ИЗВЕСТИЯ ВЫСШИХ УЧЕБНЫХ ЗАВЕДЕНИЙ. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

Существует массив экспериментальных данных, подтверждающих особенность поведения оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность. При первом выходе реактора на мощность и возрастании температуры таблетки оксидного топлива растрескиваются из-за значительного температурного градиента. Последующие изменения связаны с накоплением и перераспределением продуктов деления, что проявляется в изменении пористости топливной матрицы и образовании (или увеличении диаметра) центрального отверстия. На основании опубликованных материалов, посвященных исследованию свойств и особенности поведения оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность, предложена методика учета изменения пористости оксидного топлива и изменения внутреннего диаметра топливной таблетки. Выполнено тестирование методики на примере реального эксперимента по перераспределению пористости по радиусу топливной таблетки. Поскольку на величину максимальной температуры топлива наличие и величина внутреннего отверстия топливной таблетки и изменение пористости топливной матрицы оказывают заметное влияние, учет перестройки оксидного топлива в расчетном моделировании работы твэлов под облучением позволяет более корректно оценивать работоспособность твэла в целом. Предложенная методика может быть использована в программах расчета напряженно-деформированного состояния (НДС) твэлов для учета изменения пористости топлива и изменения внутреннего диаметра топливной таблетки.

Проведен расчетный анализ возможности замыкания ядерного топливного цикла по плутонию в реакторе ВВЭР-1200. Определены и проанализированы основные факторы, формирующие необходимость вовлечения плутония в топливный цикл и замыкания топливного цикла. Для формирования топливной композиции рассматривались несколько источников плутония, а именно, плутоний из отработавшего топлива реакторов ВВЭР, БН и РБМК и плутоний высокого качества. Информация о запасах энергетического плутония различного происхождения, в том числе низкофонового плутония, была найдена в открытых опубликованных источниках. Определены качество каждого из видов плутония и их ценность в тепловом спектре реактора. Рассмотрены стратегии однократного, двукратного и многократного вовлечения плутония. Определены недостатки и преимущества каждого из рассматриваемых видов плутония. Определены время выхода на стационарный уровень по плутонию, доля плутония подпитки при выходе на стационарный уровень, потенциал использования плутония и т.д. Проведены оценки по времени выжигания каждого из видов плутония и экономии природного урана, а также предложен вариант дожигания плутония на примере замкнутого топливного цикла реактора ВВЭР-1200.

Представлены результаты расчетов накопления и трансмутации актиноидов в процессе работы теплового реактора c уран-плутониевым МОКС-топливом. Целью является исследование неопределенности при расчетах выгорания топлива и накопления минорных актиноидов с использованием различных программных комплексов, базирующихся на единой базе ядерных констант. Исследования выполнены на примере расчетов выгорания тестовой модели тепловыделяющего элемента инновационного реактора с регулируемым спектром нейтронов с МОКС-топливом. Расчеты выполнены с использованием программных комплексов MCNP5 и WIMS-D5.Полученные результаты с помощью MCNP5 и WIMS-D5 проанализированы и сопоставлены между собой. В расчетах использованы библиотеки ядерных данных на основе ENDF/B-VII.1 и РОСФОНД-2020.2. Для программы MCNP5 файлы данных были переработаны в формат АСЕ, а для WIMS-D5 представлены в различных энергетических разбивках в 69-ти и 172-х группах. Расчеты выгорания топлива и накопления минорных актиноидов с использованием программы MCNP5 проведены в комплексе c модулями расчета изотопной кинетики ORIGEN2 и CINDER90. При этом использовались различные библиотеки ядерных данных на основе ENDF/B-VII.1 и РОСФОНД-2020.2. Проведенные расчеты по MCNP5 c модулями ORIGEN2 и CINDER90 показали их согласованность. Для программы WIMS-D5 в сравнении с расчетами по MCNP5 показано, что более надежными являются результаты, полученные в 172-х группах.

