magill J. Transmutation characteristics in thermal and fast neutron spectra: Application to americium // J. Nucl. Mater. 2003. Vol. 320, №. 1-2. p. 156-162.

139. Takeda T., Yamamoto T., Miyauchi M. Interpretation of actinide transmutation in thermal and fast reactors // Prog. Nucl. Energy. 2002. Vol. 40, №. 3-4. p. 449-456.

140. Rabotnov N.S. Optimization of closed nuclear fuel cycle including transmutation of minor actinides // International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria). 2002. №. 5. p. 167-173.

141. Salvatores M., Hill R., Slessarev I., Youinou G. The physics of TRU transmutation - A systematic approach to the inter-comparison of systems // Proc. PHYSOR 2004 Phys. Fuel Cycles Adv. Nucl. Syst.-Glob. Dev. 2004. p. 775784.

142. Mukaiyama T., Yoshida H., Ogawa T. Minor actinide transmutation in fission reactors and fuel cycle considerations // Use of fast reactors for actiniae transmutation. 1993.

143. Golovkina, A.G., Kudinovich I.V., Ovsyannikov D.A. Optimization model for radioactive waste transmutation in advanced fuel cycle // IFAC-PapersOnLine. 2018. Vol. 51. №. 32. p. 179-183.

144. Yu C. et. al. Analysis of minor actinides transmutation for a Molten Salt Fast Reactor // Ann. Nucl. Energy. 2015. Vol. 85, p. 597-604.

145. Bucholz J.A. SCALE: a modular code system for performing standardized computer analyses for licensing evaluation. 1982.

146. Белоногов М.Н., Волков И.А., Модестов Д.Г., Рыкованов Г.Н., Симоненко В.А., Хмельницкий Д.В. Об оптимальном режиме трансмутации минорных актиноидов в жидкосолевом реакторе // Атомная энергия. 2020. Т. 128, №. 3. С. 135-142.

147. Гулевич А.В., Елисеев В.А., Клинов Д.А., Коробейникова Л.В., Троянов В.М. Возможность выжигания америция в быстрых реакторах // Атомная энергия. 2020. Т. 128, №. 2. С. 82-87.

148. Казанский Ю.А., Романов М.И. Малых актинидов в спектре нейтронов реактора на тепловых нейтронах // Известия вузов, Ядерная энергетика. 2014. Т. 2, С. 140-148.

149. Коробейников В.В., Колесов В.В., Каражелевская Ю.Е., Терехова А.М. Исследования возможности выжигания и трансмутации америция в реакторе с Am-топливом // Известия вузов, Ядерная энергетика. 2019. Т. 2, С. 153-163.

150. Казанский Ю.А., Иванов Н.В., Романов М.И. Результаты трансмутации малых актинидов в спектре нейтронов реакторов на тепловых и быстрых

185

нейтронах // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2016. Т. 2, С. 77-86.

151. Stauff N.E. et. al. Benchmark for neutronic analysis of sodium-cooled fast reactor cores with various fuel types ad core sizes // No. NEA-NSC-R--2015-9. Organisation for Economic Co-Operation and Development. 2016.

152. Krivitski I.Yu. New generation of fast reactors for effective utilization of nuclear wastes // International Youth Nuclear Congress 2000: Youth, Future, Nuclear. Proceedings and Multimedia Presentation. 2001. Vol. 13. №. 12.

153. Clement C.H., Eckerman K., Harrison J., Menzel H.G. Compendium of dose coefficients based on ICRP Publication 60 // International Commission on Radiological Protection. 2012. Vol. 119, №. 41.

СПИСОК ПУБЛИКАЦИИ АСПИРАНТА

1. Ashraf O., Smirnov A.D., Tikhomirov G.V. Nuclear fuel optimization for molten salt fast reactor // J. Phys. Conf. Ser. 2018. Vol. 1133, p. 012026.

2. Ashraf O., Smirnov A.D., Tikhomirov G.V. Modelling of the molten salt fast reactor using code serpent // Сборник тезисов , Часть 2, Современные проблемы физики и технологий VII Международная молодежная научная школа-конференция. 2018.

