Обоснование радэквивалентности с учетом развития АЭ. Этап 2022 года

Объектом исследования являются характеристики потенциальных ядерных установок для развития ядерной энергетики с торий-урановым топливным циклом. Целью работы является получение основных нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР электрической мощностью 1200 МВт с торий-урановой загрузкой, параметров наработки урана-233 в быстром реакторе БР-1200, термоядерном и жидкосолевом реакторе. По рассмотренным загрузкам реактора ВВЭР с ориентацией на характеристики топливного цикла с глубиной выгорания топлива 40 и 50 МВт.сут/кг рассчитана кампания топлива с рециклом урана и тория. Показано, что в течение кампании топлива по мере выгорания урана в ТВС происходит перераспределение плотности потока нейтронов в тепловую область энергии. Исследован вопрос повышения глубины выгорания топлива использованием выгорающих поглотителей. Получены оценки по загрузке реактора, данные по подпитке торием и ураном-233 и состав выгрузок облученного ядерного топлива. Получены характеристик жидкосолевого реактора тепловой мощностью 2,4 ГВт при использовании несущей соли типа 0,73LiF-027BeF2. При верхнем пределе концентрации фторидов тория и урана в соли 20 % по российским и иностранным референциям в реакторе формируется жесткий энергетический спектр плотности потока нейтронов при наработке урана-233 на уровне 180 кг в год. Производительность урана-233 в ториевом экране БР-200 составляет 126 кг/год. Производительность ториевого бланкета термоядерного реактора по урану-233 составляет 7-8 кг в год на каждый мегаватт нейтронной мощности, приходящейся на бланкет, в зависимости от альбедных свойств плазменного объема. Представлены алгоритмические основы расчетного комплекса БАЛАНС для реализации научных исследований развития ядерной энергетики России с замкнутым торий-урановым циклом.