Статья: ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК МОДЕЛИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА БРЕСТ-ОД-300 НА СТЕНДЕ БФС-2 (2024)

Данная работа посвящена экспериментальным исследованиям применимости опытного образца рефлекс-радарного уровнемера в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя Pb-Bi с учетом влияния оксидных покрытий. Экспериментальные исследования по обоснованию работоспособности проводились в два этапа: на статичной емкости и в условиях циркуляционного стенда. На первом этапе исследований были проведены эксперименты на водяном и свинцово-висмутовом теплоносителях для обоснования работоспособности уровнемера в условиях тяжелого жидкометаллического теплоносителя. На втором этапе исследований были проведены ресурсные испытания в течение 120 часов с постоянным контролем уровня теплоносителя, а также ступенчатый слив теплоносителя из экспериментальной емкости. Было отмечено, что уровень погрешности полученных измерений находится в пределах допустимого. Экспериментальным путем было доказано, что на работоспособность уровнемера не влияют незначительные изменения геометрии, возникшие вследствие перепадов температур, образование оксидных покрытий на ответственных частях уровнемера и небольшое налипание теплоносителя на поверхности. Полученные результаты позволяют с уверенностью сказать о применимости исследуемой модели уровнемера в условиях тяжелого жидкометаллического теплоносителя как для исследовательских стендов, так и для реакторных установок.

Увеличение экспорта отечественных ядерных технологий в другие страны — одна из основных стратегий развития Госкорпорации «Росатом». Очевидно, что для дальнейшего развития в этом направлении необходимо стремиться к сокращению капитальных затрат на сооружение главного экспортного продукта ГК «Росатом» - АЭС с реактором ВВЭР-1200. Это становится особенно актуальным в связи с интенсивным ростом конкуренции на рынке атомных технологий, наблюдаемым в последние годы. Одним из путей улучшения экономических характеристик энергоблока является снижение стоимости пассивных систем при сохранении их проектных функций. В предложенном способе оптимизации системы пассивного отвода тепла (СПОТ) реактора ВВЭР-1200, который заключается в уменьшении площади поверхности теплообменников при одновременном создании мелкодисперсного водного аэрозоля для интенсификации процесса теплоотвода с целью обеспечения мощностных характеристик, заложенных в проекте. В рамках более детального изучения предложенного пути оптимизации было проведено расчетное CFD-моделирование охлаждения водным аэрозолем, теплообменной трубчатой ​​системой пассивного отвода тепла в программном комплексе Ansys. Были получены важные параметры теплоотдачи при использовании водного аэрозоля с различными свойствами. Кроме того, был проведен сравнительный анализ полученных данных с подобными последствиями при охлаждении теплообменной трубки сухим воздухом с целью обоснования обоснованности применения аэрозольного охлаждения.

Приведены результаты экспериментального исследования гидродинамики потока теплоносителя во входном участке ТВС кассетной активной зоны ректора типа РИТМ атомной станции малой мощности. Целью работы является исследование конструкции входного участка двух элементов на перераспределение осевой скорости потока теплоносителя. Для достижения цели проведена серия экспериментов на масштабной экспериментальной модели, включающая элементы конструкции входного участка от тарировочной шайбы до узла крепления твэлов к диффузору, а также пролет твэльного пучка между следящей решеткой и первой дистанционирующей решеткой. Исследования проводятся с использованием пневмометрического метода в нескольких характерных разрезах на более длинных моделях. Расположение точек измеряется в соответствии с поперечным сечением модели. Особенности вывода теплоносителя визуализированы картограммами осевой скорости потока рабочей среды, а также графиками осевой скорости по сечению пучка твэлов. Результаты экспериментального исследования использованы при оптимизации гидравлического профилирования элементов конструкции входного участка ТВС. Полученная база опытных данных может быть использована для валидации отечественной CFD-программы ЛОГОС, а также для уточнения методики теплогидравлического расчета активной зоны в поячечном приближении.

