авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ  БИБЛИОТЕКА

АВТОРЕФЕРАТЫ КАНДИДАТСКИХ, ДОКТОРСКИХ ДИССЕРТАЦИЙ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:     | 1 ||

Топливный цикл крупномасштабной ядерной энергетики россии на принципах топливного и радиационного баланса и нераспространения

-- [ Страница 2 ] --

Для оценки влияния неопределенности в ядерных данных на долговременную радиационную опасность РАО ядерной энергетики проведены две серии расчетов состава и радиационных характеристик РАО от переработки ОЯТ реактора ВВЭР-1000, а также реактора БРЕСТ с глубиной выгорания 8%. В каждой серии расчетов в одном варианте изменялись на 10% сечения одной из выбранных ядерных реакций, идущей на изотопах актинидов, и рассчитывалось изменение нуклидного состава выгоревшего топлива (при сохранении глубины выгорания) и изменение радиационных характеристик РАО при длительной выдержке. Показано, что в случае топлива ВВЭР основное влияние на ПБО 235, 236,238 239,241 237 оказывают сечения для Pu и в случае топлива БРЕСТ U, Np, U, 239,240,241 241 и Np. Соответственно для достоверного анализа радиационного Pu, Am баланса крупномасштабной ядерной энергетики важно в первую очередь знание сечений 235- U, 239-241Pu, 237 Np и Am. Остальные изотопы актинидов не столь заметны на фоне продуктов деления и указанных выше изотопов. При этом следует отметить, что изменения сечений актинидов не приводят к существенным (в несколько раз или на порядки) изменениям радиационных характеристик РАО.

Равновесные концентрации МА в топливе быстрых реакторов не велики (менее 1%) и существенного влияния на нейтронно-физические характеристики реакторов не оказывают. Малое количество МА в топливе определяет и относительно невысокий вклад МА в ПБО РАО. Соответственно и влияние их сечений на ПБО долгоживущих РАО не велико. Например, изменение сечения захвата или деления любого из изотопов МА на 10% изменяет суммарную ПБО РАО менее чем на 1%.

В разделе 7.2 показано, что погрешность в знании отдельных эффективных сечений актинидов в быстром нейтронном спектре может достигать 26% (например, сечение деления Cm). Показано, что указанные погрешности незначительно изменяют радиационных характеристики РАО, в частности, ПБО не более чем на 4%.

В целом можно сказать, что для расчетных исследований радиационного баланса ядерной энергетики (ЯЭ) и принятия практических решений по стратегии обращения с актинидами в трансмутационном топливном цикле ЯЭ сечения актинидов известны с достаточной точностью. Соответственно дополнительно уточнять сечения изотопов актинидов исходя из проблемы обращения с РАО нет необходимости.

В представлены результаты разработки альтернативных по восьмой главе отношению к пирохимии, принятой в проекте пристанционного ядерного топливного цикла (ПЯТЦ) БРЕСТ-ОД-300, технологий регенерации ОЯТ БР, реализующих требования широкомасштабной энергетики. Эти исследования развивалось в рамках Отраслевой Программы «Замкнутый топливный цикл широкомасштабной ядерной энергетики на быстрых реакторах с трансмутацией долгоживущих РАО, отвечающий требованиям нераспространения ядерного оружия и радиационной эквивалентности при захоронении радиоактивных отходов», которая выполнялась в 1999 – 2002 г. под руководством автора. В Программе были сформулированы основы научного подхода к построению замкнутого топливного цикла быстрых реакторов с реализацией указанных принципов и определены основные требования к технологии регенерации нитридного ОЯТ. Работы выполнялись институтами Минатома России и Российской академии наук.

Основная цель Программы - разработка критериев, схемы построения замкнутого топливного цикла, обоснование стратегии перехода от существующей ЯЭ к ЗТЦ на базе БР, выбор технологии регенерации и рефабрикации облученного ядерного топлива (ОЯТ) для широкомасштабной энергетики, основанной на свинцовоохлаждаемых (и усовершенствованных натрийохлаждаемых) быстрых реакторах и отвечающей требованиям нераспространения ядерного оружия и радиационной эквивалентности при захоронении радиоактивных отходов.