3. Ashraf O., Smirnov A.D., Tikhomirov G.V. Burnup calculations for molten-salt breeder reactor // сборник тезисов, Будущее атомной энергетики (XIV Международная научно-практическая конференция). 2018.

4. Ашраф О., Смирнов А.Д., Тихомиров Г.В. Расчет выгорания жидкосолевого реактора размножителя // сборник докладов, XXI Международная конференция молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. 2019.

5. Ashraf O., Smirnov A.D., Tikhomirov G.V. Modeling and criticality calculation of the Molten Salt Fast Reactor using Serpent code // J. Phys. Conf. Ser. 2019. Vol. 118, p. 012007.

6. Ашраф О., Смирнов А.Д., Тихомиров Г.В. Расчеты выгорания для жидкосолевого реактора // Сборник трудов 11-ой международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», АО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск, Московская область. 2019.

7. Ashraf O., Smirnov A.D., Tikhomirov G.V. Using Serpent2 built-in capabilities for simulation of the online reprocessing and refueling in thorium-fueled molten salt reactor // Сборник тезисов докладов, Современные проблемы физики и технологий VIII Международная молодежная научная школа-конференция. 2019.

8. Ashraf O., Rykhlevskii A., Tikhomirov G.V., Huff K.D. Whole core analysis of the single-fluid double-zone thorium molten salt reactor (SD-TMSR) // Ann. Nucl. Energy. 2020. Vol. 137, p. 107115.

9. Ashraf O., Tikhomirov G.V. Low-enriched uranium and reactor-grade Pu as startup fuel in molten salt reactor (SD-TMSR) // Сборник тезисов, Будущее атомной энергетики (XV Международная научно-практическая конференция. 2019.

10. Ашраф О., Богданова Е.В., Смирнов А.Д., Тихомиров Г.В. Предварительный дизайн управляющих стержней в жидкосолевом реакторе SD-TMSR // Сборник тезисов, Всероссийская научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной

энергетики (Нейтроника-2019)» Госкорпорация «Росатом», АО «ГНЦ РФ-ФЭИ», г. Обнинск. 2019. С. 27-29.

11. Абделазиз О.А., Тихомиров Г.В. Различные сценарии перехода к ториевому топливному циклу в реакторе с расплавленной солью (SD-TMSR) // Сборник научных трудов всероссийской конференции, научная сессия НИЯУ МИФИ - 2019 по направлению инновационные ядерные технологии, Челябинская обл., г. Снежинск. 2019. С. 18-20.

12. Ashraf O., Tikhomirov G.V. Preliminary study on the online reprocessing and refueling scheme for SD-TMS reactor // J. Phys. Conf. Ser. 2020. Vol. 1439, p. 012005.

13. Ashraf O., Rykhlevskii A., Tikhomirov G.V., Huff K.D. Strategies for thorium fuel cycle transition in the SD-TMSR // Ann. Nucl. Energy. 2020. Vol. 148, p. 107656.

14. Ashraf O., Tikhomirov G.V. Thermal-and fast-spectrum molten salt reactors for minor actinides transmutation // Ann. Nucl. Energy. 2020. Vol. 148, p. 107751.

15. Ашраф О., Смирнов А.Д., Рыжов С.Н., Тихомиров Г.В. Предварительное исследование о переходе к ториевому топливному циклу в жидкосолевом реакторе SD-TMSR // Вестник национального исследовательского ядерного университета "МИФИ". 2020. Т. 9, № 4. С. 305-314.

16. Ашраф О., Тихомиров Г.В. Жидкосолевые реакторы с тепловым и быстрым спектром для трансмутации минорных актинидов // Глобальная ядерная безопасность. 2020. Т. 4, № 4(37). С. 68-81.

17. Ashraf O., Tikhomirov G.V. A methodology for determining the transmutation efficiency of minor actinides in nuclear reactors // Сборник тезисов, Международная молодежная школа-конференция по ядерной физике и технологиям МИФИ. 2020.

18. Ashraf O., Rykhlevskii A., Tikhomirov G.V., Huff K.D. Preliminary design of control rods in the single-fluid double-zone thorium molten salt reactor (SD-TMSR) // Ann. Nucl. Energy. 2021. Vol. 152, p. 108035.