Системы пассивного отвода тепла проектируются для расхолаживания аварийных ядерных реакторов. С целью повышения надежности системы проектируют, используя естественную циркуляцию для отвода остаточных тепловыделений. В ходе проведения экспериментов на простом контуре - имитаторе контура аварийного расхолаживания - получено хорошее совпадение опытных изменений во времени расхода естественной циркуляции и температуры воды и расчетов по коду RELAP-5 в однофазной постановке. При наличии осложняющих геометрию элементов циркуляционного контура, таких как гидрозатвор, часто встречающихся в обычном режиме пассивного отвода тепла, определяется расхождение расчетов с экспериментом. Экспериментаторы назвали причиной несоответствия появления скопления пузырей газа (воздуха) в опускном тракте гидрозатвора, что должно привести к увеличению гидравлического сопротивления и падению расхода циркуляции. Фотография гидрозатвора с прозрачными стенками подтверждена наличием скопления пузырей с объемным газосодержанием на уровне 10 %. Был сделан вывод о необходимости разработки расчетных кодов с моделью, которые более подробно описывают данную ситуацию. Расчетами авторов данной статьи удалось воспроизвести обнаруженное в ФЭИ экспериментальным путем отмеченное явление частичной блокировки расхода естественной циркуляции воды в контуре с гидрозатвором в результате выделения азота и кислорода из растворенного состояния в газообразном состоянии при постоянной мощности нагревателя. В основе расчетной методики использовалась модель гидродинамики с сохранением шести эффектов на основе широко применяемой на основе применения двухфазной гомогенной (двухскоростной) одномерной нестационарной гидродинамической модели. В моделях дополнительно зависит зависимость пределов растворимости газов от температуры.

В настоящей работе представлено исследование теплообмена излучением с расплавленной активной зоной в вышерасположенных конструкциях при гипотетической аварийной ситуации на стадии охлаждения кориума в устройстве локализации расплава (ULR) специально для проекта АЭС-2006. Моделирование осуществлялось модулем THERA, в соответствующем пакете прикладных программ TSAR, разработанным в НИЦ «Курчатовский институт». В представленном описании реализована модуль расчетной методики, в основе которого лежит зональный метод расчета теплообмена излучениями с учетом наблюдаемых свойств парогазовой смеси в расчетной области в соответствии с SLWSGG (спектральная линия, основанная на взвешенной сумме серых газов - спектральная модель взвешенной суммы серых газов). Результаты показывают проявления в виде распределения плотности тепловых потоков, что приводит к изменению структуры ферм-консоли. Также в рамках работы выполнено моделирование сопряженной нестационарной задачи по нагреву фермы-консоли излучением с поверхностью расплава и временными зависимостями от ее температуры. На основе результатов теплового расчета получена величина временного интервала, в течение которого целесообразна подача воды на поверхность расплава для ограничения теплового воздействия со стороны расплава на ферму-консоль.

В работе проблема ложного запуска алгоритма функции безопасности (ФБ) CD13 «течь из первого контура во втором» на Ленинградской АЭС-2 при ложном срабатывании аварийной защиты. При значительных изменениях уровня мощности, включая полный останов реактора, наблюдается значительное повышение уровня воды в парогенераторе и снижение уровня воды в компенсаторе давления, что приводит к нарушениям условий безопасной эксплуатации. Это может привести к ложному срабатыванию функции безопасности CD13. Учитывая наличие переходного режима реакторной установки и его длительность, предлагается ввести временную задержку на активацию ФБ CD13 по сигналу о повышении уровня в парогенераторе на 0,25 м. Для обоснования этого решения и оценки его выполнения при выполнении основных функций алгоритма был проведен расчетный анализ, на первом этапе которого оценивалось наиболее консервативное место размещения течи теплообменных трубок парогенератора и количества трубок, что приводит к некомпенсируемой течи, а на второй стадии проводится альтернативный расчет продолжительности временной задержки. Расчетное обоснование проведения с использованием комплексной модели «Виртуальный энергоблок» ЛАЭС-2, которая разработана на базе программного средства «Виртуальная АЭС». В результате расчетов было установлено, что течь одной теплообменной трубки парогенератора является некомпенсируемой, наиболее бережным расположением течи является верхний ряд трубной пучки около холодного коллектора. По результатам второго этапа можно сделать вывод, что значение расхода теплоносителя первого контура в течь не зависит от выбора временной активации ФБ CD13. Таким образом, на этапе прогресса можно использовать любую задержку в интервале от 0 до 75 секунд.