Переход БН-800 на полную загрузку смешанным оксидным уран-плутониевым топливом и планы по вовлечению в топливный цикл минорных актинидов привели к увеличению константной составляющей погрешности. С целью минимизации этой составляющей погрешности решено создать унифицированную систему групповых констант, с одинаковой точностью описывающей как урановую загрузку, так и загрузку смешанным оксидным уран-плутониевым топливом. Процесс формирования новой системы групповых констант включил в себя выбор исходных файлов нейтронных данных, обновление данных таблиц основных нейтронных сечений, факторов самоэкранировки и коэффициентов Допплера, а также данных о спектрах деления для основных топливных нуклидов. Проведена оценка методической составляющей погрешности для тестовых моделей активной зоны БН-800. С использованием системы групповых констант БНАБ-РФ22 удалось оценить поправку в 299-групповом расчете, которая составила 0,3%. Ранее при использовании библиотеки БНАБ-93 такой возможности не было ввиду отсутствия преемственности файлов оцененных нейтронных данных и используемых групповых констант. Таким образом, создание унифицированной системы групповых констант позволит минимизировать константную составляющую погрешности и обеспечит более точное описание различных топливных конфигураций активных зон реакторов на быстрых нейтронах.

Представлены результаты многолетнего (1976–2019 гг.) радиоэкологического мониторинга водоема-охладителя Белоярской АЭС. Изучено влияние сбросных технологических вод тепловых (AMБ-100 и AMБ-200) и быстрых (БН-600 и БН-800) реакторов АЭС на содержание техногенных радионуклидов в поверхностных водах, донных отложениях, макрофитах и ихтиофауне Белоярского водохранилища. Показано, что технология производства электроэнергии на Белоярской АЭС, основанная на быстрых реакторах, оказывает гораздо меньшее влияние на поступление техногенных радионуклидов в водную экосистему водохранилища. Представлена долговременная динамика удельной активности 60Co, 90Sr, 137Cs и 3H в основных компонентах водной экосистемы на разном расстоянии от источника сброса радионуклидов. В течение всего периода мониторинговых исследований снижение удельной активности радионуклидов станционного происхождения в поверхностных водах составило 4,3–74,5 раза, в донных отложениях – 10–505 раз, в макрофитах – 13–25800 раз, в ихтиофауне – 1,3 – 44,6 раза. Улучшение радиоэкологического состояния водоема-охладителя произошло в результате остановки эксплуатации тепловых реакторов первой очереди атомной станции (AMБ-100 и AMБ-200), а также за счет распада и перераспределения радиоизотопов из водной фазы в донные отложения и миграции с водным стоком из водохранилища в речную систему. Максимальный сброс техногенных радионуклидов в водохранилище отмечен в период проведения восстановительных и дезактивационных работ, направленных на устранение аварий на тепловых реакторах AMБ-100 и AMБ-200 первой очереди Белоярской АЭС.

Натрий-калиевый сплав находит применение, в основном, в ядерных энергетических установках малой мощности, в том числе космических ЯЭУ. При выборе теплоносителя таких ЯЭУ на первый план выступают не соображения стоимости, а вопросы безопасности, предэксплуатационного хранения, транспортировки и запуска заправленных теплоносителем установок. Обоснование использования определенного теплоносителя в космических ЯЭУ требует тщательного изучения их физико-химических свойств, вида и форм существующих в нем примесей, метода поддержания их качества и т.д. В связи с возникновением новых перспективных направлений применения расплавов щелочных металлов, например, в качестве рабочих тел в датчиках измерения давления, в высокотемпературных тепловых трубах и другом оборудовании, не позволяющем проводить периодическую очистку, требуется обоснование методов тщательной предварительной очистки в обеспечении длительного ресурса эксплуатации. Расплавленные щелочные металлы содержат разнообразные примеси, количество которых зависит от конкретных условий работы жидкометаллического контура. Известны такие источники примесей как примеси, поступающие в исходном металле, загружаемом в контур, примеси в инертных газах, оксидные пленки на внутренних поверхностях конструкционных материалов и газы, проникающие через стенки в процессе эксплуатации. В циркуляционных контурах происходит непрерывный отток компонентов сталей в холодную зону, что приводит к увеличению коррозии. Наиболее неблагоприятное влияние на коррозию конструкционных материалов оказывает кислород, имеющий высокую растворимость в щелочных металлах. В статье приведены данные о методах и средствах контроля примесей в контуре и способах очистки сплава от них.

