Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Анализ привлекательности ядерных материалов применительно к пристанционному топливному циклу быстрого реактора естественной безопасности БР-1200

21.06.2017 2017 - №02 Топливный цикл и радиоактивные отходы

Е.М. Львова А.Н. Чебесков

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2017.2.10

УДК: 621.039.51

К настоящему времени в научной литературе сложилось довольно устойчивое понятие «привлекательность ядерных материалов». Под этим подразумевается потенциальная возможность применимости ядерных материалов, находящихся в топливном цикле гражданской атомной энергетики, для создания примитивных ядерных взрывныхустройств или даже ядерного оружия. Это понятие служит в качестве сравнительного анализа различных ядерных материалов для их возможного несанкционированного применения. Привлекательность ядерных материалов определяется, в первую очередь, их ядерно-физическими свойствами, присущими этим материалам. К таким свойствам относится возможность рассматриваемого материала осуществить самоподдерживающую цепную реакцию деления, иначе он будет абсолютно непривлекательным для отмеченных выше целей. Кроме этого основного свойства важными характеристиками материала, влияющими на его привлекательность, являются собственный нейтронный фон и тепловыделение. Представлен анализ топливных композиций, которые рассматриваются в топливном цикле быстрого реактора естественной безопасности БР-1200 (БРЕСТ-1200) с пристанционной инфраструктурой ядерного топливного цикла, с точки зрения их привлекательности. Объектом исследования являются простейшие системы в виде сфер, содержащие ядерные материалы топливного цикла быстрого реактора БР-1200 без отражателей нейтронов и окруженные такими отражателями из различных материалов. При этом для каждой такой системы определяется ее критическое состояние, для которого находятся основные свойства, характеризующие привлекательность ядерного материала с учетом материала отражателя и его толщины.

Ссылки

  1. Интернет-ресурс http://www.riatomsk.ru/article/20151020/sooruzhenie-novejshego-reaktora-brest-300-seversk-2016.
  2. Avrorin E.N., Chebeskov A.N. Fast Reactors and Nuclear Nonproliferation. Proc. Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles «Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13)». – Paris, France, 4-7 March, 2013. – PP. 5-6.
  3. Chebeskov A.N, Decusar V.M. Evaluation of the Scenario for Innovative Russian Nuclear Power development. Proc. 2007 ANS/ENS Int. Meeting «Making the Renaissance Real». – US, Washington DC, 11-15 September, 2007. – PP. 8-9.
  4. Chebeskov A.N., Butler J, Dyer J., Edmunds T., Jia J., Oussanov V. Advances in Decision Analysis. – Cambridge University Press 2007. – PP. 489-513.
  5. Chebeskov A.N, Whitlock J., Bari R. Status of the Gen-IV Proliferation Resistance and Physical Protection (PRPP) Evaluation Methodology. The IAEA International Safeguards Symposium, 20-24 October, 2014. – PP. 28-31.
  6. Chebeskov A.N, Kagramanyan V.S. Role of the International Fuel Centers with Fast Reactors in Minimization of Proliferation Risk. Proc. 16th Pacific Basin Nuclear Conference (16PBNC). Oct. 13-18, 2008. Aomori, Japan. – PP. 7-8.
  7. Chebeskov A.N, Kagramanyan V.S. International Nuclear Fuel Centers in Global Nuclear Power Infrastructure. Int. Workshop on Non-Proliferation Embedded at the XI Int. Conf. «Nuclear Safety & Nuclear Education». – Central Institute for Continuing Education & Training, Obninsk, Russia, Sep 30 - Oct 2, 2009. – PP. 7-8.
  8. Chebeskov A.N. New Technological Platform of Nuclear Power. Int. Workshop «Multilateral Concepts of Nuclear Fuel Cycle in Asia Pacific». – The University of Tokyo, 26-27 October, 2009. – PP. 10-12.
  9. Chebeskov A.N, Kagramanyan V.S. Role of the International Fuel Centers with Fast Reactors in Minimization of Proliferation Risk. Proc. of Global 2009. – Paris, France, September 6-11, 2009. – P. 8.
  10. Chebeskov A.N, Poplavskaya E.V. International nuclear fuel cycle centers in the global infrastructure of nuclear power (Technological aspects of the problem). «Reactors and Related Fuel Cycles: Challenges and Opportunities (FR09)», December 7-11, 2009, Kyoto, Japan. – PP. 7-8.
  11. Chebeskov A.N., Poplavsky V.M. Status and Tends of Development of Fast Reactor Technology in the Russian Federation. Proc. 7th Tsuruga Int. Energy Forum, November 19-20, 2010. – Tsuruga, Fukui, Japan. – PP. 10-12.
  12. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций – (ОПБ-8897)(ПНАЭГ-01-011-97). Основные термины и определения п.13. Интернет-ресурс https://ohranatruda.ru/ot_biblio/normativ/data_normativ/8/8253/
  13. Ваганов А. Стратегически важный реактор // Независимая газета. – 2002. – Вып. 19 (3103).
  14. Сила Новицкий А. (НИКИЭТ). Быстрые реакторы для крупномасштабной ядерной энергетики). Интернет-ресурс http://atominfo.ru
  15. Костин В.И. Нелегкий выбор. О задачах развития широкомасштабной гражданской атомной энергетики и проблеме выбора реакторных технологий для её реализации. Интернет-ресурс http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=911/
  16. Орлов В.В. Инициатива Президента Российской Федерации и долговременная стратегия Минатома России. По поводу статьи Н. Пономарева-Степного в журнале «Ядерный контроль», № 2, 2001 г. Интернет-ресурс http://archive.li/c0unH
  17. Chebeskov A.N., Korobeynikov V.V., Kudryavtsev E.G., Tikhomirov B.B. Quantitative Approach to Evaluate Attractiveness of Nuclear Fuel Cycle Materials. Int. Conf. «Multilateral Technical and Organizational Approaches to the Nuclear Fuel Cycle Aimed at Strengthening the Non-proliferation Regime». Moscow, 13-15 July, 2005. – PP. 2-3.
  18. Carson Mark J. Explosive Properties of Reactor-Grade Plutonium. // Science&Global Security. –1993. – No. 4. – PP. 111-128.
  19. Waltar Alan E., Todd Donald R., Tsvetkov Pavel V. Fast Spectrum Reactors. – Springer Science + Business Media, LLC 2012. – PP. 64-66.
  20. Глесстон С., Эдлунд М. Основы теории ядерных реакторов. – М.: Издательство иностранной литературы, 1954. – С. 148-155.

быстрый реактор БР-1200 привлекательность реакторного топлива для несанкционированного использования нитрид урана СНУП-топливо критическая система с отражателем нейтронов бериллий вольфрам