Повторный залив осушенной активной зоны реакторов воды под ним может иметь негативные последствия для взрывобезопасности атомной станции, которые выражаются в усиленной генерации Великобритании. Следует учитывать необходимость обоснования эффективности повторного применения залива в случае аварии с потерей теплоносителя, состоящего в исключении возможности открытия Конгресса под герметичной оболочкой реакторной установки. В настоящей статье приведены результаты расчетных исследований аварии с гильотинным разрывом соединительного трубопровода КД (двусторонняя течь Ду346) на энергоблоке ВВЭР-1000 с использованием аттестованной программы СОКРАТ. Анализ результатов расчетов с применением комплексного протокола показал, что нынешний уровень знаний о феноменологии повторного залива и неопределенности следующего горения не допускает полного повышения уровня нестабильности по шкале INES-2008 в случае подачи воды в перегретую активную зону по сравнению со сценарием без повторного залива. Таким образом, меры по управлению авариями, рассмотренные в данной статье, не всегда являются эффективными, и решение по их реализации в ходе выполнения электрической энергии должно учитывать текущее состояние энергоблока.

В настоящее время одной из приоритетных задач Госкорпорации «Росатом» является разработка и создание ЯЭУ с жидкометаллическим, в том числе с тяжелым жидкометаллическим, теплоносителем, в частности, РУ малой мощности. Применительно к этой задаче разработана и верифицирована специализированная версия расчетного кода КОРСАР/ЖМТ, основанная на базовой версии системного расчетного кода улучшенной оценки КОРСАР/В1.1 с водяным теплоносителем и последующей версии КОРСАР/В3, учитывающей присутствие в контуре неконденсирующихся газов. Новая версия расчетного кода предназначена для обеспечения расчета безопасности РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем путем численного моделирования стационарных состояний, переходных и аварийных режимов ЯЭУ данного типа. В статье представлено описание методик расчета контурной теплогидравлики в двухжидкостном приближении. В качестве жидкой фазы рассматривается свинцово-висмутовый эвтектический сплав, в качестве паровой - парогазовая смесь. Такой подход позволяет производить расчетное моделирование межконтурных течей. Представлена матрица верификации РК КОРСАР/ЖМТ и приведены примеры валидации данного кода по результатам экспериментов на локальных и интегральных стендах с жидкометаллическим теплоносителем, а также по результатам испытаний стенда КМ-1 с ядерным обогревом.

В ГНЦ РФ - ФЭИ в 2017-2018 гг. был разработан концептуальный проект обеспечения энергоисточника сверхмалой мощности, в котором тепловая энергия применяется из активной зоны тепловыми трубами и преобразуется в электрическую термофотоэлектрическую технологию. Выходная электрическая мощность до 100 кВт, тепловая мощность реактора до 1,2 МВт. Реакторы такой мощности изнашиваются по классу микрореакторов. Проект по решению проблем, связанных с экологически безопасным и экономическим экономическим энергоснабжением объектов гражданского и специального назначения, удаленных централизованных сетей, направленных в основном в арктические регионы России. Сущность проекта состоит из соединений конструкции модульного исполнения активной зоны, передачи тепловой энергии тепловыми трубами и прямого преобразования ее в электрическую с помощью термофотоэлектрических элементов. Известно, что за рубежом активно ведутся разработки микрореакторов с тепловыми трубками, впервые в мире предложено использование же термофотоэлектрических преобразователей в ядерной энергетической установке. защищены рядом патентов на изобретения в России и в ведущих странах мира. В статье представлено краткое описание проекта и проводимых в настоящее время работ с целью его экспериментального обоснования.

Для тяжелых жидкометаллических теплоносителей, содержащих свинец и висмут, характерна наработка изотопов альфа-излучателей - 210Ро, 209Ро и 210mBi. Наиболее радиотоксичен 210Ро, который не представляет опасности в качестве внешнего излучателя, но вызывает серьезное поражение организма при попадании внутрь. В условиях нормальной эксплуатации при сохранении герметичности первого контура полоний не представляет сколько-нибудь значительной радиационной опасности. Опасность возникает в случае разгерметизации первого контура при проведении плановых ремонтов его оборудования, перегрузках ядерного топлива или при аварийных проливах радиоактивного теплоносителя в обслуживаемое помещение. Основной источник опасности - радиоактивные альфа-аэрозоли в воздухе рабочих помещений и поверхностные загрязнения в результате осаждения аэрозолей или контактного переноса альфа-активности. Для обоснования радиационной безопасности и прогнозирования последствий проектных аварий, например разгерметизации газовой системы первого контура или пролива теплоносителя, необходима проверенная по экспериментальным данным модель переноса полония по первому контуру в нормальных условиях эксплуатации и в ситуациях, приводящих к аварии. Ключевое звено такой модели - выход полония из теплоносителя в газовую фазу. В России имеется почти сорокалетний опыт работы со свинцово-висмутовым теплоносителем в реакторах атомных подводных лодок и наземных стендов-прототипов. Отработаны мероприятия и средства для обеспечения защиты персонала при проведении плановых работ и в случае пролива теплоносителя. В данной работе проанализированы процессы переноса полониевой активности по первому контуру реактора со свинцово-висмутовым теплоносителем, рассмотрена потенциальная опасность ее выхода в реакторное помещение и наработанные к настоящему времени средства и способы защиты персонала.

