Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Анализ эффективности изменения топливной композиции в импульсном исследовательском реакторе на быстрых нейтронах

27.03.2026 2026 - №01 Применение ядерных методов и средств

Д.Г. Черешков

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.1.13

УДК: 621.039.5

Проанализирован оптимальный вариант исполнения высокопоточного импульсного источника нейтронов периодического действия и проведена дальнейшая проработка концепции импульсного быстрого реактора с топливом на основе нитрида нептуния. Так как запланировано повысить плотность потока нового источника нейтронов на порядок в сравнении с ИБР-2М, то главная цель работы – оценка его текущей разновидности и возможных вариантов изменения конструкции с обеспечением при этом в полной мере надежности и безопасности реакторной установки. На основании расчетного моделирования реактора получены основные нейтронно-физические характеристики и функционалы установки. Таким образом, выделены ключевые параметры реактора с топливом на основе нитрида нептуния, а затем предложены возможные решения по изменению конструкции. Изложены основы изменения конструкции и предполагаемые параметры импульсного реактора периодического действия с инновационными видами ядерного топлива. Например, в качестве топлива использованы перспективные уран-плутониевые топливные композиции, изменен материал модулятора реактивности на более подходящий для активной зоны со смешанным уран-плутониевым топливом и добавлен слой из карбида бора между корпусом реактора и блоками отражателей. Проведено расчетное исследование по обоснованию возможности использования актуальных конструкторских решений в новой реакторной установке. Определены направления дальнейших исследований.

Ссылки

  1. Шабалин Е.П. Импульсные реакторы на быстрых нейтронах. M.: Атомиздат, 1976, 248 с.
  2. Ананьев В.Д., Пепелышев Ю.Н., Рогов А.Д. Расчеты по оптимизации реактора ИБР-2. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2018;3:11–27.
  3. Ананьев В.Д., Лукасевич И.Б., Попов В.Е., Романова Н.В. Предложения по оптимизации кампании ИБР-2. Атомная энергия. 2019;127(3):123–125. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2602 (дата обращения 20.11.2025).
  4. Шабалин Е.П., Аксенов В.Л., Комышев Г.Г., Рогов А.Д. Высокопоточный импульсный исследовательский реактор на основе нептуния. Атомная энергия. 2018;124(6):309–314. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2180 (дата обращения 20.11.2025).
  5. Аксенов В.Л., Шабалин Е.П. Концепция дубненского источника нейтронов четвертого поколения. Поверхность. Рентгеновские, синхротронные и нейтронные исследования. 2018;7:13–19. DOI: https://doi.org/10.7868/S0207352818070028
  6. Черешков Д.Г. Анализ эффективности отражателей в импульсных исследовательских реакторах на быстрых нейтронах. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2025; 5:13–18.
  7. Бойко В.И., Колпаков Г.Н., Селиваникова О.В. Топливные материалы в ядерной энергетике: учебное пособие. Томск: Изд-во Томского политехнического университета, 2008, 186 с.
  8. Васильев Б.А., Крюков А.Н., Фаракшин М.Р., Белов С.Б., Шеряков В.С., Кузнецов А.Е., Филин И.А. Использование МОКС-топлива в реакторе БН-800. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2025;3:45–59. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.03
  9. Адамов Е.О., Забудько Л.М., Матвеев В.И. и др. Сравнительный анализ преимуществ и недостатков использования металлического и нитридного смешанного уран-плутониевого топлива в быстрых реакторах. Известия Российской академии наук. Энергетика. 2015;2:3–15. EDN: TRUTWH.
  10. Зaбyдькo Л.M., Кyринa И.C., Mеньшикoвa T.C. и др. Совместный российско-французский эксперимент по исследованию топлива с повышенным содержанием плутония для быстрого реактора-выжигателя. B сб.: 6-я Pосc. конф. по реакторному материаловедению. Димитровград, 11–15 сентября 2000 г. НИИАP, 2001, с. 159–171.
  11. Рогозкин Б.Д., Степеннова Н.М., Федоров Ю.Е. и др. Результаты испытаний смешанного мононитридного топлива U0,55Pu0,45N и U0,4Pu0,6N в реакторе БОР-60 до выгорания 12% тяж. aт. Атомная энергия. 2011;110(6):332–345. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2021 (дата обращения 20.11.2025).
  12. Голубев В.И., Звонарев А.В., Николаев М.Н., Орлов М.Ю. Влияние отражателей из разных материалов на увеличение захватов нейтронов в урановом экране реактора на быстрых нейтронах. Атомная энергия. 1963;15(3):327–328. URL: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t15-4_1963/p327/ (дата обращения 20.11.2025).

ядерное топливо импульсные реакторы периодического действия реакторы на быстрых нейтронах нитрид нептуния МОКС СНУП эффективность топливной композиции

Ссылка для цитирования статьи: Черешков Д.Г. Анализ эффективности изменения топливной композиции в импульсном исследовательском реакторе на быстрых нейтронах. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2026. – № 1. – С. 160-168. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2026.1.13 .

Открыть PDF файл