Основное внимание в Программе было уделено анализу и выбору радиохимической технологии регенерации облученного топлива БР. Именно этот этап является ключевым в исследуемом топливном цикле: здесь выделяется и фракционируется основная масса РАО и здесь не должны выделяться плутоний или уран плутониевая смесь, пригодная для производства ядерного оружия. Остальные этапы регенерации ОЯТ (подготовка к радиохимическому производству, изготовление нитридного топлива, изготовление твэлов и ТВС, обращение с отходами) могут быть общими для рассматриваемых радиохимических технологий и основываться на уже имеющихся технологических решениях с некоторой корректировкой под специфику радиохимических технологий.

На основании предварительных системных исследований (см. главы 3 и 4), консультаций с радиохимиками и рекомендаций разработчиков смешанного нитридного топлива (Б.Д. Рогозкин с коллегами, ВНИИНМ) были сформулированы технические требования к радиохимической технологии. Для каждой из рассмотренных технологий определены: объем оборудования и помещений, объем реагентов в технологических циклах, ежегодный расход реагентов и затраты энергии, ежегодный объем радиоактивных отходов, их состав и форма хранения. Объем годовой переработки ОЯТ должен составлять 25-50 тонн, что соответствует 2-4 энергоблокам с РУ БРЕСТ-1200.

В рамках реализации Программы было рассмотрены следующие технологические схемы: металлургическая регенерация с (высокотемпературная) (совместно ЦНИИТМАШ, ИБРАЭ), регенерация в расплавах фторидных солей с химическим восстановлением актинидов до металлов, комбинированная и (пиро гидрометаллургическая) регенерации нитридного топлива, перекристаллизация в молибдатных и фосфатных расплавах (ВНИИНМ);

варианты газофторидной технологии с высокотемпературным фторированием водная технология с (ВНИИХТ);



органическими экстрагентами - в потоке ОЯТ ТР на РТ2 (Радиевый институт);

газофторидная технология с низкотемпературным фторированием, электролиз расплавов фторидных солей, экстракция жидкими металлами урана и плутония из солевых расплавов и плазменное отделение МА от РЗМ, плазменная регенерация (РНЦ КИ);

электролитическое растворение нитридов в расплаве хлоридных солей с последующим восстановлением до нитридов – LINEX процесс (НИИАР), электролиз расплавов хлоридных солей с восстановлением актинидов до металла на жидком катоде (2001), другие технологи (ИЭ УрО РАН, КрГУ). Курсивом отмечены технологические схемы, по которым были проведены технико-экономические исследования во ВНИПИЭТ.

По всем рассмотренным направлениям были разработаны принципиальные технологические схемы, по большинству – проведено теоретическое и лабораторное экспериментальное обоснование ключевых этапов. По результатам текущего состояния работ для выполнения технико-экономического анализа технологических схем, проведенного во ВНИПИЭТ, были отобраны 6 предложений. При отборе принималось во внимание с одной стороны научный задел и перспективу промышленной реализации (пять направлений), с другой стороны – надежда на гарантированное неразделение урана и плутония (металлургическая технология). Ниже представлено краткое описание основных этапов выбранных для ТЭИ технологических схем.

Для разработанных технологических схем регенерации ОЯТ были подготовлены исходные данные для ТЭИ вариантов пристанционного топливного производства. При проведении ТЭИ было принято, что цех регенерации ОЯТ БРЕСТ-1200 размещается в отдельно стоящем корпусе и расположен на производственной площадке совместно с блоками реакторных установок и другими сооружениями замкнутого топливного цикла.

Проведенные ТЭИ по рассмотренным технологическим схемам в целом позволяют сделать вывод об их пригодности для решения задач, предъявляемых к технологическому процессу пристанционной регенерации ОЯТ РУ БРЕСТ. Используемые технологические процессы в рассматриваемых вариантах технологий, последовательность проведения операций после их доработки обеспечивают регенерацию ОЯТ без разделения урана и плутония и позволяют получать смешанный мононитрид, пригодный для изготовления топливных таблеток. Объективные причины, которые препятствуют реализации рассматриваемых технологий в промышленном масштабе, при достижении требуемой производительности, отсутствуют. Вместе с тем необходимо отметить, что рассматриваемые схемы прошли различный уровень проработки и при их промышленной реализации следует провести большой объем НИР и ОКР.