19. Ashraf O., Tikhomirov G.V. Test task for transmutation of 241Am in molten salt reactors // J. Phys. Conf. Ser. 2020. Vol. 1689, p. 012027.

20. Ashraf O., Tikhomirov G.V. Transmutation of americium and neptunium in the single-fluid double-zone thorium-based molten salt reactor // Nucl. Eng. Des. 2021. Vol. 375, p. 111069.

21. Ashraf O., Tikhomirov G.V. A methodology for evaluating the transmutation efficiency of long-lived minor actinides // Nucl. Eng. Des. 2021. Vol. 377, p. 111128.

22. Ашраф О., Тихомиров Г.В. Новая система управления и защиты реактора SD-TMSR // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2021. Т. 1, С. 48-54.

ПРИЛОЖЕНИЕ

Ain Shams University Faculty of Education Physics department

11341, Al-Maqri/.i Street, Ro\y, Cairo, Egypt Tcl./Fax [phone] E-mail: [e-mail]

To the Dissertation Council for the defense of dissertations of candidate and doctor of

scienccs, MEPhl.01.03

at the National Research Nuclear University "MEPhl"

ACT

on the implementation (use) of the results of dissertation into the educational process

The results of the dissertation research on the project "Design characteristics of fuel cycles in molten salt reactors" implemented by Osama Ashraf Youssef Abdelaziz at the Department of Theoretical and Experimental Physics of Nuclear Reactors of the Federal State Autonomous Educational Institution of Higher Education "National Research Nuclear University" "MEPhl" (NRNU MEPhl) will be introduced into the educational process at the physics department, Faculty of Education, Ain shams University as part of the course related with "Generation IV innovative nuclear reactors".

Head of physics department

Рис. П.1. Акт о применении результатов диссертационной работы

Нуклид Скорость подпитки Константа подпитки* [с-1]

232ти 1,842 [кг/день], первые 90 [дней] 1,500Е-09

2,511 [кг/день], от 90 до 1550 [день] 2,045Е-09

2,456 [кг/день], от 1550 до 3010 [день] 2,000Е-09

2,321 [кг/день], от 3010 до 5930[день] 1,890Е-09

2,241 [кг/день], от 5930 до 7390 [день] 1,825Е-09

2,186 [кг/день], от 7390 до 12500 [день] 1,780Е-09

2,118 [кг/день], от 12500 до 15420 [день] 1,725Е-09

2,136 [кг/день], от 15420 до 18340 [день] 1,740Е-09

2,063 [кг/день], от 18340 до 21900 [день] 1,680Е-09

233и 2,619 [кг/день], первые 90 [день] 6,400Е-09

2,009 [кг/день], от 90 до 1550 [день] 4,910Е-09

1,944 [кг/день], от 1550 до 3010 [день] 4,750Е-09

1,826 [кг/день], от 3010 до 5930 [день] 4,460Е-09

1,811 [кг/день], от 5930 до 7390 [день] 4,425Е-09

1,744 [кг/день], от 7390 до 12500 [день] 4,260Е-09

1,699 [кг/день], от 12500 до 18340 [день] 4,150Е-09

1,657 [кг/день], от 18340 до 21900 [день] 4,050Е-09

Постоянная подпитки - это массовая доля сырьевых или делящихся нуклидов ( ^ или 233и), переносимых из внешнего хранилища в активную зону за секунду.

Таблица П.2 таблица перегрузки для случая реакторного Ри.

Нуклид Скорость подпитки Константа подпитки* [с-1]