В данной работе рассматривается проблема минимизации накопления и выжигания минорных актинидов. Рассмотрено и определено влияние изотопного состава и качества плутония, используемого в МОКС-топливе, для эффективности воспламенения и трансмутации америки. Расчетное исследование проводилось для восьми видов плутония последовательно изотопного состава и качества. Приведены плутониевые вектора. Определено влияние изотопного состава используемого плутония на темпы накопления америзации и кюри в топливе без амерации в начале кампании, а также определено влияние изотопного качества используемого плутония на темпы накопления и воспламенения амерации с начальной долей амерации в свежем топливе 1 и 2%. Для каждого из рассматриваемых вариантов дополнительно приводятся изотопный состав накапливаемого или выжигаемого америзма, удельные тепловыделение и активность. Также проведены оценки накопления кюрия. Определяется коэффициент обременения кюрием на килограмм выжигаемого америзма. Представлен баланс массы МА в системе, с учетом выжигания америи и накопления кюрия. По результатам расчетного исследования необходимо обеспечить необходимый изотопный состав и качество плутония для эффективного выжигания америки, а также долю амерации в свежем топливе для реализации условий выжигания в зависимости от качества используемого плутония.

Приведены теоретические и расчетные исследования возможности применения минорных актинидов в качестве выгорающих поглотителей в реакторах на быстрых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах работают не только как производство электрической и тепловой энергии и эффективное увеличение топливных ресурсов, но и утилизация запасов минорных актинидов. Для исследований использовали Am с разным нуклидным составом и Np-237. В расчетных исследованиях рассматривалось урановое и МОКС-топливо с использованием разных количеств, учитывающих окиси Am и Np. Оценено влияние спектральных эффектов на разные виды и количества, измеренные в урановом и МОКС-топливо для реакторов на тепловых и быстрых нейтронах. Проведено сравнение топлива по эффективности выжигания минорных актинидов Am и Np. В работе исследуются размеры экономии урана и плутония при добавлении в топливо Am или Np-237. Видно, что в вариантах без зависимости Am или Np расход урана увеличивается. Таким образом, можно говорить о получении дополнительной энергии и электрической энергии при выжигании долгоживущих высокоактивных отходов Am-241 и Np-237 в ядерных реакторах. Показано, что америций, содержащихся в качестве добавки в МОКС или уранового топлива в реакторе на быстрых нейтронах, позволяет не только снизить начальный запас реактивности, но и продлить срок существования реактора.

Работа посвящена расчетному моделированию с использованием ПК Serpent и MCNP5 экспериментальных конфигураций сборок стенда БФС с центральной легководной вставкой (БФС-93) и без нее (БФС-57 и БФС-59). Данное моделирование необходимо, с одной стороны, для верификации программных комплексов для расчета реактора ВВЭР-С. С другой стороны - для верификации расчетных подходов, необходимость проведения которой связана с возрастающей потребностью в расчетном планировании экспериментов, предшествующих экспериментальному моделированию реактора ВВЭР-С на стенде БФС, и анализе результатов. Это связано с тем, что в основе работы реактора ВВЭР-С лежат новые физические принципы: возможность воздействовать на реактивность путем изменения водо-топливного отношения и, соответственно, спектра нейтронов в активной зоне. Другой особенностью моделируемого реактора является применение в его загрузке уран-плутониевого топлива с использование плутония из ОЯТ ВВЭР, которое обуславливает несколько более жесткий, по сравнению с урановым топливом, спектр нейтронов, формирование которого происходит путем реализации сложной совокупности физических процессов. В работе проведен расчетный анализ следующих экспериментов: расчеты на критичность, аксиальное и радиальное распределения энерговыделения, спектральные индексы и аксиальное распределение скоростей реакций деления в измерительном канале. Расчетный анализ данных экспериментов расширяет верификационный базис, а полученные результаты могут быть использованы для верификации программных средств, аттестация которых планируется применительно к расчетам реактора ВВЭР-С. Разработка программы исследований потребовала выполнения значительного количества нейтронно-физических расчетов, при этом для них выбраны те экспериментальные конфигурации критических сборок, которые наиболее близко отражают физические и спектральные эффекты, а также топливные составы.