Сравнение технико-экономических показателей рассматриваемых технологических схем показывает (расчеты 2000-2001 г.г.):

• строительные объемы всех вариантов достаточно близки между собой, среднее значение 232 тыс. м3, лишь для газофторидной технологии объем на 17% меньше;

• средние для вариантов инвестиционные затраты на организацию пристанционного цеха регенерации ОЯТ в ценах 1991 года составляют 112,45 млн. руб., для комбинированной технологии с элементами ПУРЕКС-процесса эта величина на 25% выше (наибольшее отклонение), для металлургической технологии эта величина на 18% ниже;

• из общего ряда по годовым эксплуатационным расходам и, соответственно, по стоимости переработки ОЯТ существенно выделяется пирометаллургическая технология вследствие недостаточно хорошо проработанной схемы обращения с РАО, требующей слишком большое количество контейнеров для хранения РАО;

• все остальные технологические схемы по стоимости регенерации ОЯТ достаточно близки между собой, средняя стоимость регенерации составляет 355 долл. США/кг ОЯТ ценах г.), из них наименее затратными являются (в пирометаллургическая (-28%) и газофторидная (-14,5%) технологии.

Рассмотренная в ТЭИ пирометаллургическая схема регенерации ОЯТ по основным процессам близка к принятой в проекте ПЯТЦ БРЕСТ-ОД-300, экономические характеристики других технологических схем не являются основанием к замене выбранной для ПЯТЦ технологии регенерации ОЯТ.

В рамках ТЭИ эксперты оценивали устойчивость рассмотренных технологий к изменению с целью извлечения и увода из ЗТЦ плутония. Отмечено, что в рамках определенных в технологических схемах характеристик производственных процессов плутоний не выделяется, изменение соотношения урана и плутония близко к заданным условиям (доля плутония не превышает 24% в смеси с ураном). При этом отмечено, что наиболее уязвимыми являются газофторидная технология и ПУРЕКС процесс.

В девятой главе представлены основные технологические особенности проекта ПЯТЦ АЭС с РУ БРЕСТ-ОД-300, разработанного в г.г. Опытно 1999- демонстрационный реактор БРЕСТ-ОД-300 с электрической мощностью 300 МВт (тепловой 700 МВт) должен продемонстрировать конструктивные и концептуальные особенности реакторов БРЕСТ-1200 и их топливного цикла.

Топливный цикл реакторов БРЕСТ содержит этапы, традиционно рассматриваемые в замкнутом топливном цикле быстрых реакторов, за исключением цикла воспроизводящих экранов: облучение топлива в реакторе;

послереакторная выдержка облученных ТВС и их транспортировка в цех по регенерации;

разделка ТВС, извлечение топлива и отделение стальных элементов ТВС;

радиохимическая переработка;

корректировка состава топливной смеси;

изготовление нитридных таблеток;

изготовление твэлов и ТВС;

временное хранение;

транспортировка в реактор.

По проекту весь циклический оборот топлива сосредоточен в здании реактора и примыкающем к нему здании топливного цикла. Для хранения радиоактивных отходов на площадке АЭС имеется хранилище. Объем годовой переработки топлива реактора БРЕСТ-ОД-300 составляет 3,2 т (29 ТВС) при кампании топлива 5 лет и средней по активной зоне глубине выгорания выгружаемого топлива 8,8% тяж. ат., топливо перегружается один раз в год. В разделе представлены основные технические решения по этапам ПЯТЦП. Помимо названных основных этапов, в проекте топливного цикла предусмотрены системы сбора и хранения твердых, жидких и газообразных радиоактивных отходов, хранилище долговременного содержания радиоактивных отходов, система управления и контроля, хранилища реагентов и материалов, система дезактивации, службы ремонта и т.д.

Разработанный в 1999-2002 г.г. проект ПЯТЦ реактора БРЕСТ-ОД-300 предполагал обслуживание замкнутого цикла топлива для реакторов БРЕСТ-ОД-300 (1/ производительности ПЯТЦ) и БН-800 с нитридной активной зоной (3/ производительности ПЯТЦ).

В заключении отражены основные результаты работы.