Представлены результаты расчетно-теоретического исследования гетерогенной системы натрий-кислород-водород в натриевом теплоносителе при поступлении воды. Принимается, что концентрации компонентов в образующейся неравновесной системе перераспределяются в соответствии с законом действующих масс. Разработана методика расчета компонентного состава продуктов реакции при взаимодействии воды с натрием. Рассмотрен массоперенос продуктов реакции воды с натрием в натрии применительно к парогенератору натрий-вода. Получены данные по распределению концентраций компонентов реакции натрий-вода в натрии при разбавлении раствора. Подтверждена возможность проведения исследований пространственного распределения компонентов реакции натрий-вода в межтрубном пространстве парогенератора на изотермических моделях. Предложена модель растворения пузырьков водорода в натрии. Рассчитано изменение концентрации компонентов реакции натрий-вода в натрии по длине парогенератора с учетом образования и растворения пузырьков водорода. Рассмотрено влияние образования взвесей щелочи при взаимодействии воды с натрием на компонентный состав продуктов реакции. Получены значения приращения концентрации кислорода и водорода в натрии в зависимости от величины течи воды в натрий.

Приведены результаты исследований облученных быстрыми нейтронами сплавов V−Fe, полученные с использованием внутреннего трения и электросопротивления с целью выяснения влияния радиационно-стимулированных фазовых превращений, распада твердого раствора замещения и внедрения и радиационно-индуцированной сегрегации железа на вакансионное распухание при изохронных отжигах. Для изучения процессов, протекающих при изохронных отжигах в системе V−Fe, был выбран сплав V+0.65 ат.% Fe. Этот выбор обусловлен тем, что в процессе облучения из твердого раствора этого сплава выходит максимальное количество атомов Fe − 0.54 ат.% − по сравнению с другими сплавами, что составляет 83% по отношению к исходному составу. Особенностью восстановления электросопротивления сплава V+ 0.65 ат.% Fe является присутствие пиков скачкообразного изменения значения электросопротивления в области температур 400−1000°С.
В сплаве V+0.65 ат.% Fe, облученном нейтронами до 1.4 сна при температуре 400°С, при изохронных отжигах в области температур 100−1300°С через 100°С в течение одного часа при остаточном давлении не более 7×10−4 Па найдено, что во всем температурном интервале наблюдается миграция атомов Fe. При отжиге до 500°С наблюдаются распад значительной части радиационно-индуцированных сегрегаций и восстановление твердого раствора замещения; в интервале 500−600°С количество атомов Fe, находящихся в твердом растворе, снижается примерно на 50%, т.е. атомы Fe вновь сегрегируют на дефектах, стабильных в этой области температур. Подобные изменения сохраняются до 1000°С; в интервале температур отжига 1000−1300°С в твердом растворе находится около 0.30 ат.% Fe. Определено изменение электросопротивления облученного сплава, вызванного миграцией атомов Fe в матрице V.

Приводятся результаты сравнения расчетных данных с показаниями приборов контроля течи воды в натрий и гидродинамических параметров во втором натриевом контуре, наблюдавшихся во время инцидента с течью воды в натрий в модуле основного пароперегревателя (ОП) РУ БН-600 19 января 1982 г. Расчеты выполнялись с помощью двух кодов, предназначенных для анализа эффективности системы контроля межконтурной неплотности парогенератора при малых течах (SLEAK) и системы защиты парогенератора и второго контура от превышения давления при больших течах (LLEAK-3C 1.0). Использование двух расчетных кодов позволило смоделировать работу системы защиты парогенератора БН-600 при течи в парогенераторе с учетом ее эволюции.
Результаты расчетного моделирования реального инцидента на РУ БН-600 подтверждают адекватность физико-математических моделей, реализованных в кодах SLEAK и LLEAK-3C 1.0.

