В работе представлено стратегическое направление развития ядерной энергетической системы на основе реакторов деления и синтеза, которое обеспечивает производство электроэнергии в заданных масштабах, решает топливную проблему на длительную перспективу, гарантирует наименьший риск радиоактивного загрязнения окружающей среды. Современные представления о перспективах развития атомной энергетики на основе быстрых реакторов, которые в будущем будут замещать тепловые реакторы, в силу большой длительности этого процесса и необходимости дополнительных ресурсов природного урана вынуждают рассматривать возможность практической реализации такой стратегии как маловероятную. Кроме того, топливный цикл быстрых реакторов потребует быстрой переработки высокоактивного топлива и по этой причине топливный цикл будет обладать большим риском негативного радиационного воздействия на окружающую среду. Перевод ядерной энергетики на быстрые реакторы приведёт к полной замене инфраструктуры, связанной со строительством и эксплуатацией реакторов. При развитии ядерной энергетической системы с реакторами синтеза и деления потребности в природном уране будут соответствовать современным оценкам экономически привлекательных запасов, риск радиационного загрязнения окружающей среды, связанный с переработкой ОЯТ, будет минимальным, сохранится и современная инфраструктура атомной отрасли, т.е. преобладание генерирующих мощностей на реакторах на тепловых нейтронах. Таким образом, объединение в рамках единой системы производства энергии за счёт ядерных реакций деления и синтеза вызывает значимый синергетический эффект, в котором недостатки каждой из технологий компенсируются другой технологией ядерного производства энергии. Ключевые слова: ядерная энергетическая система, замкнутый топливный цикл, гибридный термоядерный реактор синтеза, подавленное деление, жидкосолевой бланкет, быстрые ядерные реакторы, тепловые ядерные реакторы.

Most nuclear reactors under operation are thermal reactors, which consume 235U in once-through fuel cycle resulting in ineffective resource utilization and dramatic SNF volume growth. However, sustainable nuclear energy system (NES) should provide NFC closing for all hazardous radionuclides to minimize its life-time within NES and to make risk to be proportional to NES capacity, rather than total energy produced. These two basic principles require enough amount of neutrons for both energy generation and hazardous radionuclides transition to fission products. Therefore, taking into account politic, economic and technological risks and uncertainties, these issues can be solved in terms of two-component NES consisting of both thermal and fast reactors. In this work two methods to estimate neutron balance in NES are discussed. The fist method is based on the analysis of nuclear transformation chain due to radioactive decays and neutron induced reactions. The second one is the most complete one and relies on reaction rates comparison. Neutron balance estimation approach is demonstrated for two-component NES case study.

This article presents a comparison of results of simulation of VVER-440 reactor fuel burnup by means of ISTAR set of tools using ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 evaluated nuclear data libraries. Code verification is required on the basis of both experimental data and computational uncertainty analysis. A VVER-440 fuel rod burnup simulation using ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 evaluated nuclear data libraries was performed as preliminary step before comparison of nuclear data uncertainty analysis and calculation/experiment. Fuel irradiation conditions and SNF nuclide composition experimental data were obtained from radiochemical assays of irradiated VVER-440 fuel report. Fuel burnup simulation was carried out by means of ISTAR set of tools using Monte-Carlo code for spectrum averaged reaction rates evaluation required for solution of Bateman's equations. As a result, Kinf and nuclide composition across burnup were estimated for the sample considered. On the basis of two nuclear data libraries’ implementation for depletion simulation it was shown that Kinf uncertainties rise across burnup from 0.4% at the beginning of life up to 0.7% at the end of life. Heavy nuclides composition uncertainties run up to 9.5% for Am-241 at the end of the 4th life time; however for main uranium and plutonium isotopes the uncertainties do not exceed 1.2%. Most fission products composition uncertainties stay below 7.3% except Sm-150 nuclide (15.1%). The next step will be a comparison with experimental spent nuclear fuel isotopic composition data considering the above mentioned uncertainties.

No abstract

No abstract