Разработаны ключевые требования к организации трансмутационного топливного 1.

цикла крупномасштабной ядерной энергетики. Дан перечень мероприятий трансмутационного ядерного топливного цикла, принципиальная схема и численные критерии достижимости радиационной эквивалентности (РЭ);

представлен подход к захоронению РАО с точки зрения соблюдения радиационно-миграционного баланса, учитывающего спад опасности радиоактивных материалов при их длительной миграции от места захоронения к биосфере, и природоподобия захоронений РАО. Представлен подход к технологической поддержке нераспространения в рамках ЗТЦ БР.

Исследованы сценарии развития ЯЭ России с переходом на ЗТЦ для различных 2.

ресурсов природного урана. Представлены результаты расчетного моделирования развития системы ТР по трем сценариям на базе ФЦП РАЭПК. Например, при развитии ЯЭ с ресурсом 690 тыс. тонн природного урана максимальная электрическая мощность АЭС с ТР достигается к 2040 г. и составляет 65,368,6 МВт, далее мощность спадает и 2100 г. последний реактор будет выведен из эксплуатации на базе плутония из ОЯТ ТР в 2100 г. может быть развита система БР мощностью 114-176 ГВт.

Увеличение глубины выгорания уранового топлива ТР с 4,0% до 10% снижает 3.

массу полную массу ОЯТ ВВЭР в 2,5 раза, при этом масса Pu в ОЯТ ТР снижается в 2, раза (соответственно снижается ресурсная база для старта системы быстрых реакторов), масса Am снижается в 1,8 раза. Масса Np в ОЯТ ТР при этом возрастает.

Если ОЯТ ТР направляется на захоронение, то ПБО ОЯТ ТР достигает РЭ с 4.

потребленным системой ТР природным ураном через (1-2)105 лет выдержки ОЯТ, эта величина является неприемлемо большой и требуются иной подход к снижению ПБО РАО – т.е. трансмутация актинидов.

Развитие системы БР на базе плутония из ОЯТ ТР практически ликвидирует ОЯТ 5.

ТР к моменту окончания работы последнего ТР. Соответственно весь плутоний и МА, наработанные в ОЯТ ТР, включаются в замкнутый цикл БР и там «сжигаются».

Ликвидация ОЯТ ТР и замена их на РАО от их переработки и регенерации ОЯТ БР приводит к тому, что в ЯЭ становится возможным достижение РЭ при относительно невысоких (150-500 лет) длительностях выдержки РАО. Т.е. в системе ЯЭ решается проблема долгоживущих РАО – реализуется трансмутационный ЯТЦ.

Соизвлечение из руды и направление в топливный цикл ЯЭ для трансмутации 6.

тория и радия совместно с ураном снижает долговременную активность урановых отвалов в поверхностных хвостохранилищах, так как в них не попадают долгоживущие Ra и Th. Снижение долгоживущей активности урановых отвалов является важной экологической проблемой, решение которой так же актуально для будущей перспективной ядерной энергетики, как и достижение радиационной эквивалентности в топливном цикле ЯЭ и местах захоронения РАО.

Для решения задачи снижения долгоживущей радиоактивности РАО наиболее 7.

важно из поступающего на захоронение материала удалить актиниды от U до Cm. Это снижает ПБО оставшихся продуктов деления примерно на 3-4 порядка. Отсюда следует цель трансмутации актинидов – перевод их в продукты деления, а не перевод из одних актинидов в другие. Из продуктов деления с периодом полураспада более 25 лет внимания заслуживают 90Sr и Cs с дочерними нуклидами. Из-за малых сечений взаимодействия с нейтронами эти нуклиды не могут эффективно быть трансмутирована и единственный способ обращения с ними – контролируемая выдержка, возможно – полезное использование в изотопных устройствах, либо захоронение.

Рекомендованное значение доли теряемых в РАО актиноидов 0,1% приемлема, по 8.

крайней мере, до конца 21 века для реализации РЭ. Для гарантий достижения РЭ на отдаленные периоды действия ЯЭ необходимо: в ближайшие десятилетия реализовать соизвлечение совместно с добываемым ураном радия и тория;

в 22 веке снижать долю теряемых в РАО актиноидов, снизить накопление С в топливе (перейти на азот, 15 обогащенный изотопом N), решить вопрос трансмутации Sn. Для отдаленных периодов действия ЯЭ (через тысячи лет) можно реализовать лишь радиационно миграционную эквивалентность.