Статья посвящена обоснованию безопасности реактора СМ и выполнению программы экспериментальных исследований при пуске после изменения компоновки нейтронной ловушки при модернизации реактора. Рассмотрена концепция изменения центральной замедляющей полости активной зоны уникальной научной установки «Высокопоточный исследовательский реактор СМ-3», позволяющая повысить безопасность реактора и существенно расширить экспериментальный объем нейтронной ловушки. В экспериментах на критической сборке получены основные данные для обоснования безопасности модернизированного реактора. Для обоснования гидропрофилирования активной зоны были определены в активационных экспериментах коэффициенты неравномерности энерговыделения в типовых ячейках активной зоны.
По завершении модернизации выполнена поэтапная загрузка топлива в активную зону и проведены экспериментальные исследования на модернизированном реакторе для уточнения его нейтронно-физических характеристик, важных для безопасности. Выполнены работы по подготовке реактора и его систем к пуску после модернизации, проведена поэтапная загрузка ТВС в активную зону. Проведена проверка чувствительности и стабильности работы каналов контроля новой аппаратуры СУЗ. Расчетно-экспериментальными методами исследованы реактивностные параметры модернизированной активной зоны реактора СМ. Определены значения эффективностей, градуировочные характеристики органов СУЗ, запас реактивности и подкритичность активной зоны. Измерены температурный и мощностной эффекты реактивности, определено значение температурного эффекта реактивности и мощностного коэффициента реактивности, оценены величины стационарного отравления нуклидами 135Xe и 149Sm.

Представлена информация об основных конструкторских решениях, принятых в ходе реализованного в АО «ГНЦ НИИАР» инвестиционного проекта Госкорпорации «Росатом» по модернизации активной зоны исследовательского реактора СМ-3. Основными целями модернизации реактора СМ-3 являлись создание новой активной зоны с улучшенными экспериментальными характеристиками и проведение замены конструкций активной зоны для продления срока эксплуатации реактора. Описаны особенности модернизированной центральной зоны уникальной научной установки – высокопоточного реактора СМ-3, выполнен сравнительный анализ ее характеристик с конструкцией,находившейся в эксплуатации с 1993 по 2019гг. В новой нейтронной ловушке удалось расположить за счет эффективного использования полезного объема 57 ячеек со сверхвысокой плотностью потока нейтронов для облучения мишеней вместо 27-ми ячеек в старой конструкции за счет исключения из конструкции активной зоны центрального компенсирующего органа (ЦКО) и создания новых органов аварийной защиты с совмещением функций ЦКО. Рассмотрены пути решения проблем, возникавших на всех стадиях реализации проекта, включая демонтаж, транспортировку и размещение на длительное хранение выработавших ресурс элементов, создание новой центральной зоны и ее установку в корпус реактора. Опыт эксплуатации реактора с новой активной зоной подтвердил правильность разработанных технических решений и продемонстрировал эксплуатационную надежность и безопасность эксплуатации реактора СМ-3.

Приведены результаты экспериментов по исследованию осушки разрушенного ОЯТ ВВЭР после хранения во влажной среде с целью обоснования пожаровзрывобезопасности герметичных пеналов с осушенным ОЯТ при транспортировании, хранении и переработке. На этапе выдержки ОЯТ в растворе борной кислоты в экспериментах определены концентрации урана, плутония и удельная активность продуктов деления в растворе модельных пеналов с ОЯТ. Произведена термовакуумная сушка пеналов с ОЯТ и определены параметры осушки (температура, остаточное давление, скорость осушки), выход водорода и активности 85Kr в процессе осушки, а также аэрозольный выход радионуклидов на фильтры системы термовакуумной сушки ОЯТ. Исследовано накопление водорода в герметичном модельном пенале с осушенным ОЯТ вследствие радиолиза гидратированных продуктов коррозии оксидного ОЯТ, а также изучен выход газообразных продуктов деления (ГПД) в объем пенала. Произведена расчетная оценка количества гидратированных продуктов коррозии оксида урана после хранения в водной среде и определен их химический состав после проведения термовакуумной сушки. Полученные данные могут использоваться для обоснования пожаровзрывобезопасности технологии осушки разрушенного влажного ОЯТ и обращения с осушенным ОЯТ при транспортировке и хранении.