3,028 [кг/день], первые 365 [день] 1,71Е-08

3,099 [кг/день], от 365 до 730 [день] 1,75Е-08

3,276 [кг/день], от 730 до 1095 [день] 1,85Е-08

3,188 [кг/день], от 1095 до 1460 [день] 1,80Е-08

3,158 [кг/день], от 1460 до 1825 [день] 1,78Е-08

3,034 [кг/день], от 1825 до 2190 [день] 1,71Е-08

3,299 [кг/день], от 2190 до 2555 [день] 1,86Е-08

2,581 [кг/день], от 2555 до 2920 [день] 1,46Е-08

2,484 [кг/день], от 2920 до 3285 [день] 1,40Е-08

2,444 [кг/день], от 3285 до 3650 [день] 1,38Е-08

2 [кг/день], от 3650 до 4015 [день] 1,13Е-08

2,532 [кг/день], от 4015 до 5110 [день] 1,43Е-08

2,568 [кг/день], от 5110 до 6205 [день] 1,45Е-08

Ри 2,515 [кг/день], от 6205 до 6935 [день] 1,42Е-08

2,483 [кг/день], от 6935 до 7300 [день] 1,40Е-08

2,417 [кг/день], от 7300 до 7665 [день] 1,37Е-08

2,134 [кг/день], от 7665 до 8030 [день] 1,21Е-08

2,786 [кг/день], от 8030 до 8395 [день] 1,57Е-08

2,679 [кг/день], от 8395 до 8760 [день] 1,51Е-08

2,355 [кг/день], от 8760 до 9490 [день] 1,33Е-08

2,727 [кг/день], от 9490 до 9855 [день] 1,54Е-08

2,484 [кг/день], от 9855 до 10220 [день] 1,40Е-08

2,502 [кг/день], от 10220 до 10585 [день] 1,41Е-08

2,520 [кг/день], от 10585 до 10950 [день] 1,42Е-08

2,538 [кг/день], от 10950 до 11315 [день] 1,43Е-08

2,555 [кг/день], от 11315 до 13140 [день] 1,44Е-08

2,573 [кг/день], от 13140 до 14600 [день] 1,45Е-08

2,520 [кг/день], от 14600 до 16425 [день] 1,42E-08

2,396 [кг/день], от 16425 до 17155 [день] 1,35E-08

2,414 [кг/день], от 17155 до 17885 [день] 1,36E-08

2,573 [кг/день], от 17885 до 19710 [день] 1,45E-08

2,697 [кг/день], от 19710 до 20075 [день] 1,52E-08

2,573 [кг/день], от 20075 до 21170 [день] 1,45E-08

2,39 [кг/день], от 21170 до 21900 [день] 1,35E-08

0,531 [кг/день], от 365 до 1095 [день] 3,00E-09

0,690 [кг/день], form 1095 до 1460 [день] 3,90E-09

0,673 [кг/день], от 1460 до 2190 [день] 3,80E-09

0,708 [кг/день], от 2190 до 2555 [день] 4,00E-09

0,921 [кг/день], от 2555 до 2920 [день] 5,20E-09

1,053 [кг/день], от 2920 до 3650 [день] 5,95E-09

1,027 [кг/день], от 3650 до 4015 [день] 5,80E-09

1,080 [кг/день], от 4015 до 5110 [день] 6,10E-09

1,043 [кг/день], от 5110 до 7665 [день] 5,89E-09

233U 0,867 [кг/день], от 7665 до 8760 [день] 4,90E-09

0,885 [кг/день], от 8760 до 9125 [день] 5,00E-09

0,867 [кг/день], от 9125 до 10220 [день] 4,90E-09

0,850 [кг/день], от 10220 до 10585 [день] 4,80E-09

0,832 [кг/день], от 10585 до 10950 [день] 4,70E-09

0,779 [кг/день], от 10950 до 12410 [день] 4,40E-09

0,708 [кг/день], от 12410 до 13870 [день] 4,00E-09

0,637 [кг/день], от 13870 до 17885 [день] 3,60E-09

0,549 [кг/день], от 17885 до 20440 [день] 3,10E-09

0,531 [кг/день], от 20440 до 21900 [день] 3,00E-09

Таблица П.3 таблица перегрузки для случая ТРУ.