Показано, что длительность внереакторной части топливного цикла для топлива 9.

как ТР так и БР существенно влияет на баланс топлива в замкнутой системе ядерной энергетики, соответственно влияет на темп развития системы БР, если это развитие осуществляется на плутонии из ОЯТ. Для повышения темпа развития целесообразно уменьшение длительности выдержки ОЯТ ТР до 20 лет и менее, ОЯТ- БР – до 1-2 лет.

Приведены результаты концептуальной разработки хранилища для длительной 10.

контролируемой выдержки в течение 200 лет долгоживущих высокоактивных отходов (элемент трансмутационного ЯТЦ) на примере ядерной энергетики мощностью ГВт(эл.). Исходя количества подлежащих хранению ПД, общий объем основных секций хранилища составляет около 280 тыс. м3. Стационарная мощность основных секций хранилища (ДВАО, Cs, Sr, Cm) равна примерно 108 МВт. Отвод тепла осуществляется воздухом при его естественной циркуляции с температурой на выходе из трубы 3000С.

Рассмотрено влияние спектра нейтронов на нейтронный баланс трансмутационных 11.

237 цепочек Np и Am. Баланс ядерных реакций трансмутационных цепочек Np и Am показал, что в спектре быстрого реактора эти цепочки достаточно короткие и в них рождается больше нейтронов (избыток 0,8-1,0 нейтрона на одно стартовое ядро), чем поглощается. В спектре теплового реактора эти цепочки длиннее, и в них поглощается нейтронов больше (дефицит 0,7-0,83 на одно стартовое ядро), чем рождается. Для покрытия дефицита нейтронов требуется сжигать дополнительное ядерное топливо.

Рассмотрена задача трансмутации МА из ОЯТ ВВЭР в альтернативных по 12.

отношению к коммерческому БР установках. Во всех рассмотренных установках эта задача может быть решена. Но в большинстве установок для трансмутации МА требуется сжигать плутоний – от 2,4 до 11.2 кг плутония на 1 кг МА. При этом сокращается ресурсная база развития системы быстрых реакторов. Для сравнения – в БР типа БРЕСТ 1200 при загрузке МА выше равновесного уровня (0,6-0,7% т.а.) гомогенно в топливо или гетерогенно можно трансмутировать МА со скоростью 97166 кг/эфф. год без добавки дополнительных делящихся нуклидов.

Рассмотрена эффективность введения специализированного трансмутатора в ЗТЦ 13.

для «сжигания» МА, выделенных из ОЯТ ВВЭР и БР. Показано, что для решения задачи трансмутации долгоживущих МА при развитой системе быстрых реакторов нет необходимости в создании специализированных трансмутаторов.

Рассмотрена возможность трансмутации осколочных I и Tc в торцевом экране 14.

реакторов типа БРЕСТ. Показано, что реально достижимая скорость трансмутации в реакторе БРЕСТ-1200 составляет 30 (129I) или 58 (99Tc) кг за эффективный год облучения.

Нитридное топливо реакторов типа БРЕСТ непригодно для изготовления ядерных 15.

зарядов, если в процессе регенерации и фабрикации уран и плутоний не разделяются, и содержание плутония в уран-плутониевой смеси не повышается до 24% на всех стадиях передела. Если на какой-либо стадии регенерации топливо переводится в металлическое состояние, то содержание плутония в нем не должно повышаться по сравнению принятым для реактора БРЕСТ уровнем. И в этом случае по своим размножающим свойствам будет соответствовать принятому критерию удовлетворения требованиям нераспространения.

МА могут представлять потенциальную опасность как материал для изготовления ядерного заряда по причине малых величин критмасс. По этой причине выделять их в отдельные фракции нежелательно. Но даже в случае выделения изотопных смесей Am и Cm в отдельные фракции их оружейное использование крайне затруднено по причине высокой радиоактивности. Опасение может вызывать лишь нептуний.

Рассмотрены потенциал развития мощностей ТР с Th-U ТЦ и радиационные 16.

