О повышении коэффициента качества и эффективности утилизации избыточных нейтронов в реакторе МБИР - page 1

УДК 621.039.55
О ПОВЫШЕНИИ КОЭФФИЦИЕНТА КАЧЕСТВА
И ЭФФЕКТИВНОСТИ УТИЛИЗАЦИИ ИЗБЫТОЧНЫХ НЕЙТРОНОВ
В РЕАКТОРЕ МБИР
В.Ю. Волков
,
В. С. Окунев
Московский государственый технический университет
им. Н.Э. Баумана, Москва
(e-mail:
)
Рассмотрена возможность повышения коэффициента качества проекта реак-
тора МБИР за счет перехода к виброуплотненному МОХ-U-топливу на осно-
ве оружейного плутония и бесчехловой конструкции ТВС. Нейтроны, выле-
тающие из активной зоны, предлагается использовать для трансмутации
технеция-99 и углерода-14 в боковом отражателе реактора.
Ключевые слова
:
коэффициент качества, виброуплотненное МОХ-U-топливо,
трансмутации технеция-99 и углерода-14.
ON INCREASING THE COEFFICIENT OF QUALITY
AND THE EFFICIENCY OF RECYCLING
OF SUPERFLUOUS NEUTRONS IN MBIR REACTOR
V. Yu. Volkov
,
V. S. Okunev
Bauman Moscow State Technical University, Moscow
(e-mail:
)
The possibility to increase of coefficient of quality of the MBIR reactor project at the
expense of changeover to the vibrated МОХ-U-fuel on the basis of weapon-grade
plutonium and fuel assemblies without fuel claddings is considered. It is offered to
use the neutrons, leaving the reactor core, for transmutation of technetium-99 and
carbon-14 in a side reflector of the reactor.
Keywords
:
coefficient of quality, vibrated МОХ-U-fuel, technetium-99 and carbon-14
transmutation.
Введение.
В соответствии с Федеральной целевой программой
(ФЦП) “Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–
2015 годов и на перспективу до 2020 года” [1], принятой Правитель-
ством РФ, ключевыми технологиями новой технологической плат-
формы развития ядерной энергетики России являются реакторы на
быстрых нейтронах (быстрые реакторы) повышенной безопасности,
плотное топливо, сухая переработка отработавшего ядерного топли-
ва, окончательное удаление радиоактивных отходов. Среди перво-
очередных задач реализации ФЦП — разработка проекта прототипа
коммерческого энергоблока реактора на быстрых нейтронах с на-
триевым охлаждением и смешанным уран-плутониевым оксидным
(МОХ) топливом, модернизация экспериментальной базы, предпола-
гающая сооружение многоцелевого быстрого исследовательского ре-
актора (МБИР) с натриевым теплоносителем со свинцовой, свинцово-
висмутовой и другими петлями, необходимыми для эксперименталь-
ISSN 1812-3368. Вестник МГТУ им. Н.Э. Баумана. Сер. “Естественные науки”. 2012. № 3
31
1 2,3,4,5,6,7,8,9,10,11,...20
Powered by FlippingBook