Нуклид Скорость подпитки Константа подпитки* [с-1]

2,125 [кг/день], first 365 до 1095 [день] 1,20E-08

2,302 [кг/день], от 1095 до 1825 [день] 1,30E-08

2,125 [кг/день], от 1825 до 2920 [день] 1,20E-08

1,9488 [кг/день], от 2920 до 4015 [день] 1,10E-08

2,479 [кг/день], от 4015 до 4380 [день] 1,40E-08

1,948 [кг/день], от 4380 до 4745 [день] 1,10E-08

ТРУ 2,125 [кг/день], от 4745 до 5110 [день] 1,20E-08

1,948 [кг/день], от 5110 до 6935 [день] 1,10E-08

2,479 [кг/день], от 6935 до 7300 [день] 1,40E-08

1,771 [кг/день], от 7300 до 7665 [день] 1,00E-08

1,948 [кг/день], от 7665 до 8030 [день] 1,10E-08

1,594 [кг/день], от 8030 до 8395 [день] 0,90E-08

2,125 [кг/день], от 8395 до 8760 [день] 1,20E-08

1,771 [кг/день], от 8760 до 9125 [день] 1,00E-08

2,125 [кг/день], от 9125 до 9490 [день] 1,20E-08

2,479 [кг/день], от 9490 до 9855 [день] 1,4E-08

2,036 [кг/день], от 9855 до 10220 [день] 1,15E-08

1,594 [кг/день], от 10220 до 10585 [день] 0,90E-08

1,771 [кг/день], от 10585 до 11680 [день] 1,00E-08

1,859 [кг/день], от 11680 до 12045 [день] 1,05E-08

2,214 [кг/день], от 12045 до 12410 [день] 1,25E-08

1,771 [кг/день], от 12410 до 13140 [день] 1,00E-08

2,479 [кг/день], от 13140 до 13505 [день] 1,40E-08

1,771 [кг/день], от 13505 до 13870 [день] 1,00E-08

1,594 [кг/день], от 13870 до 14235 [день] 0,90E-08

1,771 [кг/день], от 14235 до 14600 [день] 1,00E-08

1,948 [кг/день], от 14600 до 14965 [день] 1,10E-08

1,771 [кг/день], от 14965 до 17155 [день] 1,00E-08

1,416 [кг/день], от 17155 до 17520 [день] 0,80E-08

2,302 [кг/день], от 17520 до 17885 [день] 1,30E-08

1,594 [кг/день], от 17885 до 18250 [день] 0,90E-08

1,771 [кг/день], от 18250 до 20440 [день] 1,00E-08

1,594 [кг/день], от 20440 до 21170 [день] 0,90E-08

1,771 [кг/день], от 21170 до 21900 [день] 1,00E-08

1,066 [кг/день], first 365 [день] 6,02E-09

1,177 [кг/день], form 365 до 1095 [день] 6,65E-09

1,160 [кг/день], от 1095 до 1460 [день] 6,55E-09

1,142 [кг/день], от 1460 до 2190 [день] 6,45E-09

1,124 [кг/день], от 2190 до 2920 [день] 6,35E-09

1,107 [кг/день], от 2920 до 4015 [день] 6,25E-09

1,089 [кг/день], от 4015 до 4745 [день] 6,15E-09

1,071 [кг/день], от 4745 до 5475 [день] 6,05E-09

1,053 [кг/день], от 5475 до 6570 [день] 5,95E-09

1,036 [кг/день], от 6570 до 7300 [день] 5,85E-09

1,018 [кг/день], от 7300 до 8030 [день] 5,75E-09

233U 1 [кг/день], от 8030 до 9125 [день] 5,65E-09

0,983 [кг/день], от 9125 до 9855 [день] 5,55E-09

0,965 [кг/день], от 9855 до 10950 [день] 5,45E-09

0,947 [кг/день], от 10950 до 12045 [день] 5,35E-09

0,929 [кг/день], от 12045 до 12775 [день] 5,25E-09

0,912 [кг/день], от 12775 до 13505 [день] 5,15E-09

0,894 [кг/день], от 13505 до 14600 [день] 5,05E-09

0,876 [кг/день], от 14600 до 15330 [день] 4,95E-09

0,859 [кг/день], от 15330 до 16425 [день] 4,85E-09

0,841 [кг/день], от 16425 до 17155 [день] 4,75E-09

0,823 [кг/день], от 17155 до 18250 [день] 4,65E-09

0,805 [кг/день], от 18250 до 19345 [день] 4,65E-09

0,788 [кг/день], от 19345 до 20440 [день] 4,45E-09

0,770 [кг/день], от 20440 до 21535 [день] 4,35E-09

0,752 [кг/день], от 20440 до 21900 [день] 4,25E-09