характеристики образующихся в торий-урановом цикле долгоживущих РАО. При реализации бридерного режима в Th-U ТЦ радиационные характеристики образующихся РАО близки к соответствующим характеристикам РАО из равновесного U-Pu ТЦ при одинаковой энерговыработке. Рассмотрены сценарии ввода Th-U с 2050 года параллельно развивающейся U-Pu энергетике. Рассмотрен открытый ТЦ и замкнутый ТЦ с выдержкой ОЯТ 1 год. Введение открытого Th-U цикла для ТР делает невозможным достижение радиационной эквивалентности. Введение замкнутого Th-U цикла в ТР существенно затрудняет достижение радиационной эквивалентности - Потребуется дополнительно организовывать трансмутацию МА из ОЯТ Th-U цикла и кроме этого – трансмутировать Pa и добиваться малой потери урана в отходы.

Проведен анализ экспериментальных данных и результатов расчетного анализа 17.

экспериментов на стендах БФС-1, БФС-2 и БР-1 (1999-2004 г.г.) по определению сечений актинидов в быстром спектре нейтронов. Для всех экспериментов проведено сравнения рассчитанных и измеренных величин. Показано, что для основных актинидов ядерного топлива (235,238U, 239-242 Am) эффективные сечения деления и измеренные сечения Pu, поглощения известны с точностью не хуже 10%. Для отдельных изотопов расхождения могут достигать 26%. Проведено исследование влияния отмеченных расхождений на долговременный радиационный баланс ядерной энергетики. Показано, что отмеченные расхождения в сечениях слабо влияют на полученные автором результаты, соответственно дополнительно уточнять сечения изотопов актинидов исходя из проблемы обращения с РАО нет необходимости.

Разработаны критерии и требования к радиохимическим технологиям, 18.

реализующим радиоэквивалентный подход к обращению с РАО и технологическую поддержку нераспространения в ЗТЦ широкомасштабной энергетики. На основе этих критериев и требований были разработаны принципиальные технологические схемы, по большинству – проведено теоретическое и лабораторное экспериментальное обоснование ключевых этапов. Для выполнения технико-экономического анализа технологических схем, проведенного во ВНИПИЭТ, были отобраны 6 предложений. Проведенные ТЭИ в целом позволяют сделать вывод о пригодности рассмотренных схем для решения задач, предъявляемых к технологическому процессу пристанционной регенерации ОЯТ РУ БРЕСТ. Объективные причины, которые препятствуют реализации рассматриваемых технологий в промышленном масштабе, при достижении требуемой производительности, отсутствуют. Технологические схемы по стоимости переработки ОЯТ достаточно близки между собой, средняя стоимость переработки составляет 355 долл. США/кг (в ценах г.), при этом наименее затратными являются пирометаллургическая и (-28%) газофторидная (-14,5%) технологии.

Основные элементы ЗТЦ БР крупномасштабной энергетики были реализованы в 19.

виде пристанционном ядерном топливном цикле (ПЯТЦ) в рамках проекта АЭС с опытно демонстрационным реактором БРЕСТ-ОД-300. ПЯТЦ сдержит этапы, традиционно рассматриваемые в замкнутом топливном цикле быстрых реакторов, за исключением цикла воспроизводящих экранов. Весь циклический оборот топлива сосредоточен в здании реактора и примыкающем к нему здании топливного цикла. Проект показал, что нет принципиальных трудностей, которые препятствуют созданию ПЯТЦ, основные требования к ЗТЦ крупномасштабной ЯЭ в нем могут быть реализованы.

Основные публикации по теме диссертации.

Статьи в ведущих рецензируемых научных журналах 1. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Степень приближения к радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и природного урана в топливном цикле ядерной энергетике России // Атомная энергия.

1996. Т. 81. Вып.6. С.403-409.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Влияние 2.

трансмутационного топливного цикла на достижение радиационной эквивалентности высокоактивных отходов и урана ядерной энергетике России // Атомная энергия.

1996. Т. 81, Вып.6. С.409-415.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Модели развития 3.

крупномасштабной ядерной энергетики России с трансмутационным ЯТЦ и достижением радиационной эквивалентности // Атомная энергия. 1997. Т. 82. Вып.l.

C.3-9.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Минимизация 4.