В статье рассматривается возможность экспериментального обоснования работоспособности твэлов с МОКС-топливом и аксиальной прослойкой для перспективного реактора БН-1200М. Введение аксиальной воспроизводящей прослойки в активную зону обеспечивает возможность соответствующего увеличения кампании ТВС и выгорания МОКС-топлива за счет снижения уровня максимальной плотности нейтронного потока. Представлена информация по опыту облучения ЭТВС с МОКС-топливом на реакторе БН-600. Реакторные испытания твэлов с аксиальной воспроизводящей прослойкой в составе ЭТВС при условиях эксплуатации, соответствующих БН-1200М, будут проводиться впервые. С учетом новизны конструкции намечено разместить только четыре твэла с аксиальной прослойкой в твэльном пучке с гомогенным топливным столбом без прослойки. Приведены целевые параметры эксплуатации твэлов БН-1200М, показано их достижение при облучении экспериментальных твэлов с аксиальной прослойкой в составе КЭТВС-МАК в БН-600. В статье представлен график проведения реакторных испытаний КЭТВС-МАК. Запланировано облучение трех КЭТВС-МАК. По результатам облучения первой КЭТВС-МАК будут получены экспериментальные данные по поведению слоев топливных композиций на границе топлива и воспроизводящей прослойки. Облучение двух последующих КЭТВС-МАК будет проводиться с поэтапным увеличением выгорания МОКС-топлива. Показано влияние КЭТВС на нейтронно-физические характеристики активной зоны и параметры эксплуатации штатных ТВС.

Система диагностирования реакторной установки (СДРУ) БН-800 находится в промышленной эксплуатации на 4-м блоке Белоярской АЭС с 2016 года. СДРУ проводятся для комплексного контроля РУ и выявления на ранней стадии отклонений от правил эксплуатации и аномалий реактивности, температурным и нейтронно-шумовым методами. В статье приведены результаты анализа параметров СДРУ, характерных флуктуаций мощности и реактивности реактора БН-800, при работе реактора с урановой загрузкой активной зоны и при переходе на уран-плутониевое МОКС-топливо в 7-12 микрокампаниях (МК). Показано, что после перехода на МОКС-топливо флуктуации производительности и реактивности в начале повышенияМКли почти в 2 раза. При этом к завершению каждого МК наблюдаются уровни флуктуации, активности и реактивности, снижающиеся до общих для всех анализируемых уровней МК. Отмечено, что после завершения перехода на МОКС-топливо, происходит повышенный уровень флуктуации мощности, регулирующие стержни СУЗ в начале МК перемещаются в ~ 40 раз чаще, чем в конце МК. Более интенсивный режим работы регуляторов увеличивает реальную работу приводов регулирующих стержней и может зависеть от ресурсных характеристик электромеханического оборудования.

Статья посвящена анализу результатов расчета реакторных экспериментов, проведенных на энергоблоках с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 с использованием кода ATHLET/BIPR-VVER (версия 1.0) полномасштабного согласованного нейтронно-физического и теплогидравлического моделирования процессов в ВВЭР. Моделирование проводилось с целью валидации кода ATHLET/BIPR-VVER. Отобранные для моделирования процессы мультифизичны, в них происходит взаимодействие нейтронно-физических и теплогидравлических явлений. В ходе экспериментов проводилась подробная регистрация параметров энергоблока. В статье освещены основные приближения кода ATHLET/BIPR-VVER и представлены результаты моделирования экспериментов. Экспериментальные данные и результаты моделирования имеют достаточную полноту и точность представления для подготовки соответствующих бенчмарков. Приводятся описание следующих экспериментов: - отключение одного из четырех ГЦНА на энергоблоке ВВЭР-1000; - подключение одного ГЦНА к трем работающим на энергоблоке ВВЭР-1200; - переход на режим естественной циркуляции при вводе в эксплуатацию энергоблока ВВЭР-1200. Результаты моделирования описанных экспериментов с использованием кода ATHLET/BIPR-VVER показывают хорошее совпадение с экспериментальными данными и подтверждают паспортную точность расчета физических и теплогидравлических характеристик.

