Развитие ядерных технологий для создания атомной энергетики нового поколения

Исторически работы по реакторной тематике в институте были связаны с исследовательским тяжеловодным реактором ТВР-ИТЭФ. Физический пуск реактора был осуществлен 26 апреля 1949 г. После ряда модернизаций мощность реактора составляла 2,5 МВт, плотность потока тепловых нейтронов в активной зоне порядка 10¹³ и в центре активной зоны 4∙10¹³ нейтр/см²с. На реакторе проводились исследования по физике нейтронов, а также было налажено производство короткоживущих радиоактивных изотопов медицинского назначения. В 1986 г. после почти 40-летней непрерывной и безаварийной работы реактор был остановлен в связи с выводом из эксплуатации.

Исследовательские реакторы такого типа были построены в КНР и Югославии.

Работы по теории реакторов

Работы по теории реакторов, выполненные в институте, внесли заметный вклад в теорию и методы расчета ядерных реакторов. С участием ученых ИТЭФ создавались основы физики ядерных систем и были развиты аналитические методы их расчета. Авторами важнейших работ были выдающиеся ученые А.И.Ахиезер и И.Я.Померанчук (1946-1947) [1], Б.Л.Иоффе, Л.Б. Окунь (1956) [2], А.Д.Галанин (1957, 1971, 1984, 1990) [3], А.П. Рудик (1960–1980) [4]. Важную роль в развитии гетерогенной теории и её практического применения сыграли работы Б.П.Кочурова (1977, 1985, 1994) [5]. 

Тяжеловодные реакторы атомных электростанций 

В ИТЭФ была принята концепция энергетического тяжеловодного газоохлаждаемого реактора, в которой изначально заложена потенциальная возможность достижения предельной безопасности только за счет внутренне присущих ему свойств

Основными этапами этой работы в прошлом стали научное руководство созданием и эксплуатацией АЭС А-1 с реактором КС-150, работавшей в ЧССР с 1972 по 1977 г., а также разработка до стадии расширенного технического предложения энергоблока с реактором предельной безопасности ТР-1000ПБ.

На АЭС А-1 за время работы выработано 1,48∙10^б МВт∙час электроэнергии. Всего было облучено 108 т урана в 544 ТВС и достигнуто среднее выгорание в выгружаемом топливе 4,5 МВт∙сут/кг. Эксплуатация АЭС А-1 оказалась успешной с точки зрения подтверждения ожидаемых характеристик тяжеловодного газоохлаждаемого реактора в корпуcно-канальной компоновке. Показана высокая эффективность использования природного урана, возможность достижения высокого уровня экологической безопасности и относительно низкой стоимости производства электроэнергии. 

Критический стенд МАКЕТ – ИТЭФ

Критический стенд (КС) МАКЕТ предназначен для исследования нейтронно-физических параметров тяжеловодных реакторных установок и получения прецизионных экспериментальных данных для повышения надежности и коррекции расчетных методик. Он был создан как физическая модель промышленных реакторных установок серии ОК. На нем были обоснованы безопасность и эффективность промышленных тяжеловодных установок широкого класса. Продолжаются работы по сопровождению действующей промышленной установки и разработке новых перспективных режимов для эффективного производства изотопной продукции.

Заложенные в конструкцию КС широкие функциональные и эксплуатационные возможности позволяют проводить экспериментальные исследования практически с произвольными типами топливных решеток. При этом переход от одного типа решеток к другому осуществляется в сжатые сроки. Эксплуатационные возможности КС позволили мобильно создавать полномасштабные физические модели реакторных установок разного типа и выполнять на них обширные программы экспериментальных исследований нейтронно-физических и эксплуатационных параметров создаваемых реакторных установок. В дальнейшем КС МАКЕТ будет широко использован для экспериментального обоснования активных зон проектируемых реакторных установок нового поколения.

Рис. 1. Тяжеловодный критический стенд «МАКЕТ» НИЦ «Курчатовский институт» - ИТЭФ 

Разработка методов и программ моделирования нейтронно-физических параметров ядерных реакторов

Разработка новых и совершенствование имеющихся программных средств для расчета и моделирования реакторных установок являются неотъемлемой частью работ по внедрению современных ядерных установок и перспективных ядерных топливных циклов. В последнее время расчетные методы моделирования новых установок успешно конкурируют с экспериментальными исследованиями в связи с активным развитием вычислительных средств и прогрессом в развитии расчетных методов и программ и библиотек оцененных ядерных данных.

Важным направлением совершенствования программных средств является разработка алгоритма и программы нейтронно-физического расчета реактора на основе интегрально-дифференциального метода решения уравнения переноса нейтронов, который разрабатывается в НИЦ «Курчатовский институт» - ИТЭФ. Интегрально-дифференциальный метод представляет принципиально новый подход к численному решению уравнения переноса. Уникальной особенностью, не имеющей аналога ни в одном из предложенных ранее кинетических методов, является принципиальная возможность представления формы пространственного распределения скалярного потока внутри расчетных зон рядом Тейлора третьей степени и выше. Практическая реализация этого метода существенно повышает точность и детальность расчета, особенно в случае многомерных геометрий при умеренных требованиях к вычислительным ресурсам.