высокоактивных отходов при функционировании крупномасштабной ядерной энергетики России // Атомная энергия. 1997. Т. 82. Вып.3. С.209-218.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Минимизация 5.

высокоактивных отходов при замене ядерной технологии производства электроэнергии в России // Атомная энергия. 1997. Т. 83. Вып.2. С.133-140.

E.О. Adamov, 1. Kh. Ganev, А.У. Lopatkin et al. The raw material and waste activity 6.

balance in the projected nuclear power of Russia // Nuclear Engineering and Design. 1997.

V.173. P. 277-291.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Равновесная 7.

активность объектов ЯТЦ в перспективной ядерной энергетике России // Атомная энергия. 1998. Т. 85. Вып.5. С.358-363.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Параметры 8.

хранилища для окончательного захоронения высокоактивных отходов в перспективной ядерной энергетике России // Атомная энергия. 1998. Т. 85. Вып.1.

С.27-35.

Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В., Смиронв В.С.

9.

Самосогласованная модель развития ядерной энергетики и ее топливного цикла // Атомная энергия. 1999. Т. 86. Вып.5. С.361-370.

10. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В.

Радиационные характеристики отработавшего ядерного топлива и отходов при неводных методах переработки // Атомная энергия. 2000. Т. 89. Вып.3. С.203-211.

11. Лопаткин А.В., Орлов В.В., Сила-Новицкий А.Г., Филин А.И. Бибилашвили Ю.К., Рогозкин Б.Д., Леонтьев В.Ф. Топливный цикл реакторов БРЕСТ // Атомная энергия.

2000. Т. 89. Вып.4, С.308-314.

12. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гомогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ // Атомная энергия. 2000. Т. 89. Вып.5. С.355-361.

13. Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Гетерогенная трансмутация Am, Cm, Np в активной зоне реактора типа БРЕСТ // Атомная энергия. 2000. Т. 89. Вып.5. С.362-365.

14. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В., Смирнов В.Г.

Обращение с облученным топливом РБМК-1000 и ВВЭР-1000 при развитии ядерной энергетики // Атомная энергия. 2001. Т. 90. Вып.2. С.121-132.

15. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Радиационные характеристики топлива и отходов в U-Pu и Th-U ядерных топливных циклах // Атомная энергия. 2001. Т. 90. Вып.6. С.431-438.

16. Лопаткин А.В., Величкин В.И., Никипелов Б.В., Полуэктов П.П. Радиационная эквивалентность и природоподобие при обращении с радиоактивными отходами // Атомная энергия. 2002. Т. 92. Вып.4. С.308-317.

17. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Потенциал развития и возможность достижения состояния радиационной эквивалентности урана и отходов в перспективной ядерной энергетике // Атомная энергия. 2003. Т. 95. Вып.2. С.83-88.

18. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В. Влияние глубины выгорания и выдержки облученного ядерного топлива на отношение массы Am, Cm, Np и делящегося плутония // Атомная энергия. 2004. Т. 96. Вып.2. С.126-132.

19. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. Потенциальная биологическая опасность урана, используемого в ядерном топливном цикле // Атомная энергия. 2004. Т. 96.

Вып.6. С.462-468.

20. А.В. Лопаткин, В.В. Орлов. Влияние спектра нейтронов на характеристики трансмутационных цепочек Np, Am и Cm // Атомная энергия. 2006. Т. 100. Вып.6.

С.452-458.

21. Адамов Е.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Джалавян А.В., Лопаткин А.В., Муравьев Е.В., Орлов В.В. Вклад НИКИЭТ в формирование стратегии развития ядерной энергетики России // Атомная энергия. 2007. Т. 103. Вып.1. С.5-15.

22. Лопаткин А.В., Орлов, Лукасевич И.Б., Зайко И.В., Ганев И.Х. Возможности развития реакторов БРЕСТ и трансмутационного топливного цикла в условиях реализации современных планов развития ядерной энергетики // Атомная энергия. 2007. Т. 103.

Вып.1. С.21-28.

Книги и монографии 23. Захаркин Б.С., Лопаткин А.В. Топливный цикл ядерной энергетики. Машиностроение.

Энциклопедия / Ред. совет: К.В. Фролов (пред.) и др. М.: Машиностроение.