Представлены результаты исследований процессов гидродинамики и теплообмена в реакторах на быстрых нейтронах. Анализируются данные по турбулентному переносу импульса в пучках стержней. Показано, что интенсификация турбулентного переноса импульса в каналах пучков стержней обусловлена крупномасштабным турбулентным переносом импульса (вторичными токами). Объясняется интенсификация межканального турбулентного обмена в тесных решетках стержней. Получена зависимость для коэффициентов неподобия вынужденного проволочной навивкой межканального конвективного обмена массой, импульсом и энергией в пучках стержней. Изложены методики и результаты численного моделирования статистических характеристик теплогидравлики в тепловыделяющих сборках твэлов с использованием метода Монте-Карло, а также термомеханического анализа сборок твэлов в процессе кампании. Изложены результаты моделирования на водяной модели полей температуры и структуры движения теплоносителя в первом контуре реактора в различных режимах. Выявлена устойчивая температурная стратификация теплоносителя в периферийной зоне верхней камеры реактора над боковыми экранами. Показано, что процесс кипения щелочных жидких металлов в тепловыделяющих сборках твэлов характеризуется устойчивыми и пульсационными режимами, кризисом теплообмена. Показано согласие результатов экспериментального и численного моделирований. Построена картограмма режимов течения двухфазного потока щелочных жидких металлов в сборках твэлов. Анализируются влияние шероховатости поверхности твэлов на процесс кипения и теплоотдача при кипении жидких металлов. Показано длительное охлаждение тепловыделяющей сборки с «натриевой полостью» над активной зоной реактора в аварийных режимах с кипением жидких металлов. Сформулированы задачи дальнейших исследований.

Высокопоточный материаловедческий реактор СМ-3 с максимальной плотностью потока нейтронов до 5·1015 с–1× см–2 пущен в эксплуатацию в 1961 г. В период с июля 2019 г. по октябрь 2020 г. была проведена радикальная модернизация реактора с заменой всех внутрикорпусных устройств. Основная научно-техническая идея работ заключалась в кардинальном изменении компоновки активной зоны с двукратным увеличением объема нейтронной ловушки и количества экспериментальных ячеек со сверхвысокой плотностью потока нейтронов. Фактически модернизация представляла собой создание абсолютно новой конструкции активной зоны реактора СМ-3 со значительно улучшенными экспериментальными характеристиками, позволяющими расширить направления научных и прикладных исследований. Создана новая компоновка активной зоны на основе новых конструкций нейтронной ловушки, рабочих органов, исполнительных механизмов и новой аппаратуры системы управления и защиты реактора. Значительно улучшены экспериментальные характеристики реактора, количество ячеек в нейтронной ловушке возросло с 27-ми до 57-ми, возможность наработки трансплутониевых элементов и радионуклидов высокой удельной активности увеличилась в 1,8 раза Существенно улучшена надежность и безопасность эксплуатации, обеспечено продление срока службы реактора, по меньшей мере, до 2040 г. Описаны основные научно-технические решения, содержание и результаты работ по модернизации реактора СМ-3.

Выполнено сценарное моделирование накопления америция и плутония-241 в модели двухкомпонентной ядерной энергетики России с тепловыми (ВВЭР) и быстрыми (БН) реакторами. При этом процесс переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) моделировался в двух вариантах: как приоритетная переработка ОЯТ реакторов ВВЭР или ОЯТ реакторов БН. Помимо накопления америция в системе без выжигания исследовалось накопление этого актинида с учетом его гомогенного выжигания в МОКС-топливе быстрых реакторов на уровне его равновесного содержания ~ 1%. Показано, что приоритетная переработка ОЯТ ВВЭР позволяет уменьшить накопление америция к концу века на ~8 тонн, при этом эффект достигается тем, что используется свежевыделенный плутоний с малой выдержкой, тем самым в быстром реакторе приоритетно уничтожается источник америция без непосредственного обращения с ним. Гомогенная добавка америция в топливо быстрых реакторов типа БН-1200 на уровне ~ 1% позволяет к 2070 г. остановить накопление америция в двухкомпонентной системе, стабилизировав его на уровне ~ 40 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ ВВЭР и ~ 50 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ БН.