Статья посвящена обсуждению матрично-экспоненциального метода (МЭКСП) обработки экспериментальной кривой N(t) — счета или тока детектора нейтронов для получения временной зависимости реактивности ρ(t) при возмущении размножающей нейтроны системы. Проведено сравнение результатов расчетов реактивности по новому методу с результатами полученными традиционным методом ОРУК в точечном приближении. Показано, что расхождение экспериментальных данных о подкритичности размножающей нейтроны системы, полученных при обработке в точечном приближении показаний от детекторов нейтронного потока, находящихся геометрически в разных местах около системы, может достигать 60 %. Рассмотрена схема учета пространственно-энергетических эффектов (ПЭЭ) при определении реактивности. Данная схема является новой. В рассмотренном в статье примере показано, как применение предложенной схемы учета ПЭЭ при проведении эксперимента типа «разгон — сброс» уменьшает разброс показаний детекторов о подкритичности исследуемой системы примерно в пять раз по сравнению с обработкой в точечном приближении. Проведена расчетная оценка вклада неточности данных о запаздывающих нейтронах в погрешность реактивности с использованием вероятностного подхода. Результаты расчетной оценки заключаются в выявлении того факта, что изменение случайным образом всех λi и βi в пределах ± 5 % при расчете подкритичности системы приводит к ее отклонению в пределах ± 3 % с вероятностью около 80 %.

В настоящей работе представлены результаты моделирования методом Монте-Карло нейтронных процессов в счетчике множественности нейтронов RENMC в программной среде SERPENT. Цель заключается в расчете калибровочных коэффициентов: эффективности регистрации нейтронов и коэффициента отбора совпадений, с учетом их зависимости от нейтронно-физических свойств анализируемых образцов. Созданная модель апробирована на аттестованных объектах металлического плутония АО 95 505/531-44-2021, СП-1 и диоксида плутония ГСО-8454-2003, с которыми были выполнены калибровочные измерения на счетчике RENMC. Развит подход к передаче размера от аттестованных объектов к анализируемым образцам с использованием в качестве методики сравнения построенной математической модели. Рассмотрены результаты измерений с тремя упаковками из ТУК-30 с диоксидом плутония ПО «Маяк», в одном из которых обнаружено повышенное содержание фтора. Данный контейнер был перетарен в 5 контейнеров ВНИИНМ послойно. Всего были проведены расчеты для трех контейнеров ТУК-30 и пяти контейнеров ВНИИНМ. Для уточнения спектра и выхода нейтронов (α, n)-реакции были выполнены расчеты по программе NEDIS 2.0. Результаты работы служат обоснованием применимости разработанной модели счетчика RENMC для корректировки калибровочных коэффициентов в методиках измерений эффективной массы плутония-240.

Создание ядерной энергетической системы нового поколения направлено на реализацию Стратегии устойчивого долгосрочного развития энергетической системы России, повышение доли атомной генерации в выработке электроэнергии, отвечает концепции достижения углеродной нейтральности в области энергетики. Поставленная задача может быть решена путем эффективного замещения выбывающих мощностей электрогенерации энергоблоками нового поколения с реакторами типа ВВЭР и экономически конкурентоспособными реакторами на быстрых нейтронах. При этом развитие проектов инновационных реакторных установок c ВТГР позволит рассматривать возможность использования ядерных технологий в области неэлектрического применения. Повышение ядерной и радиационной безопасности и соответствие требованиям на уровне установок Поколения IV выполняется при проектировании новых реакторов типа ВВЭР, БН, ВТГР. Изменения системных требований, в первую очередь в части технико-экономических показателей, обусловливают развитие проектов, многовариантность организации ЯЭС, что определяет задачи системных исследований сложных энергетических систем с применением широкого набора критериев, включая критерии неэнергетического использования ядерных установок. Развитие ядерных технологий БН и ВТГР обеспечивает повышение уровня безопасности на всех стадиях жизненного цикла объектов ядерной энергетической системы, производство электроэнергии, высокотемпературного тепла, решение задач эффективного использования природного ядерного топлива, замыкания ядерного топливного цикла, наработку радиоактивных изотопов, продуктов технологического цикла, развитие международного бизнеса.