Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Исследования возможности повышения наработки плутония в реакторах на быстрых нейтронах при использовании графита в зонах воспроизводства

27.03.2026 2026 - №01 Моделирование процессов в объектах ядерной энергетики

В.В. Колесов В.В. Коробейников А.М. Терехова

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.1.11

УДК: 621.039.59

Исследована возможность повышения наработки плутония в реакторах на быстрых нейтронах за счет использования графита в зонах воспроизводства. Рассматривается проблема ресурсного обеспечения ядерной энергетики через развитие замкнутого топливного цикла, где ключевую роль играет воспроизводство плутония как вторичного топлива. Основная идея работы заключается в том, что смягчение нейтронного спектра в зонах воспроизводства с помощью графита увеличивает захват нейтронов ядрами U-238, что повышает наработку плутония. Для проверки проведены расчеты с использованием программного комплекса SERPENT на модели реактора БН (тепловая мощность 550 МВт). Исследованы два варианта размещения графита – аксиальное расположение (графит по границам зоны воспроизводства и в ее центре) и радиальное (графит в боковых зонах). Результаты показали, что применение графита увеличивает наработку плутония. Также выявлено изменение изотопного состава плутония – в системах с графитом доля Pu-241 возрастает, а Pu-239 снижается, что важно для топливного цикла. Расчеты показали, что графит в зонах воспроизводства эффективно смягчает нейтронный спектр, повышая захват нейтронов U-238; наибольший прирост наработки плутония (до 22%) достигается при центральном размещении графита в аксиальных зонах; результаты подтверждают перспективность использования графита в реакторах БН для оптимизации замкнутого ЯТЦ.

Ссылки

  1. Бобров С.Б., Данилычев А.В., Елисеев В.А., Жукова О.А., Зверков Ю.А., Илюнин В.Г., Матвеев В.П., Морозов А.Г., Мурогов В.М., Новожилов А.И., Орлов В.В., Слесарев И.С., Субботин С.А., Троянов М.Ф., Шафрыгин Б.Ф. Пути развития быстрых энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства. Атомная энергия. 1983;54(4):269–272. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t54-4_1983/p269/ (дата обращения 10.03.2026).
  2. Бобров С.Б., Казачковский О.Д., Матвеев В.И., Троянов М.Ф. Сравнительные параметры топливного цикла быстрых реакторов с различной активной зоной. Атомная энергия. 1989;64(1):56–61. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t64-1_1988/p56/ (дата обращения 10.03.2026).
  3. Алексеев П.Н., Баланин А.Л., Декусар В.М., Егоров А.Ф., Клинов Д.А., Коробейников В.В., Марова Е.В., Маслов А.М., Невиница В.А., Староверов А.И., Фомиченко П.А., Шепелев С.Ф., Широков А.В. Развитие физико-технических решений по проекту БН-1200 в контексте повышения конкурентоспособности технологии БН. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2018;2:71–83. URL: ttps://vant.ippe.ru/images/pdf/2018/2-8.pdf (дата обращения 10.03.2026).
  4. Алексеев П.Н., Гагаринский А.Ю., Калугин М.А., Кухаркин Н.Е., Семченков Ю.М., Сидоренко В.А., Субботин С.А., Теплов П.С., Фомиченко П.А., Асмолов В.Г. К стратегии развития ядерной энергетики России. Атомная энергия. 2019;126(4):183–187. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2546 (дата обращения 10.03.2026).
  5. Алексеев П.Н., Алексеев С.В., Андрианова Е.А.,Асмолов В.Г., Декусар В.М., Зродников А.В., Каграманян В.С., Колтун О.В., Павлов А.С., Пономарев Степной Н.Н., Субботин С.А., Темишев Р.Р., Теплов П.С., Усанов В.И., Цибульский В.Ф. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с тепловыми и быстрыми реакторами в замкнутом ядерном топливном цикле. Подр ред. Н.Н. Пономарева-Степного М.: Техносфера, 2016, 160 с. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/dvuhkomponentnaya-yadernaya-systema_2016 (дата обращения 10.03.2026).
  6. Петров А.Ю., Шутиков А.В., Пономарев-Степной Н.Н., Беззубцев В.С., Баканов М.В., Троянов В.М. Перспективы создания двухкомпонентной ядерной энергетической системы – взгляд российского заказчика. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2019;2:5–15. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.01
  7. Соловьева А.П., Ульянин Ю.А., Харитонов В.В., Юршина Д.Ю. О ценности ОЯТ как сырья для топлива реакторов на тепловых нейтронах. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2019;2:140–152. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.12
  8. Алексеев П.Н., Бландинский В.Ю., Баланин А.Л., Гроль А.В., Невиница В.А., Теплов П.С., Фомиченко П.А., Гулевич А.В., Декусар В.М., Егоров А.Ф., Коробейников В.В., Мосеев А.Л., Марова Е.В., Маслов А.М., Фаракшин М.Р., Шепелев С.Ф., Широков А.В. Оценка эффективности сценариев развития ядерной энергетики России с использованием многокритериального анализа. Атомная энергия. 2020;128(1):3–6. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/3134 (дата обращения 10.03.2026).
  9. Егоров А.Ф., Клинов Д.А., Коробейников В.В., Мосеев А.Л., Марова Е.В., Шепелев С.Ф. Результаты многокритериального анализа сценариев развития ядерной энергетики с учетом структуры энергетики России. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2017;4:64–79. URL: https://vant.ippe.ru/en/year2017/4/neutron-constants/1394-7.html (дата обращения 10.03.2026).
  10. Каграманян В.С., Калашников А.Г., Капранова Э.Н., Пузаков А.Ю. Сравнение характеристик топливных циклов стационарной ядерной энергетики на основе реакторов ВВЭР-ТОИ и БН-1200. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2014;4:92–101. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.4.10
  11. Декусар В.М., Каграманян В.С., Калашников А.Г., Коробейников В.В., Коробицын В.Е., Клинов Д.А. Разработка математической модели топливного цикла атомной энергетики, состоящей из тепловых и быстрых реакторов. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2010;4:119–132. URL: https://nuclear-power-engineering.ru/full-issue/2010-04/ (дата обращения 10.03.2026).
  12. Калашников А.Г., Мосеев А.Л., Декусар В.М., Коробейников В.В., Мосеев П.А. Развитие программного комплекса CYCLE для системного анализа ядерного топливного цикла. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2016;1:91–99. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.1.10
  13. Селезнев Е.Ф. Кинетика реакторов на быстрых нейтронах (ред. А.А. Саркисов). М.: Наука, 2013, 237 с. URL: https://ibrae.ac.ru/docs/109/seleznev.pdf (дата обращения 10.03.2026).
  14. Баканов М.В. Решение научно–технических задач эксплуатации «быстрых» реакторов – от БН-600 к БН-800. Тезисы докладов девятой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» М.: АО «Концерн Росэнергоатом», 2014, c. 7–8.
  15. Leppanen J. Serpent – a Continious-energy Monte-Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. Helsinki, VTT Technical Research Centre of Finland, 2015, 164 p. URL: https://serpent.vtt.fi/serpent/download/ (дата обращения 10.03.2026).

быстрый реактор графит плутоний зона воспроизводства

Ссылка для цитирования статьи: Колесов В.В., Коробейников В.В., Терехова А.М. Исследования возможности повышения наработки плутония в реакторах на быстрых нейтронах при использовании графита в зонах воспроизводства. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 1. – С. 133-143. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.1.11 .

Открыть PDF файл