Машиностроение ядерной техники. Т. IV-25. В 2-х кн. Кн.1. Е.О. Адамов, Ю.Г. Драгунов, В.В. Орлов и др. Под общ. Ред. Е.О. Адамова. 2005. – С.35–51.

24. Белая книга ядерной энергетики / Адамов Е.О. и др.;

под ред. Е.О. Адамова.

Монография. – М.: Изд-во ГУП НИКИЭТ. 2001. 270 с.

25. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г., Орлов В.В.

Трансмутационный топливный цикл в крупномасштабной ядерной энергетике России.

Монография. М.: ГУП НИКИЭТ, 1999.

Препринты 26. E.O. Adamov, I.Kh. Ganev, A.V. Lopatkin, V.G. Muratov, V.V. Orlov. High-level waste management during deployment, operation and phaseout of large-scale nuclear power in Russia. RDIPE No. ЕТ-97/39. 1997.

27. Адамов Е.О., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Обращение с высокоактивными отходами при развитии, работе и выводе из действия крупномасштабной ЯЭ России.

Препринт НИКИЭТ № ЕТ-97/35. М.: ГУП НИКИЭТ, 1997.

28. Адамов А.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Муратов В.Г.,Орлов В.В.

Трансмутационный топливный цикл в безотходной ядерной энергетике. Препринт ФГУП НИКИЭТ № ЕТ-99/48. М.: ГУП НИКИЭТ, 1999.

29. Б.А. Габараев, И.Х. Ганев, А.В. Лопаткин, В.В. Орлов, В.А. Решетов. Региональное хранилище для длительного контролируемого хранения долгоживущих высокоактивных РАО. Препринт НИКИЭТ № ЕТ-2000/51. - М.: НИКИЭТ, 2000.

30. Адамов А.О., Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Орлов В.В. Параметры ЯТЦ и трансмутация минорных актиноидов из ОЯТ тепловых реакторов при развитии ядерной энергетики России в соответствии со «Стратегией развития атомной энергетики России в первой половине ХХI века». Препринт ФГУП НИКИЭТ № ЕТ 02/59. М.:ГУП НИКИЭТ. 2002.

31. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В. и др. Некоторые вопросы топливного цикла нового поколения быстрых реакторов. Препринт ФГУП НИКИЭТ № ЕТ-2003. М.:

НИКИЭТ, 2003.

Доклады на крупных конференциях 32. A.G. Glazov, A.V. Lopatkin, V.V. Orlov, P.P. Poluektov, V.I. Volk, V.F. Leontyev,R.S.

Karimov. Fuel cycle of BREST reactors. Solution of the radwaster and nonproliferation problems. International Conference on Innovative Technologies for Nuclear Fuel Cycles and Nuclear Power. 23-27 June 2003. Vienna, Austria. IAEA-CN-108-52.

33. I.Kh.Ganev, Yu.N.Kuznetsov, A.V.Lopatkin, V.A.Reshetov, V.A.Moskin/ Role of homogeneous reactor used for burning actinides to provide safety of prospective nuclear fuel cycle. European Nuclear Congress, ENC-2002, France, Lille, Патенты 34. Патент на изобретение №2184995. Способ эксплуатации быстрого гомогенного реактора. Авторы изобретения: Кузнецов Ю. Н., Решетов В. А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Москин В.А. Приоритет от 15.07.1998.

35. Патент на изобретение №2157006. Способ управления реактивностью быстрого гомогенного реактора. Авторы изобретения: Кузнецов Ю. Н., Решетов В. А., Ганев И.Х., Лопаткин А.В., Москин В.А. Приоритет от 20.04.1999.

36. Патент на изобретение №2296381. Способ вскрытия оболочки тепловыделяющего элемента. Авторы изобретения: Чебыкин В.В., Кудяков В.Я., Афоничкин В.К., Чернов Я.Б., Перин С.М., Каримов Р.С., Гузанов В.Н., Панов Г.А., Филин А.И., Орлов В.В., Лопаткин А.В. Приоритет от 30.12.2004.



Pages:     | 1 ||
 

Похожие работы:





 
2013 www.netess.ru - «Бесплатная библиотека авторефератов кандидатских и докторских диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.