Н.Н. Пономарев-Степной, Е.С. Глушков, В.Н. Гребенник, Е.И.
Гришанин, А.Е. Глушков, В.Е. Демин, В.А. Князев, Г.В. Компаниец,
Н.Е. Кухаркин, Д.Н. Поляков, П.Н. Алексеев, П.А. Фомиченко, В.А.
Невиница, А.С. Пономарев Опыт разработки быстрых газовых реакторов
в России. Препринт ИАЭ-6478/
4. М., 2007 - 70 с.
Опыт разработки реакторных установок в России показал, что оптимальная структура ядерной энергетики должна сочетать быстрые реакторы, вырабатывающие энергию и воспроизводящие делящийся материал, и тепловые реакторы, которые выполняют функции регулирования, комбинированной выработки электроэнергии и высокотемпературного тепла для промышленных и технологических целей. Была показана перспективность использования в ядерной энергетике быстрых газоохлаждаемых реакторов (БГР). Обсуждается опыт разработки БГР в России. Представлены преимущества БГР по сравнению с быстрыми жидкометаллическими реакторами. Рассмотрены возможности улучшения воспроизводства делящегося материала в БГР за счет использования более плотного по сравнению с оксидным топлива, а именно карбидов и нитридов.
На основе ранее полученного опыта делается вывод о перспективности разработки и применения высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов как на тепловых (ВТГР), так и на быстрых (БГР) нейтронах в ядерной энергетике 21 века.
Препринт выполнен при поддержке ведущей научной школы РФ по Госконтракту с Федеральным агентством по науке и инновациям № 02.445.11.7261.
4. М., 2007 - 70 с.
Опыт разработки реакторных установок в России показал, что оптимальная структура ядерной энергетики должна сочетать быстрые реакторы, вырабатывающие энергию и воспроизводящие делящийся материал, и тепловые реакторы, которые выполняют функции регулирования, комбинированной выработки электроэнергии и высокотемпературного тепла для промышленных и технологических целей. Была показана перспективность использования в ядерной энергетике быстрых газоохлаждаемых реакторов (БГР). Обсуждается опыт разработки БГР в России. Представлены преимущества БГР по сравнению с быстрыми жидкометаллическими реакторами. Рассмотрены возможности улучшения воспроизводства делящегося материала в БГР за счет использования более плотного по сравнению с оксидным топлива, а именно карбидов и нитридов.
На основе ранее полученного опыта делается вывод о перспективности разработки и применения высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов как на тепловых (ВТГР), так и на быстрых (БГР) нейтронах в ядерной энергетике 21 века.
Препринт выполнен при поддержке ведущей научной школы РФ по Госконтракту с Федеральным агентством по науке и инновациям № 02.445.11.7261.